CS259812B1 - Method of grading emergency protection of a nuclear reactor, type VVER - Google Patents
Method of grading emergency protection of a nuclear reactor, type VVER Download PDFInfo
- Publication number
- CS259812B1 CS259812B1 CS865241A CS524186A CS259812B1 CS 259812 B1 CS259812 B1 CS 259812B1 CS 865241 A CS865241 A CS 865241A CS 524186 A CS524186 A CS 524186A CS 259812 B1 CS259812 B1 CS 259812B1
- Authority
- CS
- Czechoslovakia
- Prior art keywords
- reactor
- power
- turbine
- control system
- failure
- 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 odstupňování: ochrany jaděrného reaktoru je- určen pro jaderné5 elektrárny5· s reaktory typu VVER. Při-odlehčeni turbin po odpojení generátorů od sítě se snižuje mož nost nežádoucího otevření pojišťováních ventilů parních generátorů a kompenzátoru objemu. při selhání přepouštěeích staňte' v· prů běhu regulačního procesu, Pří výpadku po? slední pracující turbiny se. v přípustných případech reaktor odstavuje systémem automatické regulace výkonu; čímž se snižují teplotní namáhání paliva a komponent elektrárny a snižují se výrobní5 ztráty. Těchto účinků se dosáhne vyhoďhocováním úďáfjů o působení blokád přepouštěeích stanic do kondenzátoru turbin a1 napájení regulace tlaku těmito stanicemi, na jehož základě- je reaktor odstaven buď nejrychlejším způsobem, anebo jeho výkon je snížen regulačním systémem bloku.The method of gradation: protection of a nuclear reactor is intended for nuclear power plants with VVER type reactors. When the turbines are unloaded after the generators are disconnected from the network, the possibility of unwanted opening of the safety valves of the steam generators and the volume compensator is reduced. In the event of a failure of the transfer stations during the control process, in the event of a failure of the last operating turbine, the reactor is shut down by the automatic power control system in permissible cases; this reduces the thermal stress on the fuel and power plant components and reduces production losses. These effects are achieved by taking into account the effects of blockages of the transfer stations in the turbine condenser and the supply of pressure control by these stations, on the basis of which the reactor is shut down either in the fastest way or its power is reduced by the unit control system.
Description
Vynález se týká způsobu odstupňování havarijní ochrany jaderného reaktoru typu VVER při odlehčení bloku po odpojení generátorů od sítě a při výpadku poslední pracující turbiny.The present invention relates to a method for grading the emergency protection of a VVER-type nuclear reactor upon relieving the unit after disconnecting the generators from the mains and in the event of failure of the last operating turbine.
Na jaderných elektrárnách s reaktory typu VVER je při odlehčení bloku po odpojení generátorů od sítě výkon reaktoru uváděn do souladu s výkonem turbin regulačním systémem bloku. Pokud však dojde v počáteční fázi tohoto regulačního procesu k selhání přepouštěcích stanic do kondenzátorů turbin, zvýší se při jmenovitém výkonu reaktoru i výkonech nižších značné tlaky v kompenzátoru objemu a zejména v parních generátorech a dojde k otevření pojišťovacích ventilů. Výkon reaktoru je v tomto případě snižován regulátorem výkonu reaktoru. Při výpadku poslední pracující turbiny je reaktor odstavován automaticky havarijní ochranou prvního druhu, tj. nejrychlejším způsobem. Pouze do výkonu reaktoru cca 35 % se připouští její zablokování ručně.At nuclear power plants with VVER reactors, the reactor power is brought into line with the turbine power by the control system of the unit when relieving the unit after disconnecting the generators from the grid. However, if turbine condenser transfer stations fail at the initial stage of this control process, significant pressures in the volume compensator and especially steam generators will increase at both rated reactor power and lower outputs, and the safety valves will open. In this case, the reactor power is reduced by the reactor power regulator. In the event of failure of the last operating turbine, the reactor is automatically shut down by emergency protection of the first type, ie in the fastest way. Only up to approx. 35% of the reactor power can be blocked manually.
Otevření pojišťovacích ventilů je spojeno s nebezpečím jejich neuzavření. Takovýto případ se za celou dobu životnosti elektrárny připouští pouze několikrát. Kromě toho nelze vyloučit komplikace při stabilizování parametrů bloku, protož regulační systém není při takovýchto podmínkách zkoušen. Při výpadku poslední pracující turbiny pak rychlým odstavením reaktoru dochází ke značnému teplotnímu namáhání paliva a komponent elektrárny, při odstavení turbin falešnými signály se zvyšují výrobní ztráty a snižuje se plynulost spouštění a najíždění bloku.Opening the safety valves is associated with the risk of not closing them. Such a case is admitted only a few times over the lifetime of the plant. Moreover, complications in stabilizing the block parameters cannot be excluded, since the control system is not tested under such conditions. In case of failure of the last operating turbine, rapid shutdown of the reactor leads to considerable thermal stress on fuel and power plant components. When shutting down turbines with false signals, production losses are increased and the start-up and start-up of the unit is reduced.
Uvedené nevýhody podstatně zmírňuje způsob odstupňování havarijní ochrany jaderného reaktoru typu VVER podle vynálezu. Jeho podstatou je to, že jestliže po odlehčení bloku v důsledku odpojení generátorů od sítě nebo uzavřením rychlouzavíracích ventilů při výkonu reaktoru vyšším než mezním došlo do zadaného času k podání signálu na zablokování přepouštěcích stanic do kondenzátorů turbin anebo ke ztrátě napájení regulačního obvodu tlaku těmito stanicemi bez záskoku rezervy, je reaktor odstaven nejrychlejším způsobem. V ostatních případech je výkon reaktoru snížen na úroveň výkonu turbin nebo odběru páry regulačním systémem bloku. Pokud je reaktor nutno odstavit, provede se odstavení ručně z minimální hladiny výkonu, pod kterou regulátor výkonu reaktoru není schopen pracovat. Mezní výkon reaktoru je výkon, do kterého není rekator v žádném případě odstaven ochranou prvního druhu. Zadaný čas se stanoví předem výpočtem v závislosti na hltnosti přepouštěcích stanic do kondenzátorů turbin a na seřízení systému automatické regulace výkonu a systému ochran bloku.These disadvantages are substantially mitigated by the process of grading the emergency protection of the VVER-type nuclear reactor according to the invention. It is based on the fact that if, after the block has been relieved due to the disconnection of the generators from the mains or the shut-off valves at the reactor power higher than the limit, the signal for blocking the transfer stations to turbine condensers In reserve reserve, the reactor is shut down in the fastest way. In other cases, the reactor power is reduced to the turbine power or steam extraction level of the block control system. If the reactor needs to be shut down, shutdown is performed manually from the minimum power level below which the reactor power controller is unable to operate. The limit power of the reactor is the power to which the Rector is in no way shut down by the protection of the first kind. The set time is predetermined by calculation depending on the overflow of the turbine condenser transfer stations and the adjustment of the automatic power control system and the block protection system.
Výhodou odstupňování havarijní ochrany jaderného reaktoru typu VVER podle vynálezu je to, že se zamezuje otevření pojišťovacích ventilů komparátoru objemu a zejména parních generátorů při výše uvedených typech odlehčení turbin, jestliže v průběhu přechodového procesu dojde k selhání přepouštěcích stanic do kondenzátorů turbin. Z hlediska odlehčení bloku po odpojení generátorů od sítě se tedy jedná o odstranění nežádoucího zásahu pojišťovacích ventilů, což dosavadní ochranný systém připouští. Na druhé straně při výpadku poslední pracující turbiny se dává přednost odstavení reaktoru regulačním systémem před odstavením ochranou prvního druhu, jestliže to tento systém umožňuje (tj. v případech, kdy nedojde k otevření pojišťovacích ventilů). Tím se omezují teplotní namáhání paliva a komponent elektrárny. Výkon reaktoru lze stabilizovat na nízké úrovni, kde lze reaktor krátkodobě provozovat, pokud to charakter poruchy na turbině umožňuje. Při ochraně reaktoru podle vynálezu se počítá s odběrem páry v průběhu regulačního procesu pouze do přepouštěcích stanic do kondenzátorů turbin. Pouze v případě, kdy dojde k jejich výpadku, budou pracovat přepouštěcí stanice do atmosféry. Tím se značně omezuje větší únik páry z pracovních okruhů elektrárny do okolního prostředí. Navržená ochrana neřeší případ, kdy regulátor výkonu reaktoru je před začátkem regulačního procesu v režimu ručního řízení.An advantage of the VVER type nuclear reactor emergency scaling according to the invention is that the opening of the volume comparator safety valves and in particular of the steam generators is prevented by the abovementioned types of turbine relieving if the transfer stations to the turbine condensers fail during the transition process. In terms of lightening the unit after disconnecting the generators from the mains, it is therefore necessary to eliminate the undesirable intervention of the safety valves, which the existing protection system permits. On the other hand, in the event of failure of the last operating turbine, it is preferable to shut down the reactor by the control system over shutdown by the first type of protection, if this system permits (i.e., when the safety valves are not opened). This reduces thermal stress on fuel and power plant components. Reactor power can be stabilized at a low level where the reactor can be operated for a short period if the nature of the turbine failure allows it. In order to protect the reactor according to the invention, steam is only taken into the turbine condenser transfer stations during the control process. Only in the event of their failure, will the releasing stations into the atmosphere work. This greatly reduces the greater steam leakage from the power plant working circuits into the surrounding environment. The proposed protection does not address the case where the reactor power controller is in manual control mode before the control process begins.
PříkladExample
Jestliže po odlehčení bloku z důvodu odpojení generátorů od sítě nebo výpadku poslední pracující turbiny při jmenovitém a nižším výkonu reaktoru do 55 % výkonu jmenovitého, dojde do času 20 s od začátku regulačního procesu k podání signálu na zablokování přepouštěcích stanic do kondenzátorů nebo ke ztrátě napájení regulačního obvodu tlaku těmito stanicemi bez záskoku rezervy, je reaktor odstaven ochranou prvního druhu. V ostatních případech je výkon rektaru snižován systémem automatické regulace výkonu bloku.If after blocking the generator due to disconnection of generators from the mains or failure of the last operating turbine at rated and lower reactor power up to 55% of rated power, within 20 s from the start of the regulation process of the pressure circuit by these stations without reserve reserve, the reactor is shut down by protection of the first kind. In other cases, rectar power is reduced by the automatic block power control system.
Využití vynálezu se předpokládá v energetice na jaderných elektrárnách typu VVER.The use of the invention is envisaged in power engineering at VVER-type nuclear power plants.
Claims (3)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS865241A CS259812B1 (en) | 1986-07-10 | 1986-07-10 | Method of grading emergency protection of a nuclear reactor, type VVER |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS865241A CS259812B1 (en) | 1986-07-10 | 1986-07-10 | Method of grading emergency protection of a nuclear reactor, type VVER |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CS524186A1 CS524186A1 (en) | 1988-03-15 |
| CS259812B1 true CS259812B1 (en) | 1988-11-15 |
Family
ID=5396921
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CS865241A CS259812B1 (en) | 1986-07-10 | 1986-07-10 | Method of grading emergency protection of a nuclear reactor, type VVER |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CS (1) | CS259812B1 (en) |
-
1986
- 1986-07-10 CS CS865241A patent/CS259812B1/en unknown
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CS524186A1 (en) | 1988-03-15 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US3953966A (en) | Combined cycle electric power plant having a control system which enables dry steam generator operation during gas turbine operation | |
| US4738818A (en) | Feedwater control in a PWR following reactor trip | |
| CN115288806B (en) | A steam supply system and method for stabilizing the steam source pressure of a feedwater pump turbine in a coal-fired power plant | |
| CN115930200A (en) | High temperature reactor main steam pressure control system and method | |
| CN114251645B (en) | Steam generator water level control system and control method | |
| US4948551A (en) | Method of protecting a pressurized water nuclear reactor against failures in its emergency stop means | |
| JPH08170998A (en) | Enhanced protection system for transient overpower | |
| KR20100133427A (en) | Steam Turbine Systems for Power Plants | |
| CN107084011A (en) | A kind of nuclear steam turbine method for rapid cooling | |
| KR100363574B1 (en) | Method for controling of passive secondary condensing system in nuclear power plant | |
| EP0185455A1 (en) | Method of controlling a PWR so as to prevent overpressurization in the event of feedwater loss | |
| US3997767A (en) | Reactor trip on turbine trip inhibit control system for nuclear power generating system | |
| US3985613A (en) | Reactor trip on turbine trip inhibit control system for nuclear power generating system | |
| Byeon et al. | Designing a standard thermal power plant for daily startup/shutdown: the HP Bypass control and safety function | |
| JP2863581B2 (en) | Turbine steam control valve controller | |
| KR860000760B1 (en) | Water supply control system and method for pressurized water reactor | |
| CS272088B1 (en) | Established tiered emergency nuclear reactor | |
| JPS5828689A (en) | Method and device for controlling reactor power at load loss | |
| Liang¹ et al. | Overpressure Analysis of Second-Class Low Temperature Water Compaction in HPR1000 | |
| JPS6050318B2 (en) | Reactor control device | |
| CS252236B1 (en) | The method of emergency protection of the WER nuclear reactor and its implementation | |
| JPS61278790A (en) | Selection control insertion controller | |
| Liu | Safety Analysis About Combined Heat and Power Generation of Nuclear Power Plant | |
| CN119712241A (en) | Steam-driven induced draft fan device coupled with steam source and system thereof | |
| CN121576630A (en) | A modular nuclear small reactor high-efficiency cogeneration heating system |