CS272088B1 - Zařízeni odstupňovaná havarijní dohraný jaderného reaktoru - Google Patents

Zařízeni odstupňovaná havarijní dohraný jaderného reaktoru Download PDF

Info

Publication number
CS272088B1
CS272088B1 CS883511A CS351188A CS272088B1 CS 272088 B1 CS272088 B1 CS 272088B1 CS 883511 A CS883511 A CS 883511A CS 351188 A CS351188 A CS 351188A CS 272088 B1 CS272088 B1 CS 272088B1
Authority
CS
Czechoslovakia
Prior art keywords
contact
output
input
switching circuit
reactor
Prior art date
Application number
CS883511A
Other languages
English (en)
Other versions
CS351188A1 (en
Inventor
Jaroslav Ing Csc Rubek
Bohuslav Ing Kuklik
Karel Ing Bednarik
Original Assignee
Jaroslav Ing Csc Rubek
Bohuslav Ing Kuklik
Bednarik Karel
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Jaroslav Ing Csc Rubek, Bohuslav Ing Kuklik, Bednarik Karel filed Critical Jaroslav Ing Csc Rubek
Priority to CS883511A priority Critical patent/CS272088B1/cs
Publication of CS351188A1 publication Critical patent/CS351188A1/cs
Publication of CS272088B1 publication Critical patent/CS272088B1/cs

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

Zařízeni odstupňované ochrany jaderného reaktora je určena pro jaderné elektrárny s reaktory typu VVER pracujíclni e jednou nebo dvěma turbínami· Rychlé odstaveni reaktoru při výpadku poslední pracující turbíny nebo při odlehčení turbin ne výkon vlastni spotřeby bloku je provedeno tehdy/ jestliže systém automatické regulace výkonu bloku by nebyl schopen dostatečné rychle snížit výkon reaktoru a došlo by k nepřípustnému zvýšeni tlaku v primárním gebo sekundárním okruhu· Zařízení umožňuje při uvedených abnormálních režimech sníženi teplotního namáháni technologického zařízeni a paliva, zmenšení výrobních ztrát a zvyšuje plynulost spouštěni a najížděni bloku· Tohoto úSlnku se dosáhne zapojením šestí kontaktů; dvou spínacích obvodů e napětováho zdroje.

Description

Vynález se týká zařízení odstupňovaná havarijní ochrany jaderného reaktoru při velké· odlehčeni turbin·
Na jaderných elektrárnách e reaktory typu WER 440 při výpadku poslední pracující turbiny uzavřeni· rychlouzavírecích ventilů, který předatavuje nejvátči odlehčeni turbiny; je reektor odlehčován havarijní ochranou proviho druhu/ tj. nejrychlejší· způeobea. Pouze do výkonu reaktoru cca 35 % výkonu jaenovitého ee připouští zablokování této ochrany ruční. Rychlý· odetavenín reaktoru dochází ke zvýšenéau teplotnímu namáháni komponent a paliva jaderné elektrárny, zvyšují ee výrobní ztráty o snižuje plynulost spouštění a najíždění bloku* Tyto nevýhody ee podstatně zvyšují při výpadku turbin způsobených falešný·! signály* Přiton tento způsob odlehčení reaktoru je z bezpečnostních hledisek bezpodmínečně nutný pouze v omezeném počtu provozních případů· Při abnormálním režimu odlehčení turbin na výkon vlastni spotřeby bloku v důsledku odpojeni generátorů od sítě, který z hlediska nerovnováhy v produkci a odběru páry je blízký předchozímu režimu. Je reaktor odlehčován vždy regulátorem reaktoru· Při zablokováni přepouštěcích stanic turbin v průběhu přechodového proceeu dochází však k nežádoucímu zvýšení tlaku páry a tlaku v primárním okruhu e k bezpečnostně závažnému otevření pojišťovacích ventilů· Tato situace nastává po odlehčeni turbin na Jmenovitém výkonu reaktoru a výkonech blízkých Jmenovitému, na nichž Jeou bloky převážně provozovány· Závažnoet nevýhod současného stavu odlehčován! reaktoru v uvedených případech je v to·, že podle zveřejněných údajů týkajících se československých bloků e VVER 440 z celkového počtu havarijních odstaveni reaktoru ochranou prvního druhu vznikla v 65 % příčina v sekundárním okruhu· Z tohoto počtu potom 94 % zapůsobeni této ochrany reaktoru bylo vyvoláno uzavřením rychlouzavíracích ventilů obou turbin·
Uvedené nevýhody podstatně zmírňuje zařízení odstupňované ochrany Jaderného reaktoru podle vynálezu· 3sho podstatou je to, že Jeden pól napěťového zdroje Je připojen na vstup prvního kontaktu; který Je trvale sepnut při výkonu reaktoru vyšším než mezním, výstup prvního kontaktu je spojen jednak se vstupem druhého kontaktu; který Je sepnut v případě odlehčeni turbin na výkon vlastni spotřeby bloku, jednak ee vstupem třetího kontaktu; Jehžo výetup je opojen ee vstupem čtvrtého kontaktu· Třetí kontakt je sepnut v případě výpadku první turbiny uzavřením rychlouzavíracích ventilů a čtvrtý kontakt v případě výpadku druhé turbiny uzavřením rychlouzavíracích ventilů· Výatup čtvrtého kontaktu Je propojen s výstupem druhého kontaktu· Společný výetup druhého a čtvrtého kontaktu je spojen jednak se vstupem prvního spínacího obvodu/ Jednak se vstupem druhého epínacího obvodu· Druhý spínací obvod při sepnuti uvádí do činnoeti seřízení pro nejrychlejši odstaveni reaktoru· Výatup prvního epinacího obvodu je připojen na druhý pól napěťového zdroje· Výetup druhého spínacího obvodu je spojen ae vstupe· pátého kontaktu ovládaného první· spínací· obvode·. Vstup pátého kontaktu ja propojen s Jeho výstupe* Jednak při klidové poloze tohoto kontaktu, když první spínací obvod není pod napětím. Jednak i po následnou nestavenou dobu po připojeni napiti na první spínací obvod vlivem zpožděného přitahu pátého kontaktu. Výatup pátého kontaktu je spojen se vetupem šestého kontaktu; který je sepnut při vzniku eignálu na zablokováni přepouštěcích stanic provozovaných turbin nebo při ztrátě elektrického napájeni regulačního systému a ochran turbosoustroji. Výatup ěestého kontaktu je připojen na druhý pól napěťového zdroje. Při omezení funkce zařízení pouze na případy výpadku turbin uzavřením rychlouzavíracích ventilů je druhý kontakt vyřazen, takže výstup prvního kontaktu je spojen se vstupe· třetího kontaktu a vstupy prvního a druhého spínacího obvodu Jsou spojeny e výstupe· čtvrtého kontaktu.
Pokud né blok pouze jednu turbinu, je vyřazen čtvrtý kontakt a výstup třetího kontaktu je spojen se vstupy prvního a druhého spínacího obvodu· Zařízeni pracuje tak, že po výpadku poslední pracující turbiny uzavřením rychlouzavíracích ventilů nebo po odlehčení turbin na výkon vlastní spotřeby bloku je reaktor odlehčován regulátore· reaktoru.
CS 272 088 Bl
Pouze v případě, že výkon reaktoru je vyšší než mezní a přepouštěcí stanice turbin jsou v okamžiku vzniku těchto stavů zablokovány,1 nebo vznikne-li v průběhu následné netavené doby signál na zablokování těchto stanic, je reaktor odstaven nejrychlejšim způsobem.
Výhodou zařízení odstupňované ochrany jaderného reaktoru podle vynálezu je to, že odstaveni reaktoru nejrychlejšim způsobem se provádí pouze v případech, kdy by jinak došlo k nepřípustnému zvýšeni tlaků v primárním a sekundárním okruhu a k otevřeni pojišťovacích ventilů. Využívá sa schopnosti systému automatické regulace výkonu bloku převést blok do nového ustáleného stavu při podstatně pomalejších změnách teplot a tlaků, než je tomu při odstaveni reaktoru nejrychlejším způsobem. Tím se omezují teplotní a tlaková namáháni; která zkracuji životnost komponent a paliva jaderné elektrárny. Regulační systém umožňuje snížit postupně výkon reaktoru na úroveň,' při které lze reaktor krátkodobě provozovat do odstraněni poruchy. Opětovné vyvedení reaktoru na původní výkon je potom podstatně rychlejší a výrobní ztráty menší, než při současně používaném rychlém odstavení reaktoru do podkritického stavu. Při výpadcích turbin falešnými signály výrobní ztráty mohou být minimální. Zařízení odstupňované ochrany využívá pouze přepouštěcí stanice turbin k udrženi odchylek tlaků v přípustných mezích. V průběhu přechodových procesů po odlehčeni turbin se s využitím přepouštěcích stanic do atmosféry počítá pouze při odstaveni reaktoru nejrychlejším způsobem po zablokováni přepouštěvích stanic turbin.
V případě, kdy iniciační událostí pro zásah havarijní ochrany je výpadek poslední pracující turbiny uzavřením rychlouzavíracích ventilů; lze u odstupňované ochrany reaktoru očekávat četnost nejrychlajšiho odstavení reaktoru více než o tři řády nižší, než je tomu u stávající ochrany. Využiti odstupňované ochrany i pro režimy odlehčeni turbin na výkon vlastni spotřeby bloku je účelné; přestože pravděpodobnost poořeby zapůsobení pojišťovacích ventilů je v tomto případě malá. Otevřeni těchto ventilů je velmi nežádoucí vzhledem k reálné možnosti jejich neuzavřeni automaticky. Bez zásahu operátora toto neuzavřeni vede k nebezpečnému poklesu tlaků v primárním okruhu. Navržené zařízeni odstupňované ochrany je velmi jednoduché. Ve srovnání se etávajícím zařízením má navíc jeden spínací obvod a jeden kontakt. Tato jednoduchost, při plnění všech požadovaných funkcí; dává předpoklad, že bude možno zařízeni zkonstruovat s velmi vysokou spolehlivostí.
Přiklad zařízeni odstupňované havarijní ochrany jaderného reaktoru je zakreslen na připojeném výkresu.
Zařízeni sestává z šesti kontaktů; dvou spínacích obvodů a z napěťového zdroje. Beden pól napěťového zdroje 9 je připojen na vstup prvního kontaktu l, který je trvale sepnut při výkonu reaktoru vyšším než mezním. Výstup prvního kontaktu 2 J® spojen jednak se vetupem druhého kontaktu 2f který je sepnut v případě odlehčeni turbin na výkon vlastní spotřeby bloku, jednak se vetupem třetího kontaktu 3, jehož výstup je spojen se vstupem Čtvrtého kontaktu 4. Třetí kontakt 3 je sepnut v případě výpadku první turbiny uzavřením rychlouzavíracích ventilů a čtvrtý kontakt 4 v případě výpadku druhé turbiny uzavřením rychlouzavíracích ventilů. Výstup čtvrtého kontaktu 4 je propojen s výstupem druhého knntaktu 2. Společný výstup druhého a čtvrtého kontaktu 2 a 4 je spojen jednak se vetupem prvního spínacího obvodu 7, jednak se vstupem druhého spínacího obvodu 8; který při sepnuti uvádí do činnosti zařízeni pro nejrychlejši odstaveni reaktoru. Výstup prvního spínacího obvodu 7 je připojen na druhý pól napěťového zdroje 9. Druhý výstup druhého spínacího obvodu 8 je spojen se vstupem pátého kontaktu 2 0 ládaného prvním spínacím obvodem 7. Vstup pátého kontaktu 6> je propojen s jeho výstupem jednak při klidové poloze tohoto kontaktu,' když první spínací obvod 7 není pod napětím, jednak i po následnou nastavenou dobu po připojení napětí na první epínací obvod 7 vlivem zpožděného přitahu pátého kontaktu S. Výstup pátého kontaktu 5 je spojen ee vstupem šestého kontaktu 6, který je sepnut při vzniku signálu na zablokování přepouštěcích stanic provozovaných turbin nebo při ztrátě elektrického napájení regulačního systému a ochran turbosoustrojí. Výstup šestého kontaktu 6 js připojen na druhý pól napěťového
I ‘ CS 272 088 Bl zdroje 9. Při omezení funkce zařízení na případy výpadku turbin uzavřením rychlozaviracích ventilů je druhý kontakt 2 vyřazen, takže výstup prvního kontaktu _! je spojen pouze se vstupem třetího kontaktu 3 a výstup čtvrtého kontaktu 4 se vstupy prvního a druhého spínacího obvodu 7 a 8, Pokud má blok pouze jednu turibnu, je vyřazen čtvrtý kontakt 4 a výstup třetího kontaktu 3 je spojen se vstupy prvního a druhého spínacího obvodu 7 a 8. V případě bloků a WER 440,' které mají hltnost přepouštěcích stanic turbin 66 % hltnosti turbin,’ možno volit mezní výkon reaktoru 35 až 55 % jmenovitého výkonu reaktoru a nastavenou dobu cca 40 a.

Claims (3)

1. Zařízení odstupňované havarijní ochrany jaderného reaktoru, vyznačující se tím,' že jeden pól napěťového zdroje (9) je připojen na vstup prvního kontaktu (1), který je trvale sepnut při výkonu reaktoru vyšším než mezním, výstup prvního kontaktu (1) je spojen jednak se vstupem druhého kontaktu (2); který je sepnut v případě odlehčení turbin na výkon vlastní spotřeby bloku; jednak se vstupem třetího kontaktu (3), jer· hož výstup je spojen se vstupem Čtvrtého kontaktu (4), přičemž třetí kontakt (3) je sepnut v případě výpadku první turbiny uzavřením rychlouzavíracích ventilů a čtvrtý kontakt (4) je sepnut v případě výpadku druhé turbiny uzavřením rychlouzavíracích ventilů, výstup čtvrtého kontaktu (4) je propojen s výstupem druhého kontaktu (2), společný výstup druhého a čtvrtého kontaktu (2) a (4) je spojen jednak se vstupem prvního spínacího obvodu (7}, jednak se vstupem druhého spínacího obvodu (8), který pří sepnutí uvádí do činnosti zařízení pro nejrychlejší odstaverií reaktoru; přičemž výstup prvního spínacího obvodu (7) je připojen na druhý pól napěťového zdroje (9), zatímco výstup druhého spínacího obvodu (8) je spojen se vstupem pátého kontaktu (5) ovládaného prvním spínacím obvodem (7), přičemž vstup s výstupem pátého kontaktu (5) jsou propojeny jednak při klidové poloze tohoto kontaktu, když první spínací obvod (7} není pod napětím,’ jednak i po následnou nastavenou dobu po připojení napětí na první spínací obvod (7) vlivem zpožděného přitahu pátého kontaktu (5), výstup pátého kontaktu (5) je spojen se vstupem šestého kontaktu (6); přičemž šestý kontakt (6) je sepnut při vzniku signálu na zablokování přepouštěcích stanic provozovaných turbin, nebo při ztrátě elektrického napájení regulačního systému a ochran turbosoustrojí,' výstup šestého kontaktu (6) je připojen na druhý pól napěťového zdroje O). -
2. Zařízeni podle bodu 1, vyznačující se tím/ že druhý kontakt (2) je rozpojen, takže výetup prvního kontaktu (1) je spojen pouze ee vstupem třetího kontaktu (3) a vstupy prvního a druhého spínacího obvodu (7 a 8) jsou spojeny pouze s výstupem kontaktu (4).
3. Zařízení podle bodů 1 nebo 2, vyznačující ee tím,- že v případě, že blok má pouze jednu turbinu, je čtvrtý kontakt (4) rozpojen,' takže výstup třetího kontaktu (3) je spojen se vstupy prvního a druhého spínacího obvodu (7 a 8).
CS883511A 1988-05-24 1988-05-24 Zařízeni odstupňovaná havarijní dohraný jaderného reaktoru CS272088B1 (cs)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CS883511A CS272088B1 (cs) 1988-05-24 1988-05-24 Zařízeni odstupňovaná havarijní dohraný jaderného reaktoru

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CS883511A CS272088B1 (cs) 1988-05-24 1988-05-24 Zařízeni odstupňovaná havarijní dohraný jaderného reaktoru

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CS351188A1 CS351188A1 (en) 1990-04-11
CS272088B1 true CS272088B1 (cs) 1991-01-15

Family

ID=5375422

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CS883511A CS272088B1 (cs) 1988-05-24 1988-05-24 Zařízeni odstupňovaná havarijní dohraný jaderného reaktoru

Country Status (1)

Country Link
CS (1) CS272088B1 (cs)

Also Published As

Publication number Publication date
CS351188A1 (en) 1990-04-11

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US10541059B2 (en) Digital protection system for nuclear power plant
CN111322440B (zh) 减压阀
CN105448368A (zh) 一种核电站多样性驱动系统及方法和多样性保护系统
Zhang et al. Remedial action schemes and defense systems
EP2192594B1 (en) Drive system for safety valve
JPH08170998A (ja) 過渡的過出力に対する強化保護系
KR102882913B1 (ko) 원전 축전지의 비필수 부하차단용 자동화 시스템 및 그 방법
CN113936830A (zh) 一种核电厂发电机组状态控制方法及电子设备
Hao et al. Modeling and simulation of loss of power in nuclear power plant
CN107084011A (zh) 一种核电汽轮机快速冷却方法
CN108736493B (zh) 电力系统安全岛的构建方法、控制系统及控制方法
CN214479566U (zh) 一种发电厂变压器冷却器全停保护系统
Borysiewicz et al. Loss of offsite power caused by tornado in Surry NPP: a case study
CN108494085B (zh) 一种基于高厂变有载变压器的调压系统及方法
KR102161822B1 (ko) 타 제어기의 동작을 고려한 제어기 테스트 시스템 및 제어기 테스트 방법
JP4619220B2 (ja) 電力供給システム
Kueck et al. A discussion of degraded voltage relaying for nuclear generating stations
KR20060099321A (ko) 송배전 선로용 병렬 초전도한류 시스템
CN106803436A (zh) 核电厂后备事故缓解电源事故应用功能的验证方法及装置
Liang¹ et al. Overpressure Analysis of Second-Class Low Temperature Water Compaction in HPR1000
CS259812B1 (cs) Způsob odstupňování havarijní ochrany' jaděrného reaktoru, typu VVER
Liu Safety Analysis About Combined Heat and Power Generation of Nuclear Power Plant
Zhang Jianwen et al. Development of Power Loss Operating Procedure in Hpr1000 Nuclear Power Plants
CS252236B1 (cs) Způsob havarijní ochrany jaderného reaktoru typu WER a zapojení k jeho provádění
JP2001147293A (ja) 蒸気タービン発電設備及びその運転方法