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

Устройства, обеспечивающие разгрузку реактора при отказах - 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

УСТРОЙСТВА, ОБЕСПЕЧИВАЮЩИЕ РАЗГРУЗКУ РЕАКТОРА ПРИ ОТКАЗАХ» АГРЕГАТОВ ЭНЕРГОБЛОКА
Так как каждый аварийный останов реактора приводит к большим экономическим потерям, во многих аварийных ситуациях, если это допустимо по условиям работы реактора, стремятся не останавливать реактор, а снизить его мощность (разгрузить) до допустимого уровня. Такая разгрузка может осуществляться либо устройствами, входящими в регулятор мощности (у реакторов БН, см. § 6.1, у реакторов РБМК, см. описание АЗ в § 7.3). В СУЗ реакторов ВВЭР это осуществляется специальным устройством РОМ, предназначенным для ограничения тепловой мощности реактора и разгрузки его при отключении одного или нескольких ГЦН или турбопитательного насоса (ТПН). Это устройство воздействует на исполнительные органы через каналы аварийной защиты третьего рода и как и другие устройства аварийной защиты выполняется трехканальным. Для реакторов ВВЭР разработаны различные модификации РОМ. В качестве примера рассмотрим структурную схему одного канала устройства РОМ2 (рис. 7.7), предназначенного для реактора ВВЭР-1000.
В РОМ2 осуществляется непрерывное измерение плотности нейтронов и сравнение ее с заданным значением Na, которое формируется в зависимости от числа работающих ГЦН и ТПН. При двух работающих ТПН допустимый уровень мощности реактора в зависимости от числа работающих ГЦН составляет 100% номинальной мощности при четырех ГЦН, 75% при трех ГЦН, 50% при двух ГЦН.
При отключении любого турбопитательного насоса допустимый уровень мощности составляет 50% номинальной. При отключении двух турбопитательных насосов реактор останавливают.
Так как однозначного соответствия сигнала плотности нейтронов и тепловой мощности реактора нет вследствие изменения характеристик ионизационных камер и других факторов, то для независимости уровне разгрузки реактора от этих факторов сигнал плотности нейтронов N непрерывно корректируется по сигналу, пропорциональному значений тепловой мощности Q, определяемой по уравнению:

где Д/Ср — средний перепад температур на циркуляционных петлях; т — число работающих петель.
Текущее значение плотности нейтронов N от аппаратуры контроля нейтронного потока АКНП поступает на вход усилителя У1 (рис 7 7). Усилитель имеет переменный коэффициент усиления, определяемый числом, записанным в цифровом регистре ЦР. Импульсы от генератора импульсов ГИ поступают в регистр через управляемый ключ К. На выходе усилителя У1 получается корректированное значение плотности нейтронов NK, которое сравнивается с заданным значением А/з на усилителе У4 (Nz изменяется по закону ступенчатой функции в зависимости от числа работающих ГЦН и ТЛИ). Заданное значение плотности нейтронов формируется на управляемом делителе напряжения УДИ1, схема которого показана на рис. 7 8. Значения заданной и скорректированной плотности нейтронов противоположны по знаку. Сигнал с выхода усилителя У1 поступает также на вход усилителя У2у на котором сравниваются NK и Q.
Схема управляемого делителя напряжения
Рис. 7.8. Схема управляемого делителя напряжения УДН1

В установившемся состоянии эти сигналы равны.
Значение среднего перепада температур на циркуляционных петлях  измеряется термоэлектрическими термометрами на входе и на выходе циркуляционной петли, включенными дифференциально Сигналы термометров преобразуются нормирующими преобразователями НП в унифицированный сигнал 0—5 мА постоянного тока. Всего имеется 12 нормирующих преобразователей, по 4 на каждый канал. Сигналы от нормирующих преобразователей поступают на вход усилителя У5 устройства осреднения УО, на выходе которого формируется сигнал ДСр. При помощи управляемого делителя напряжения УДН2, схема которого показана на рис. 7 9, изменяется значение т при изменении числа работающих ГЦН.
Рассмотрим процессы, происходящие в РОМ2 при появлении разбаланса между N и Q. При увеличении тепловой мощности на выходе усилителя У2 появится сигнал разности значений NK и Q Этот сигнал, усиленный усилителем УЗ, поступает на вход пороговых устройств ПУ1 и ПУ2, настроенных на противоположные знаки входного сигнала Дискретный сигнал с выхода пороговых устройств ПУ1 и ПУ2, формируемый по принципу ИЛИ, поступает на блок выдержки времени БВВ (т=50 с). Введение блока выдержки времени позволяет исключить корректировку сигнала плотности нейтронов во время переходных процессов.
Если дискретный сигнал сохраняется более 50 с, элемент задержки выдает сигнал на проведение корректировки. Этот сигнал поступает на вход порогового устройства ПУЗ, выход которого соединен с вентилем В.

Рис. 7.9. Схема управляемого делителя напряжения УДН2
Выходной сигнал вентиля управляет ключом С, разрешая импульсам от ГИ поступать в цифровой регистр и тем самым изменяя коэффициент усиления усилителя У/, который будет меняться до тех пор, пока значение NK не сравняется со значением Q, после чего корректировка прекращается. Перезапись цифрового регистра запрещается до тех пор, пока не закончена разгрузка реактора. При увеличении  разность величин NK и Na превышает величину зоны нечувствительности порогового устройства ПУЗ, что приведет к срабатыванию ПУЗ и появлению на его выходе сигнала разгрузки. Этот сигнал вместе с двумя аналогичными сигналами из двух других каналов РОМ2, собранными в схему «2 из 3» вызовет разгрузку реактора через аварийную защиту АЗ-З (см. § 7.4). Если возросла не тепловая мощность, а нейтронная, tq сразу возрастет N к и, если она превышает значение Na, пройдет сигнал разгрузки (без выдержки времени) При уменьшении N и Q происходит перезапись регистра. При этом восстанавливается баланс между NK и Q. Сигнал разгрузки при этом не проходит. При отключении одного или нескольких ГЦН или одного ТПН изменяется N3, появляется разность между NK и N3 и проходит сигнал разгрузки.



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