Реакторной установки
Аппаратчик гидрирова ния; аппаратчик пере гонки; аппаратчик про изводства химических реактивов; аппаратчик этерификации
Аппаратчик производства химических реактивов слесарь-ремонтник; еле сарь по ремонту аппаратурного оборудова ния
Аппаратчик производства химических реактивов; аппаратчик электроли за; слесарь по ремонту аппаратурного оборудования; слесарь-ре-монтник
Аппаратчик производства химических реактивов; аппаратчик приготовления химических растворов; слесарь по ремонту аппаратурного оборудования; слесарь-ремонтник
Аппаратчик производства химических реактивов; мастер; слесарь по ремонту аппаратурного оборудования; слесарь-ремонтник
Аппаратчик производства химических реактивов; аппаратчик перегонки
Аппаратчик производства химических реактивов; аппаратчик обессолива-ния воды; мельник
Аппаратчик производства химических реактивов
Аппаратчик производства химических реактивов; аппаратчик сжигания
3480 Аппаратчик производства химических реактивов; аппаратчик приготовления химических растворов; механик; начальник смены; начальник участка; слесарь по ре-монту аппаратурного оборудования; слесарь-ремонтник
Аппаратчик производства химических реактивов; сливщик-разливщик
влен в 1973 г.) в основном все компоненты реакторной установки в целом действовали хорошо, хотя 3 раза за этот период имели место небольшие протечки натрия во втором контуре. Во всех трех случаях причиной протечек натрия были небольшие трещины в сварочных швах регулирующего клапана на входе натрия в парогенератор. После удаления из схемы второго контура клапанов на входе в парогенераторы протечки прекратились.
Пожар на Чернобыльской АЭС стал результатом аварии по техническим причинам, схожим с причинами аварии на АЭС Three Mile Island. В ночь на 26 апреля на четвертом энергоблоке при выводе его на плановый ремонт проводились эксперименты, связанные с исследованием режимов работы одного из турбогенераторов, при этом не обеспечивался должный контроль и не были приняты соответствующие меры безопасности. В результате создалась неконтролируемая ситуация и наступил момент, когда мощность реакторной установки внезапно начала быстро возрастать. Резкое повышение температуры в активной зоне создало условия для возникновения пароцир-кониевой и других химических экзотермических реакций, в результате которых образовалась смесь водорода и оксида углерода, способная к тепловому взрыву. В 1 ч 23 мин произошли последовательно два взрыва. Взрывная волна частично разрушила реактор, перекрытия над ним и часть стены корпуса энергоблока. Над крышей реакторного блока взлетел фейерверк раскаленных осколков графитовой кладки и горячих обломков конструктивных элементов. Выброс раскаленного радиоактивного графита и высокая температура взрывной волны привели к образованию более 30 очагов пожара на кровле вспомогательного корпуса, машинного зала, в некоторых помещениях энергоблока.
При нормальной работе реакторной установки должно быть обеспечено подавление радиолиза воды путем выбора соответствующих режимов работы реактора и вспомогательного оборудования. В случае бескоррекционного режима равновесная концентрация водорода на входе в активную зону должна составлять около 1 см3-кг4, в коррекци-онных режимах концентрация водорода в воде на входе в активную зону должна составлять 2—5 смЗ-кг"1 с точки зрения необходимости подавления радиолиза путем добавок водорода или гелиево-водородной смеси в теплоноситель.
Все помещения и технологические аппараты реакторной установки должны быть обеспечены системами сдувки и вентиляции. При работе этих систем средние концентрации в свободных объемах помещений и аппаратов не должны превышать предельно допустимых значений, рассчитываемых на основании ГОСТ 12.1.004—85. Автоматическая защита, прекращающая работу реактора, должна срабатывать при достижении в наиболее вероятных местах скопления водорода помещения реактора, вспомогательных систем или оборудования реакторной установки критической концентрации водорода.
В паровом пространстве компенсатора давления реактора следует создавать условия перемешивания, обеспечивающие равномерное распределение концентраций водорода во всех помещениях и аппаратах реакторной установки.
Пожары в кабельном хозяйстве обычно приводят к остановке отдельных узлов и агрегатов либо всего объекта. В случае, когда пожар затрагивает систему управления и безопасности реакторной установки АЭС, может иметь место нарушение технологических условий расхолаживания реактора.
Существует возможность того, что пожар, который затронул оборудование станции, не связанное напрямую с ее безопасностью, может в конечном счете создать угрозу безопасности АЭС. Авария на АЭС Three Mile Island (США) является примером последовательности событий, при которых поломка системы, не связанной с безопасностью, привела к повреждению .системы, связанной с безопасностью. Не менее важно и то, что в общую массу последствий войдет отрицательная реакция населения на сообщения о том, что пожар потенциально содержал ядерную опасность (если даже пожар был достаточно быстро ликвидирован). Последний фактор обусловлен тем, что в последние годы достаточно много говорится об АЭС, широко обсуждаются вопросы о возможных опасностях для окружающей среды. Поэтому представляется вполне целесообразным попытаться хотя бы в общих чертах обрисовать техническую сторону этого вопроса так, как она ставится перед теми, для кого надежность АЭС является ежедневным занятием. При этом стоит еще раз напомнить, что как юридически, так и практически (в противоположность тому, что говорят или иногда пишут) именно эксплуатационники реакторной установки несут полную ответственность за обеспечение безопасности ее работы.
Сложность конструкций и режимов нагружения оборудования реакторной установки с ВВЭР-1000 определяет необходимость экспериментальных исследований натурных конструкций в реальных условиях эксплуатации АЭС. Эту задачу можно выполнить только методом натурной высокотемпературной тензометрии. Принципиальной особенностью натурной тензометрии является проведение исследований в условиях высоких температур, радиационных и длительных механических воздействий.
реакторного оборудования в реальных условиях эксплуатации. Созданы сложные комплексы информационно-измерительных систем, включающие специально разработанные первичные преобразователи — высокотемпературные тензорезисторы, гермотензодатчики и гермотермопары; специализированная вторичная аппаратура с заданными параметрами, ЭВМ со специальным набором алгоритмов и программ сбора и анализа информации, позволяющие получать надежные результаты по напряженно-деформированному состоянию исследуемых узлов реакторной установки в процессе испытаний при стационарных и переходных режимах эксплуатации. Эти системы выполнены в мобильном и стационарном вариантах, обеспечивающих исследование в штатных условиях.
В ряде узлов реакторной установки произошли изменения тер-монагруженности, при этом наибольшее воздействие испытал патрубок аварийной питательной воды ПГ. Изменение напряжений и температур на наружной поверхности патрубка аварийной питательной воды (АПВ) в его утонченной части приведено в гл. 2
вания выполнялись на тех узлах, которые в основном определяют безопасность и ресурс реакторной установки (корпус реактора по высоте активной зоны, днище, зона патрубков); внутрикорпусные устройства (ВКУ); узел главного разъема (шпильки); трубопровод первого контура; главный циркуляционный насос (ГЦН); компенсатор объема; парогенератор; барботажный бак; патрубки крышки реактора, фланец; теплообменник второго контура реактора БН-600 (трубные доски).
 Читайте далее:
 Регламентируются соответствующими
Регулярно очищаться
Регуляторы первичного
Результаты измерений
Регулирования процессов
Регулирования технологических
Регулируется автоматически
Регулирующего устройства
Рекомендации относительно
Рекомендуется использование
Рекомендуется окрашивать
Рекомендуется осуществлять
Рекомендуется привлекать
Рекомендуется располагать
Результаты наблюдений
| 
