CS252269B1 - The method of blocking the emergency protection of the first type from the failure of the last operating turbine generator - Google Patents
The method of blocking the emergency protection of the first type from the failure of the last operating turbine generator Download PDFInfo
- Publication number
- CS252269B1 CS252269B1 CS853941A CS394185A CS252269B1 CS 252269 B1 CS252269 B1 CS 252269B1 CS 853941 A CS853941 A CS 853941A CS 394185 A CS394185 A CS 394185A CS 252269 B1 CS252269 B1 CS 252269B1
- Authority
- CS
- Czechoslovakia
- Prior art keywords
- blocking
- failure
- type
- protection
- emergency protection
- Prior art date
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Control Of Turbines (AREA)
Abstract
Způsob blokování havarijní ochrany prvního druhu od výpadku poslední pracující turbiny je určen pro jaderné elektrárny s reaktory typu WER se setrvačníkovými hlavními cirkulačními čerpadly. Jeho podstata spočívá v blokování této ochrany až do výkonové hladiny, při níž lze spolehlivě odvést páru vyráběnou v parogenerátorech bez nebezpečí zvýšení tlaku v nich na úroveň působení pojistných ventilů parogenerátorů, popřípadě bez nebezpečí zvýšení tlaku v primárním okruhu na úroveň působení jeho pojistných ventilů. Tím se dosáhne snížení teplotních šoků zejména na palivu, zbytečných ztrát ve výrobě elektrické energie a během spouštěcích prací narušení plynulosti a časových ztrát.The method of blocking the first type of emergency protection from the failure of the last operating turbine is intended for nuclear power plants with WER type reactors with flywheel main circulation pumps. Its essence lies in blocking this protection up to the power level at which the steam produced in the steam generators can be reliably discharged without the risk of increasing the pressure in them to the level of action of the steam generator safety valves, or without the risk of increasing the pressure in the primary circuit to the level of action of its safety valves. This will reduce temperature shocks, especially on the fuel, unnecessary losses in electricity production and disruption of continuity and time losses during start-up work.
Description
Vynález se týká způsobu blokovaní havarijní ochrany prvního druhu od výpadku posledního pracujícího turbogenerátoru u reaktorových bloků se setrvačníkovými hlavními cirkulačními čerpadly a řeší minimalizaci jejího zásahu.The present invention relates to a method of blocking emergency protection of the first kind from the failure of the last operating turbine generator in reactor blocks with flywheel main circulating pumps and solves the minimization of its intervention.
Dosud známý způsob blokování havarijní ochrany od výpadku posledního turbogenerátoru počítá s nezbytností blokovat tuto ochranu během počátků zvyšování výkonu reaktoru až do přifázování turbogenerátoru a zvýšení jejich výkonu na úroveň vlastní spotřeby bloku, případně je omezen 20 až 35 % nominálního výkonu Nad touto výkonovou hladinou se uvedená ochrana odblokovává, takže výpadek turbogenerátorů znamená odstavení reaktoru havarijní ochranou prvního druhu, tedy ne jrychle’j ším způsobem odstavení.The known method of blocking emergency protection from the failure of the last turbogenerator counts on the necessity to block this protection during the beginnings of reactor power up to the phasing of the turbogenerator and increasing their output to the level of the unit's own consumption. the protection unlocks, so that the failure of turbine generators means shutdown of the reactor by emergency protection of the first kind, ie not by the fastest way of shutdown.
Každé zapůsobení havarijní ochrany prvního druhu vede k rychlým teplotním změnám v palivu a hlavních technologických komponentách jaderné elektrárny, a tím k jejich značnému namáhání a snižování jejich životnosti.Any impact of the first type of emergency protection leads to rapid temperature changes in the fuel and the main technological components of the nuclear power plant, and thus to their considerable stress and reduction of their service life.
Výpadek posledního pracujícího turbogenerátoru bývá jednou z příčin falešného působení havarijní ochrany I. druhu. Protože výpadky samotných turbogenerátorů jsou ve velké většině způsobeny míjivými signály nebo rychle odstranitelnými příčinami, způsobuje zásah havarijní ochrany prvního druhu od tétó příčiny kromě teplotních šoků i zbytečné ztráty na výrobě elektrické energie a během spouštěcích prací narušení plynulosti a časové ztráty.Failure of the last working turbogenerator is one of the causes of false action of emergency type I protection. Since the outages of the turbine generators themselves are largely due to missing signals or quickly remedies, the first type of emergency response from this cause, in addition to thermal shocks, causes unnecessary losses in power generation and disturbances in continuity and time during start-up work.
Výše uvedené nedostatky podstatně zmírňuje způsob blokování havarijní ochrany reaktoru od výpadku posledního pracujícího turbogenerátoru, u jaderných elektráren se setrvačníkovými hlavními cirkulačními čerpadly /u nichž je doběh zabezpečen vždy i bez provozu turbogenerátorů/, podle vynálezu.The aforementioned drawbacks are substantially mitigated by the method of blocking the reactor emergency protection from failure of the last operating turbine generator, in nuclear power plants with flywheel main circulation pumps (in which the run-off is always ensured even without turbine generator operation), according to the invention.
Jeho podstata spočívá v blokování havarijní ochrany od výpadku posledního pracujícího turbogenerátoru až do výkonové hladiny při níž lze spolehlivě odvést páru vyráběnou v parogenerátorech bez nebezpečí zvýšení tlaku v nich na úroveň působení pojistných ventilů parogenerátorů, popřípadě bez nebezpečí zvýšení tlaku v primárním okruhu na úroveň působení jeho pojistných ventilů.Its essence consists in blocking the emergency protection from the failure of the last operating turbine generator up to the power level at which the steam produced in steam generators can be reliably removed without the risk of pressure increase in the steam generators safety valves or safety valves.
252 269252 269
Podle vynálezu se v libovolném okamžiku za provozu stanoví součet hltností všech provozuschopných přepouštěcích stanic, vyhodnotí se připravenost obvodů schopných snížit výkon reaktoru v závislosti na zvýšeném tlaku páry před turbínou a na základě předem provedeného výpočtu se pro případ výpadku posledního pracujícího turbogenerátoru přisoudí konkrétnímu stavu přípustná hranice „výkonu reaktoru, při níž je možné ještě uvedenou ochranu blokovat při dodržení výše uvedených podmínek.According to the invention, at any time during operation, the sum of the ingestion of all operable transfer stations is determined, the readiness of the circuits capable of reducing the reactor power as a function of the increased steam pressure upstream of the turbine is evaluated. 'Reactor power at which the protection can still be blocked under the above conditions.
Tímto způsobem blokování se docílí posunutí přípustné hranice výkonu k vyšším výkonovým hladinám.In this way, the permissible power limit is shifted to higher power levels.
Příklad /Example /
Pokud je u jaderné elektrárny v provozuschopném stavu obvod pro snižování výkonu reaktoru způsobilý snížit výkon na polovinu do 30-ti sekund při zvýšení tlaku páry před turbínou a přepouštěcí stanici do atmosféry o celkové hltnosti 15 % nominální produkce páry, je možné držet uvedenou ochranu zablokovanou až do 58 % nominálního výkonu reaktoru, můžeme-li připustit maximální převýšení tlaku o 1 MPa.For a nuclear power plant in working order, if the reactor power reduction circuit is capable of halving the power within 30 seconds by increasing the steam pressure upstream of the turbine and the releasing station to an atmosphere of 15% of nominal steam production, it is possible to keep this protection blocked up to 58% of the nominal reactor power, if a maximum excess pressure of 1 MPa is acceptable.
Pokud u takového bloku jsou dva turbogenerátory, lze tedy tuto ochranu držet v zablokovaném stavu vždy, pracuje-li pouze jeden turbogenerátor.Thus, if there are two turbine generators in such a unit, this protection can be kept locked whenever only one turbine generator is operating.
Budou-li spolehlivě k provozu připraveny i přepouštěcí stanice do kondenzátorů turbín o celkové hltnosti 50 -t 60 % nominální páry, lze uvedenou ochranu držet v zablokovaném stavu i při 100 % výkonu reaktoru a odblokovat ji /nikoli nechat působit/ pouze pokud by se během provozu přepouštěcí stanice do kondenzátoru staly neprovozovatelnými.If releasing stations for turbine condensers with a total capacity of 50 -t 60% of the nominal steam are reliably prepared for operation, this protection can be kept blocked even at 100% of the reactor power and can be unlocked (not allowed to act) only if operation of the transfer station to the condenser became inoperable.
Uvedený způsob blokování lze realizovat ručně i automaticky,.This type of blocking can be implemented manually or automatically.
V případě dostatečné hltnosti přepouštěcích stanic do atmésféry, jejichž provozuschopnost je závislá pouze na provozuschopném stavu jejich ovládacího obvodu, se lze dokonce bez výše uvedené ochrany obejít /zablokována trvale/.In the case of sufficient overflow of the transfer stations into the atmosphere, the operability of which depends only on the operable state of their control circuit, it is even possible to dispense (blocked permanently) without the above protection.
Claims (2)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS853941A CS252269B1 (en) | 1985-06-03 | 1985-06-03 | The method of blocking the emergency protection of the first type from the failure of the last operating turbine generator |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS853941A CS252269B1 (en) | 1985-06-03 | 1985-06-03 | The method of blocking the emergency protection of the first type from the failure of the last operating turbine generator |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CS394185A1 CS394185A1 (en) | 1987-01-15 |
| CS252269B1 true CS252269B1 (en) | 1987-08-13 |
Family
ID=5380945
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CS853941A CS252269B1 (en) | 1985-06-03 | 1985-06-03 | The method of blocking the emergency protection of the first type from the failure of the last operating turbine generator |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CS (1) | CS252269B1 (en) |
-
1985
- 1985-06-03 CS CS853941A patent/CS252269B1/en unknown
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CS394185A1 (en) | 1987-01-15 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US5169595A (en) | Reactor core isolation cooling system | |
| US5106571A (en) | Containment heat removal system | |
| EP0331887A2 (en) | Turbine-generator shaft-coupled auxiliary generators supplying short-duration electrical loads for an emergency coolant injection system | |
| KR101463440B1 (en) | Passive safety system and nuclear power plant having the same | |
| US9031183B2 (en) | Emergency core cooling system | |
| US10008295B2 (en) | Emergency core cooling system and boiling water nuclear plant | |
| CN107403650B (en) | Secondary side passive waste heat discharging system of offshore floating nuclear power station | |
| Aminov et al. | Multifunctional backup for NPP internal needs | |
| US5428652A (en) | Secondary-side residual-heat removal system for pressurized-water nuclear reactors | |
| CN104952495A (en) | Secondary side residual heat removal system for twin-reactor nuclear power plant | |
| CN104616709A (en) | Safety and stability control method based on asynchronous oscillation of nuclear power units | |
| US6164072A (en) | Method and apparatus for matching a secondary steam supply to a main steam supply of a nuclear or thermal renewable fueled electric generating plant | |
| US4948551A (en) | Method of protecting a pressurized water nuclear reactor against failures in its emergency stop means | |
| CS252269B1 (en) | The method of blocking the emergency protection of the first type from the failure of the last operating turbine generator | |
| US5657360A (en) | Reactor container | |
| KR20140040518A (en) | Passive secondary condensation system for light water reactor equipped with water supplying system to steam generator in case of emergency against station blackout or defunctionalization of passive auxiliary feedwater system in nuclear power plant | |
| US20250006392A1 (en) | Nuclear cogeneration plant having a reactor with an indirect thermodynamic cycle without extraction or discharge of liquid water from/to the environment | |
| CN105070327A (en) | Nuclear power station secondary side long-term waste heat removal system | |
| RU2702100C1 (en) | Method of uninterrupted power supply for auxiliary needs of npp | |
| EP4187553A1 (en) | Passive condensation tank cooling system of passive auxiliary feedwater system | |
| Conway et al. | Simplified safety and containment systems for the IRIS reactor | |
| RU2812839C1 (en) | Method for improving efficiency of emergency backup of auxiliary needs of double-circuit npp | |
| KR102455236B1 (en) | A cooling system using unuseful water of passive auxiliary feedwater system | |
| KR102173808B1 (en) | Method for preventing reactor trip during vacuum loss of condenser | |
| CN118463146A (en) | A secondary steam-water system and method for a direct current steam generator of a nuclear power unit |