Стартовая >> Архив >> Генерация >> Автоматическое управление и защита теплоэнергетических установок АЭС

Требования к аварийной защите реактора - Автоматическое управление и защита теплоэнергетических установок АЭС

Оглавление
Автоматическое управление и защита теплоэнергетических установок АЭС
Автоматизированные системы управления АЭС
Функции и подсистемы АСУ ТП
Режимы работы блоков АЭС
Режимы работы блоков при выдаче электроэнергии в сеть
Управляемые и управляющие величины энергоблока
Характеристики автоматизированных систем управления
Методы исследования динамики ядерных энергетических установок
Системы управления и защиты энергетических реакторов
Надежность СУЗ
Контроль нейтронного потока в реакторе
Управление мощностью ядерного энергетического реактора
Электромеханические приводы исполнительных органов реактора
Автоматические системы регулирования мощности реактора
Дублирование и резервирование систем управления мощностью
Электронные устройства управления мощностью
Устройства управления реактором
Требования к аварийной защите реактора
Надежность систем аварийной защиты реактора
Организация защит в различных режимах
Аппаратура системы защиты реактора
Устройства, обеспечивающие разгрузку реактора при отказах
Автоматическое регулирование агрегатов АЭС
Регулирование уровня в корпусах реакторов, барабанах-сепараторах и парогенераторах барабанного типа
Регулирование прямоточных парогенераторов
Регулирование частоты вращения турбогенераторов
Регулирование давления пара с помощью редукционных установок
Регулирование параметров установок питательного тракта
Регулирование параметров компенсаторов объема реакторов ВВЭР
Автоматическое регулирование энергоблоков
Регулирование энергоблоков с водо-водяными реакторами ВВЭР
Регулирование энергоблоков с корпусными реакторами, охлаждаемыми кипящей водой
Регулирование энергоблоков с реакторами канального типа, охлаждаемыми кипящей водой
Регулирование энергоблоков с реакторами на быстрых нейтронах
Регулирование энергоблоков с газографитовыми реакторами
Обеспечение безопасности и надежности АЭС
Общие требования к технологическим защитам
Технологические защиты теплоэнергетического оборудования энергоблока
Системы локализации аварий
Характеристика схем управления технологическим оборудованием АЭС
Командные аппараты вторичной коммутации
Электрические схемы управления двигателями механизмов собственных нужд
Электрические схемы управления запорными органами
Функционально-групповое управление
Управляющие вычислительные машины в АСУ ТП АЭС
Функции управляющих вычислительных комплексов в АСУ ТП
Представление информации в УВК
Технические средства управляющих вычислительных комплексов
Общее программное обеспечение УВМ
Технологическое программное обеспечение
Структура вычислительных комплексов
Электрооборудование систем контроля и управления ЯЭУ
Организация электрического питания
Электроснабжение СУЗ
Устройства и агрегаты электроснабжения собственных нужд
Контроль систем питания и автоматический ввод резерва
Эксплуатация систем контроля и управления ЯЭУ
Эксплуатация СУЗ
Эксплуатация АСР теплотехнических параметров, систем контроля и управления
Ремонт устройств систем контроля и управления ЯЭУ
Техника безопасности при проведении ремонтных работ

ГЛАВА СЕДЬМАЯ АВАРИЙНАЯ ЗАЩИТА РЕАКТОРА

ТРЕБОВАНИЯ К АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЕ
Из всех функций АСУ ТП на атомной электростанции наиболее ответственной является аварийная защита реактора (АЗ), так как ее действиями при аварийных ситуациях определяется ядерная безопасность АЭС. Одним из главных требований, предъявляемых к системе аварийной защиты, является надежный контроль основных физических и технологических параметров системы и скоростей их изменения. Аварийная защита реактора должна осуществлять автоматическое снижение мощности или полный останов реактора каждый раз, когда контролируемые параметры в ядерной энергетической установке достигают установленных пределов.
Кроме контроля нейтронной мощности и скорости ее изменения необходимо контролировать такие технологические параметры ядерной энергетической установки, как расход, температура теплоносителя в активной зоне, давление в контуре. Такой контроль также обеспечивает безопасность энергетической установки. Например, резкое уменьшение расхода теплоносителя при отключении главных циркуляционных насосов вызывает рост температуры теплоносителя и может привести к пережогу твэла. К пережогу твэла может привести и снижение давления в первом контуре, связанное с неисправностью компенсатора объема, так как при этом может начаться интенсивное кипение в активной зоне и возникнуть кризис теплообмена. В некоторых ситуациях, например при выходе из строй всех или большинства ГЦН, нельзя ожидать сигнала превышения температуры теплоносителя, так как в момент появления такого сигнала оболочки в действительности могут уже разрушиться. Поэтому кроме защит по превышению контролируемых параметров существуют защиты реактора, срабатывающие по сигналам об отказах технологического оборудования (останов нескольких ГЦН, турбин, питательных насосов, течи в контуре и т. п.).
Действие аварийной защиты реактора осуществляется соответствующим движением исполнительных органов. Обычно это движение происходит с различными скоростями в зависимости от ситуации. В некоторых случаях действие АЗ проявляется только в запрете на движение исполнительных органов вверх. На первых этапах развития атомной энергетики преобладало мнение о необходимости экстренного останова реактора при любых, даже незначительных отказах технологического оборудования. Однако по мере накопления опыта проектирования, расчетов и эксплуатации атомных энергоблоков требования к количеству аварийных сигналов и к скорости останова блоков смягчались. Поэтому в составе аварийной защиты реактора кроме быстродействующей АЗ появились более слабые защиты, позволяющие медленно снижать мощность реактора или запрещать увеличение мощности. Введение таких защит позволяет более экономично эксплуатировать энергоблок, обеспечивая лишь частичное снижение мощности реактора при аварийной ситуации.
Одним из основных требований по обеспечению безопасности работы реактора является требование обеспечения аварийной защиты по сигналам нейтронной мощности реактора и скорости ее изменения на любом уровне мощности реактора, начиная с МКУ.
В ядерном энергетическом реакторе, работающем на низких уровнях мощности (в диапазоне источника, промежуточном диапазоне), необходимо контролировать плотность нейтронного потока, чтобы не произошло неуправляемого разгона за счет увеличения коэффициента размножения реактора больше единицы. В энергетическом диапазоне контроль и аварийная защита реактора осуществляются по нейтронному потоку, поскольку возрастание мощности даже с большим периодом (50 с и более) может быстро привести к росту мощности на 20—50% выше номинала, что опасно для реактора.
При выборе сигналов, необходимых для организации надежной защиты энергетического реактора, нужно руководствоваться принципом прямого измерения таких параметров, которые несут максимальную и достоверную информацию о состоянии всей активной зоны или ее ответственных элементов. Иначе говоря, входные сигналы системы защиты должны формироваться непосредственно из сигналов, являющихся результатом прямого измерения параметров. Например, эффективным и оперативным средством для измерения реактивности является реактиметр, однако более надежной является приближенная оценка реактивности по величине периода (см. §5.3). Но есть параметры, которые определяются косвенным путем К таким параметрам относится тепловая мощность реактора (см §75).
Наряду с выбором контролируемых технологических параметров, их предельных диапазонов и защитных средств воздействия необходимо обеспечить надежность каналов защиты Под каналом защиты подразумеваются устройства, необходимые для выработки сигнала, вызывающего защитное действие в случаях выхода какого-либо параметра из заданного диапазона
Для увеличения надежности аварийная защита реактора должна проектироваться с избыточностью каналов защиты. Для уменьшения числа ложных срабатываний АЗ исполнительные органы аварийной защиты должны срабатывать при совпадении «т из п» сигналов (см. §\4 3)
Аварийная защита реактора должна строиться так, чтобы любое единичное повреждение в ней не нарушало ее защитных функций.
При создании аварийной защиты реактора нужно учитывать, что аварийная защита должна быть в такой мере отделена от устройств контроля и регулирования, чтобы повреждение и вывод из работы любого элемента этих устройств не влияли на способность аварийной защиты выполнять ее защитные функции.
Аварийная защита должна быть спроектирована так, чтобы в ней была предусмотрена быстродействующая аварийная защита, действие которой при возникновении аварийной ситуации доводится до конца (АЗ-1 для реакторов типа ВВЭР), и медленно действующая защита, действие которой прекращается после снятия аварийного сигнала.
Аварийная защита реактора должна обеспечивать автоматическое быстрое и надежное гашение цепной реакции в следующих случаях

  1. при достижении аварийной уставки по мощности,
  2. при достижении аварийной уставки по скорости нарастания мощности (или реактивности);
  3. при исчезновении напряжения на шинах электропитания СУЗ;
  4. при неисправности или нерабочем состоянии любых двух из трех каналов защиты по уровню или скорости нарастания мощности в случае трехканальной АЗ;
  5. при появлении аварийных: технологических сигналов, требующих останова реактора;
  6. при нажатии кнопок аварийной защиты

Система аварийной защиты должна иметь не менее двух независимых групп исполнительных органов.
Количество, расположение, эффективность и скорость введения исполнительных органов аварийной защиты должны быть выбраны так, чтобы при любых аварийных режимах исполнительные органы АЗ без одного наиболее эффективного органа обеспечивали скорость аварийного снижения мощности реактора, достаточную для предотвращения повреждения тепловыделяющих элементов сверх допустимых пределов, приведение реактора в подкритическое состояние и поддержание его в этом состоянии.
При появлении аварийного сигнала исполнительные органы аварийной защиты должны приводиться в действие из любого промежуточного положения.
Для повышения надежности аварийной защиты предусматриваются средства для проверки работоспособности всех цепей прохождения аварийных сигналов (от детекторов до исполнительных органов) в процессе работы на мощности без воздействия непосредственно на реактивность. Проверка детекторов может осуществляться различными путями, изменением контролируемого параметра, введением и изменением заменяющего сигнала той же природы, что и измеряемый параметр. Возможность испытания устройств аварийной защиты обеспечивается многоканальностью системы защиты путем последовательных проверок каждого канала.
Проверка прохождения аварийных сигналов в аварийной защите при работе на мощности не должна приводить к останову реактора. Любые блокировки устройств аварийной защиты из-за неисправности, наладки или вывода в ремонт допускаются только при наличии нескольких однотипных пo механизму срабатывания устройств с обязательной выдачей сигналов об отключении канала на блочный щит управления.



 
« Автоматическое регулирование температуры пара промперегрева котлоагрегата ТГМП-344А   Анализ ошибок оперативного персонала в электрической части АЭС »
электрические сети