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

Организация защит в различных режимах - 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

Аппаратура аварийной защиты реактора выполняется таким образом, чтобы в зависимости от значимости поступившего в аварийную защиту сигнала осуществлялось действие защиты определенной эффективности. Например, для реакторов типа ВВЭР-440 и первых реакторов типа ВВЭР-1000 формируются четыре рода аварийных команд:

  1. АЗ-1, вызывающая одновременное падение всех поглотителей под действием силы тяжести, которое не прекращается при снятии аварийного сигнала;
  2. АЗ-2, вызывающая поочередное падение групп поглотителей под действием силы тяжести; при исчезновении сигнала АЗ-2 падение поглотителей прекращается;
  3. АЗ-З, вызывающая поочередное движение вниз групп поглотителей с рабочей скоростью; при исчезновении аварийного сигнала АЗ-З движение вниз прекращается;
  4. АЗ-4, запрещающая движение вверх всех поглотителей; при исчезновении аварийного сигнала запрет снимается.

При появлении сигнала АЗ-2 происходит поочередное падение групп исполнительных органов вниз с последующей выдержкой времени 10 — 15 с. Выдержка времени формируется только в том случае, если предыдущая группа в процессе падения прошла верхнее промежуточное положение ВПВ (см. гл. 6, рис. 6.1). Падение продолжается до снятия первопричины.
При появлении аварийного сигнала АЗ-З исполнительные органы рабочей группы, а за ней другие группы поочередно двигаются вниз со скоростью 0,02 м/с до снятия сигнала. Каждая следующая группа начинает движение после того, как предыдущая группа в процессе движения вниз пройдет нижнее промежуточное положение НПВ (см. гл. 6, рис. 6.1).
Таблица 7.1. Срабатывание аварийной защиты реактора при различных уставках давления первого контура


Род аварийной зашиты

Уставка, МПа

Направление отклонения параметра от нормы

АЗ-1

17,6

Повышение

АЗ-1

11,2

Понижение

АЗ-2

14,7

Понижение

АЗ-З

17,0

Повышение

АЗ-4

16,2

Повышение

В большинстве случаев аварийная защита срабатывает в результате отклонения параметра за пределы допустимого диапазона В ряде случаев защита действует как по понижению параметра, так и по повышению его. Часто один и тот же параметр участвует в формировании защит разного рода. Так, при номинальном давлении теплоносителя над активной зоной реактора типа ВВЭР-1000, равном МПа, отклонение в обе стороны приводит к срабатыванию всех родов аварийной защиты реактора (табл. 7.1).

Ниже приводится перечень сигналов, по который срабатывает защита реактора ВВЭР-1000.
Защита АЗ-1 срабатывает при уменьшении периода ниже 10 с в диапазоне источника, промежуточном и энергетическом диапазонах, повышении уровня нейтронного потока в промежуточном диапазоне выше 140% уставки; повышении уровня нейтронного потока в энергетическом диапазоне выше 110% установки, обесточивании одного ГЦН из двух работающих, двух ГЦН из трех работающих или трех ГЦН из четырех работающих, падении перепада давления на любом ГЦН ниже 0,49 МПа; повышении напора на любом ГЦН выше 0,78 МПа, превышении заданного значения перепада давления на активной зоне на 0,02—0,05 МПа, совпадении сигналов падения давления над активной зоной ниже 14,7 МПа и скорости падения давления выше 0,098 МПа/c, понижении давления теплоносителя над активной зоной ниже 14,2 МПа; повышении давления над активной зоной выше 17,6 МПа; закрытии стопорного клапана последней работающей турбины, исчезновении надежного электропитания СУЗ и других ответственных систем (два ввода I категории), нажатии кнопки АЗ 1 на БЩУ, нажатии кнопки АЗ-1 на РЩУ, исчезновении силового питания 380/220 В.
Защита АЗ-2 срабатывает при снижении давления над активной зоной ниже 14,7 МПа; обесточивании двух ГЦН из четырех работающих, если питание не восстановилось через 3 с; повышении уровня нейтронного потока в диапазоне источника выше 140% уставки, повышении давления во втором контуре до 7,4—7,6 МПа; повышении давления под оболочкой реактора до 0,26 МПа, повышении температуры под оболочкой реактора до 90 °С, нажатии кнопки АЗ-2 на БЩУ, наличии сигнала АЗ-З в течение 30—40 с.
Защита АЗ-З срабатывает при уменьшении периода разгона ниже 20 с в промежуточном диапазоне, менее 20 с в энергетическом диапазоне, повышении давления над активной зоной до 17 МПа; повышении давления во втором контуре до 7  МПа, повышении тепловой мощности сверх допустимой для данного числа работающих петель; увеличении уровня нейтронного потока в промежуточном и рабочем диапазонах до 102,5—105% уставки, повышении температуры теплоносителя на выходе из активной зоны в любой петле до 330 °С, исчезновении силового питания 380/220 В; повороте ключа АЗ-З на БЩУ.
Защита АЗ-4 срабатывает при повышении тепловой мощности реактора выше 102% уставки, уменьшении периода разгона ниже 40 с в диапазоне источника; повышении давления теплоносителя над активной зоной выше 16,2 МПа; повышении уровня нейтронного потока в диапазоне источника выше 120% уставки, повышении температуры теплоносителя на выходе из отдельны* кассет до 340 °С.
Для серийного реактора типа ВВЭР-1000, начиная с первого блока Запорожской АЭС, принят другой принцип организации защиты реактора. Предусматривается формирование аварийной команды только первого рода АЗ-1, вызывающей одновременное падение всех поглотителей под действием их силы тяжести, и формирование двух родов предупредительных команд: ПЗ-1, вызывающей поочередное движение вниз групп поглотителей с рабочей скоростью, и ПЗ-2, запрещающей движение вверх всех поглотителей.
Для реактора РБМК формируются пять родов аварийных команд: АЗ-1, вызывающая управляемое снижение мощности реактора до 80% Whom*, АЗ-2, вызывающая управляемое снижение мощности реактора до 50% МНОм; АЗ-З, вызывающая управляемое снижение мощности реактора до 40% НHOM; АЗ-4, вызывающая управляемое снижение мощности реактора до 20% N ном, АЗ-5, вызывающая полный останов реактора.
Управляемое экстренное снижение мощности реактора (АЗ-1, АЗ-2, АЗ-З, АЗ-4) осуществляется с помощью автоматического регулятора и группы стержней, подключаемых в этом случае дополнительно.
Полный останов реактора (АЗ-5) осуществляется путем введения всех стержней СУЗ в активную зону с рабочей скоростью; автоматический регулятор мощности в этом процессе снижения мощности не участвует.
Действие автоматических защит производится по следующим причинам АЗ-1 — при неисправности ГЦН в любой из двух насосных групп, АЗ-2 — при останове одной турбины, АЗ-З —при останове двух ГЦН в любой из двух насосных групп, АЗ-4 при выходе уровней в барабанах-сепараторах за установленные пределы, при отключении внешних потребителей от электрогенераторов турбин с сохранением питания собственных нужд; АЗ-5 — при повышении мощности в рабочем диапазоне более установленного предела; уменьшении периода разгона реактора ниже установленного предела, останове четырех ГЦН, исчезновении напряжения 6 кВ собственных нужд; повышении давления в помещениях барабанов сепараторов, прочностного бокса более 50 МПа, неисправности двух регуляторов мощности, посадке стопорных клапанов обеих турбин или при работе одной турбины — посадке стопорных клапанов этой турбины
схема аварийной защиты реактора ВВЭР-1000
Рис. 7 2 Структурная схема аварийной защиты реактора ВВЭР-1000

В реакторах на быстрых нейтронах существует два вида аварийных защит: быстрая защита БАЗ и медленная защита МАЗ.
По сигналу БАЗ стержни аварийной защиты сбрасываются в активную зону реактора. По сигналу МАЗ они вводятся в активную зону с рабочей скоростью Одновременно в режимах АЗ в зону вводятся и другие поглотители.
Быстрая аварийная защита срабатывает при уменьшении периода разгона ниже 20 с, превышении нейтронным потоком заданного значения более чем на 40%, уменьшении расхода теплоносителя через реактор более чем на 20% от заданного значения, повышении температуры Na на выходе из реактора до 580 °С, снижении уровня Na в реакторе, по сигналам «обесточение станции», «отключение более чем одной петли», «отключение петли» и при отсутствии сигнала «закрытие обратного клапана», отказах двух или трех каналов контроля мощности и периода или двух из трех расходомеров расхода теплоносителя через реактор, снижении уровня теплоносителя в баках двух ГЦН-1, совпадении сигнала МАЗ с сигналом неисправности механизмов СУЗ или сигналом «отключение петли»; от кнопки БАЗ.
Медленная аварийная защита срабатывает при выходе из строя двух регуляторов (резервного и работающего), превышении мощности более чем на 15% заданного значения, по сигналам от системы теплотехнического контроля и от кнопки МАЗ.



 
« Автоматическое регулирование температуры пара промперегрева котлоагрегата ТГМП-344А   Анализ причин повреждений экранных труб котлов ТП-87 »
электрические сети