CN105298556A - 核电站大气排放阀调节控制方法 - Google Patents

核电站大气排放阀调节控制方法 Download PDF

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Abstract

本发明属于核电站自动控制技术,具体涉及一种核电站大气排放阀调节控制方法。该方法通过设定汽轮机旁路系统的大气排放阀整定压力值,利用蒸汽发生器出口压力与汽轮机旁路系统的大气排放阀整定压力的差值进行调节,当蒸汽发生器出口压力高于大气排放阀整定压力时,根据差值调节大气排放阀的开度,对二回路蒸汽进行排放并将二回路压力降低达到大气排放阀的整定压力值。本发明在蒸汽发生器传热管破裂事故下,大气排放阀可以实现安注信号自动触发快速冷却,30分钟内无需操纵员干预,即可保证蒸汽发生器二次侧以符合要求的降温速率尽快为反应堆冷却剂回路降压降温,大大降低了事故后人员误操作为反应堆带来的不安全风险。

Description

核电站大气排放阀调节控制方法
技术领域
本发明属于核电站自动控制技术,具体涉及一种核电站大气排放阀调节控制方法。
背景技术
核电站大气排放阀的控制一直以来都是非常重要的一个安全级控制系统。这是因为反应堆功率不能像汽轮发电机负荷那样快速地改变。在汽轮机负荷发生大幅度下降以后,汽轮发电机旁路系统通过主蒸汽直接排放到凝汽器或者排放到大气,从而为反应堆提供一个人为负荷的办法来降低核蒸汽供应系统中的温度瞬态和压力瞬态的幅度。当蒸汽凝汽器排放系统不能使用时,大气排放阀将提供一个可控的人为负荷,以确保反应堆处于安全状态。
为提高反应堆安全性和先进性,三代核电站提出了在事故情况下,为使中压安注尽快投入运行,需要蒸汽发生器二次侧以一定的降温速率尽快为一回路降压,这称为“快速冷却”。同时,为降低事故后人员误操为反应堆带来的风险,提出了事故后操纵员30分钟不干预的控制要求。所有这些对于大气排放阀的新的控制要求,都增加了对于此重要安全控制实现的新的难度。
发明内容
本发明的目的是针对核电站安全性设计的要求,提供一种能够自动根据反应堆冷却剂压力和温度进行计算,并自动调节控制的大气排放阀控制方法。
本发明的技术方案如下:一种核电站大气排放阀调节控制方法,其特征在于:设定汽轮机旁路系统的大气排放阀整定压力值,利用蒸汽发生器出口压力与汽轮机旁路系统的大气排放阀整定压力的差值进行调节,当蒸汽发生器出口压力高于大气排放阀整定压力时,根据差值调节大气排放阀的开度,对二回路蒸汽进行排放并将二回路压力降低达到大气排放阀的整定压力值。
进一步,如上所述的核电站大气排放阀调节控制方法,其中,所述的大气排放阀整定压力值通过保护组机柜内的程序进行设定,或者通过核电站计算机信息和控制系统由操纵员进行手动调整设定,或者通过后备盘上的调节单元进行调整设定。
进一步,如上所述的核电站大气排放阀调节控制方法,其中,在核电站功率运行时,大气排放阀整定压力值设为7.85MPa(a),(a)表示绝对压力。
进一步,如上所述的核电站大气排放阀调节控制方法,其中,在核电站启堆期间,由操纵员手动设定大气排放阀整定压力值或大气排放阀的开度,将二回路多余的蒸汽排出。
进一步,如上所述的核电站大气排放阀调节控制方法,其中,在核电站停堆期间,凝汽器不可用时,调节大气排放阀的开度,通过二回路的压力变化使一回路的温度以28℃/h或56℃/h的冷却速率自动调节,直至将一回路冷却到余热排出系统投入工况。
更进一步,大气排放阀的开度根据操纵员设定的大气排放阀整定压力值进行自动调节,或完全由操纵员手动调节大气排放阀开度。
进一步,在蒸汽发生器传热管破裂事故工况下,当接收到触发信号后,调节大气排放阀的开度,通过二回路的压力变化使一回路的温度以100℃/h的冷却速率自动调节,并通过函数计算模块的计算由调节单元自动将大气排放阀整定压力值从正常运行工况设定值逐渐降低到目标设定值;事故发生30分钟后,允许操纵员手动调节系统的大气排放阀整定压力值或大气排放阀开度。
本发明的有益效果如下:本发明通过自动控制方案的设计,在蒸汽发生器传热管破裂事故下,大气排放阀可以实现安注信号自动触发快速冷却,30分钟内无需操纵员干预,即可保证蒸汽发生器二次侧以符合要求的降温速率尽快为反应堆冷却剂回路降压降温。30分钟内自动调节不需要人为干预,大大降低了事故后人员误操作为反应堆带来的不安全风险。通过该自动控制方案的设计,还实现了大气排放阀以28℃/h或56℃/h的冷却速率自动调节,或操纵员输入一回路冷却速率进行自动调节,改变了之前M310核电站操纵员需根据监测一回路的温度,手动不断调整大气排放阀压力设定值以保证降温速率。
附图说明
图1为本发明大气排放阀调节原理图;
图2为具体实施例中大气排放阀调节方案示意图。
图中,RCS:反应堆冷却剂系统,TSM:主蒸汽系统,IIC:核电站计算机信息和控制系统,IRS:远程停堆站系统,EES:水压试验泵电源系统,IDA:试验数据采集系统,BUP:后备盘,CS:信号输出,EP:电气转换器,ID:指示仪,RCM:手动/自动控制站,RCS:远程控制站,RPC:定值站,KU:在核电站计算机信息和控制系统中操作的设备的控制装置,RG:调解模块,公式k(1+1/Tp)代表比例积分调节单元,k为比例增益,Tp为积分时间。
具体实施方式
下面结合附图和实施例对本发明进行详细的描述。
如图1所示,本发明所提供的核电站大气排放阀调节控制方法,通过设定汽轮机旁路系统的大气排放阀整定压力值,利用蒸汽发生器出口压力与汽轮机旁路系统的大气排放阀整定压力的差值进行调节,当蒸汽发生器出口压力高于大气排放阀整定压力时,根据差值调节大气排放阀的开度,差值越大,调节的阀门开度越大,对二回路蒸汽进行排放并将二回路压力降低达到大气排放阀的整定压力值。
如图2所示,核电站的汽轮机旁路系统(TSA)的3台大气排放阀TSA131VV、132VV、133VV的调节分别在保护组机柜IIP、IIIP、IVP中实现。大气排放阀的调节采用一个比例积分控制回路,利用蒸汽发生器出口压力与大气排放阀整定压力的差值进行调节。在保护组机柜内有一个程序设定的固定的整定值,称为内部整定值,也可以通过核电站计算机信息和控制系统(IIC)操纵员手动调整其压力整定值(称为外部整定值)或选择手动调整冷却速率温度梯度值。另外,当IIC不可用时,通过后备盘(BUP)上的调节单元(RC)进行调节。可以通过IIC上的切换开关选择使用手动设置温度梯度或压力整定值,以及内部或外部的压力整定值互相切换,且当IIC不可用时,通过BUP上的RC来选择。也可以通过手动设置阀门开度进行调节,这在IIC或远程停堆站(IRS)上由核电站计算机信息和控制系统中操作的设备的控制装置(KU)实现,在BUP上由RC实现。
核电站功率运行期间,大气排放阀整定压力值由保护组机柜内的程序设定,为内部整定值7.85MPa(a),(a)表示绝对压力,对应图2中切换开关2位置。
在核电站启堆期间,由操纵员手动设定压力整定值(对应图2中切换开关3位置)或阀门开度。
在核电站停堆期间,如果凝汽器不可用,可以通过调节TSA系统大气排放阀TSA131VV、132VV、133VV的开度,通过二回路的压力变化使一回路的温度以28℃/h或56℃/h(由操纵员设定)的冷却速率自动调节,可以通过图2中的函数计算模块2进行自动调节(此时,切换开关切换到4位置),函数计算模块2根据二回路压力和一回路温度自动计算得出压力整定值,然后通过调节单元进行调节,将一回路冷却到余热排出系统投入工况。也可由操纵员选择根据需要来设定压力整定值进行自动调节(切换开关切换到3位置),或完全由操纵员手动调节大气排放阀的开度。
在蒸汽发生器传热管破裂事故下,在接收到安注信号后,触发快速冷却,切换开关将自动切换到快速冷却时的压力整定值(切换开关切换到1位置)。将一回路温度测量值、二回路压力测量值输入函数计算模块1,函数计算模块1根据二回路压力和一回路温度自动计算得出整定值,然后通过调节单元进行调节,调节过程中维持一回路降温速率按照100℃/h温度梯度调整,压力整定值从7.85MPa(a)逐步调整到4.5MPa(a),通过事故分析,当压力整定值降到4.5MPa(a)时,快速冷却速率就可以降为28℃/h。二回路下降到一定压力(4.5MPa(a))之后,就可以改为慢速率进行冷却一直到余热排出系统投入。事故发生30分钟后,允许操纵员手动进行切换。
上面所述的函数计算模块1和函数计算模块2中函数关系为:
对于函数计算模块1,用于事故情况下的快速冷却,降温速率为100℃/h;对于函数计算模块2,允许操纵员可手动设置,降温速率可为28℃/h或56℃/h。
显然,本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样,倘若对本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内,则本发明也意图包含这些改动和变型在内。

Claims (7)

1.一种核电站大气排放阀调节控制方法,其特征在于:设定汽轮机旁路系统的大气排放阀整定压力值,利用蒸汽发生器出口压力与汽轮机旁路系统的大气排放阀整定压力的差值进行调节,当蒸汽发生器出口压力高于大气排放阀整定压力时,根据差值调节大气排放阀的开度,对二回路蒸汽进行排放并将二回路压力降低达到大气排放阀的整定压力值。
2.如权利要求1所述的核电站大气排放阀调节控制方法,其特征在于:所述的大气排放阀整定压力值通过保护组机柜内的程序进行设定,或者通过核电站计算机信息和控制系统由操纵员进行手动调整设定,或者通过后备盘上的调节单元进行调整设定。
3.如权利要求2所述的核电站大气排放阀调节控制方法,其特征在于:在核电站功率运行时,大气排放阀整定压力值设为7.85MPa(a),(a)表示绝对压力。
4.如权利要求2所述的核电站大气排放阀调节控制方法,其特征在于:在核电站启堆期间,由操纵员手动设定大气排放阀整定压力值或大气排放阀的开度,将二回路多余的蒸汽排出。
5.如权利要求2所述的核电站大气排放阀调节控制方法,其特征在于:在核电站停堆期间,凝汽器不可用时,调节大气排放阀的开度,通过二回路的压力变化使一回路的温度以28℃/h或56℃/h的冷却速率自动调节,直至将一回路冷却到余热排出系统投入工况。
6.如权利要求5所述的核电站大气排放阀调节控制方法,其特征在于:大气排放阀的开度根据操纵员设定的大气排放阀整定压力值进行自动调节,或完全由操纵员手动调节大气排放阀开度。
7.如权利要求2或3所述的核电站大气排放阀调节控制方法,其特征在于:在蒸汽发生器传热管破裂事故工况下,当接收到触发信号后,调节大气排放阀的开度,通过二回路的压力变化使一回路的温度以100℃/h的冷却速率自动调节,并通过函数计算模块的计算由调节单元自动将大气排放阀整定压力值从正常运行工况设定值逐渐降低到目标设定值;事故发生30分钟后,允许操纵员手动调节系统的大气排放阀整定压力值或大气排放阀开度。
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Cited By (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106593555A (zh) * 2016-12-13 2017-04-26 中国船舶重工集团公司第七〇九研究所 一种多功能蒸汽排放控制系统及控制方法
CN107068214A (zh) * 2017-05-09 2017-08-18 中广核研究院有限公司 核电厂蒸汽大气排放装置与二回路压力释放方法
CN107845436A (zh) * 2017-09-27 2018-03-27 中国核电工程有限公司 压水堆核电厂主控制室不可居留时的远程停堆站操控方法
CN109712733A (zh) * 2018-12-05 2019-05-03 深圳中广核工程设计有限公司 核电站蒸汽大气排放系统的安全级功能控制系统及方法
CN112242205A (zh) * 2019-07-16 2021-01-19 中核核电运行管理有限公司 一种核电机组稳压器快速降温的方法
CN112466497A (zh) * 2020-11-10 2021-03-09 中广核工程有限公司 压力温度自动控制方法、系统、计算机设备及其介质
CN112530617A (zh) * 2020-11-10 2021-03-19 中广核工程有限公司 全厂失电工况下一回路冷却方法及装置
CN114459013A (zh) * 2022-01-27 2022-05-10 华能山东石岛湾核电有限公司 高温气冷堆蒸汽发生器的保护系统及方法

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110718313B (zh) * 2019-09-18 2023-08-04 上海电力大学 一种传热管破裂事故下核电站一回路降温控制方法

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN203858871U (zh) * 2013-05-30 2014-10-01 中国核电工程有限公司 核电厂大气排放系统的控制装置
CN104299661A (zh) * 2014-10-11 2015-01-21 中广核工程有限公司 一种核电站调试启动过程中的瞬态试验控制方法及系统

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US194225A (en) * 1877-08-14 Improvement in band-saw mills
US4584164A (en) * 1982-06-03 1986-04-22 Combustion Engineering, Inc. Valve control for low temperature overpressure protection in a nuclear power plant
US9805833B2 (en) * 2014-01-06 2017-10-31 Bwxt Mpower, Inc. Passively initiated depressurization valve for light water reactor

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN203858871U (zh) * 2013-05-30 2014-10-01 中国核电工程有限公司 核电厂大气排放系统的控制装置
CN104299661A (zh) * 2014-10-11 2015-01-21 中广核工程有限公司 一种核电站调试启动过程中的瞬态试验控制方法及系统

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
刘伟等: "基于PIPENET的AP1000主蒸汽管道汽锤计算", 《核科学与工程》 *
李溪韵: "核级调节控制在出口核电项目中的实现", 《科技资讯》 *

Cited By (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106593555A (zh) * 2016-12-13 2017-04-26 中国船舶重工集团公司第七〇九研究所 一种多功能蒸汽排放控制系统及控制方法
CN107068214A (zh) * 2017-05-09 2017-08-18 中广核研究院有限公司 核电厂蒸汽大气排放装置与二回路压力释放方法
CN107068214B (zh) * 2017-05-09 2024-03-26 中广核研究院有限公司 核电厂蒸汽大气排放装置与二回路压力释放方法
CN107845436A (zh) * 2017-09-27 2018-03-27 中国核电工程有限公司 压水堆核电厂主控制室不可居留时的远程停堆站操控方法
CN107845436B (zh) * 2017-09-27 2023-11-14 中国核电工程有限公司 压水堆核电厂主控制室不可居留时的远程停堆站操控方法
EP3904640A4 (en) * 2018-12-05 2022-12-07 China Nuclear Power Design Company Ltd. (Shenzhen) SAFETY LEVEL FUNCTION CONTROL SYSTEM AND METHOD FOR NUCLEAR POWER PLANT ATMOSPHERIC VAPOR EMISSIONS SYSTEM
CN109712733A (zh) * 2018-12-05 2019-05-03 深圳中广核工程设计有限公司 核电站蒸汽大气排放系统的安全级功能控制系统及方法
WO2020113505A1 (zh) * 2018-12-05 2020-06-11 深圳中广核工程设计有限公司 核电站蒸汽大气排放系统的安全级功能控制系统及方法
CN109712733B (zh) * 2018-12-05 2020-11-06 深圳中广核工程设计有限公司 核电站蒸汽大气排放系统的安全级功能控制系统及方法
CN112242205A (zh) * 2019-07-16 2021-01-19 中核核电运行管理有限公司 一种核电机组稳压器快速降温的方法
CN112242205B (zh) * 2019-07-16 2022-08-19 中核核电运行管理有限公司 一种核电机组稳压器快速降温的方法
CN112530617A (zh) * 2020-11-10 2021-03-19 中广核工程有限公司 全厂失电工况下一回路冷却方法及装置
CN112466497A (zh) * 2020-11-10 2021-03-09 中广核工程有限公司 压力温度自动控制方法、系统、计算机设备及其介质
CN112466497B (zh) * 2020-11-10 2024-04-09 中广核工程有限公司 压力温度自动控制方法、系统、计算机设备及其介质
CN114459013B (zh) * 2022-01-27 2023-09-08 华能山东石岛湾核电有限公司 高温气冷堆蒸汽发生器的保护系统及方法
CN114459013A (zh) * 2022-01-27 2022-05-10 华能山东石岛湾核电有限公司 高温气冷堆蒸汽发生器的保护系统及方法

Also Published As

Publication number Publication date
GB2543591B (en) 2019-06-05
GB201604874D0 (en) 2016-05-04
GB2543591A (en) 2017-04-26
CN105298556B (zh) 2019-12-13

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