CS254369B1 - Zapojení blokování havarijní ochrany jaderného reaktoru od výpadku posledního pracujícího turbogenerátoru - Google Patents
Zapojení blokování havarijní ochrany jaderného reaktoru od výpadku posledního pracujícího turbogenerátoru Download PDFInfo
- Publication number
- CS254369B1 CS254369B1 CS854204A CS420485A CS254369B1 CS 254369 B1 CS254369 B1 CS 254369B1 CS 854204 A CS854204 A CS 854204A CS 420485 A CS420485 A CS 420485A CS 254369 B1 CS254369 B1 CS 254369B1
- Authority
- CS
- Czechoslovakia
- Prior art keywords
- failure
- turbine generator
- emergency protection
- generator
- blocking
- Prior art date
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
Zapojení vyvolá signál od výpadku posledního pracujícího turbogenerátoru pro působení havarijní ochrany jaderného reaktoru pouze pokud tlak na výstupu z parogenerátoru nevzroste na hodnotu blízkou tlaku při němž by otevřely pojištovací ventily parogenerátoru.
Description
(54) Zapojení blokování havarijní ochrany jaderného reaktoru od výpadku posledního pracujícího turbogenerátoru
Zapojení vyvolá signál od výpadku posledního pracujícího turbogenerátoru pro působení havarijní ochrany jaderného reaktoru pouze pokud tlak na výstupu z parogenerátoru nevzroste na hodnotu blízkou tlaku při němž by otevřely pojištovací ventily parogenerátoru.
Vynález se týká zapojení k blokování havarijní ochrany prvního druhu od výpadku posledního pracujícího turbogenerátoru u reaktorových bloků se setrvačníkovými hlavními cirkulačními čerpadly a řeší minimalizaci jejího zásahu.
Dosud známé zapojení blokování havarijní ochrany od výpadku posledního turbogenerátoru spočívá v blokování uvedené ochrany přepínačem s možností ručního ovládání. Ochrana je ručně zablokovaná během počátků zvyšování výkonu reaktoru až do přifázování turbogenerátorů a zvýšení jejich výkonu nad úroveň vlastní spotřeby elektrárny. Nejpozději po dosaženi výkonové hladiny 35 % Nnom se přepínač ručně přepíná do polohy odpovídající provozu turbogenerátorů a tím se umožňuje působení uvedené ochrany v případě výpadku posledního pracujícího turbogenerátoru.
U bloků, u nichž jsou použita hlavní cirkulační čerpadla se setrvačníkem odpadá hledisko potřeby zajištovat doběh cirkulačních čerpadel pomoci elektromechanického doběhu turbogenerátorů a rozhoduje hledisko nezbytnosti odvodu produkované páry tak, aby nedošlo k otevření pojistných ventilů parogenerátorů nebo kompenzátoru objemu.
Výsledek turbogenerátorů je po odblokování ochrany jednou z nejčastějších příčin působení havarijní ochrany prvního druhu, která vyvolává jednak teplotní šoky na palivu a základním zařízení primárního okruhu, jednak zbytečné ztráty na výrobě, díky delšímu odstavení bloku, jež každé působení této ochrany provází.
Výše uvedené nedostatky odstraňuje zapojení k blokování havarijní ochrany od výpadku posledního turbogenerátoru u jaderných elektráren se setrvačníkovými hlavními cirkulačními čerpadly, podle vynálezu tak, že signál od výpadku posledního pracujícího turbogenerátoru vyvolá působení havarijní ochrany reaktoru pouze tlak na výstupu z parogenerátorů nevzroste na hodnotu blízkou tlaku při němž by otevřely pojistné ventily parogenerátorů. Zvýšení tlaku páry na výstupu z parogenerátorů nad tuto stanovenou mez je po výpadku turbogenerátoru příznakem selhání obvodů pro snižování výkonu reaktoru nebo systémů odvodu (přepouštění) páry
Signál výpadku posledního pracujícího turbogenerátoru tedy vyvolá působení havarijní ochrany pouze v logickém součinu s převýšením tlaku na výstupu z parogenerátorů.
Zapojení podle vynálezu umožňuje zrušit ruční blokovací klíč u uvedené havarijní ochrany nebo omezit používání tohoto klíče na období zkoušek pojistných ventilů parogenerátorů.
Tím dojde i ke zvýšení bezpečnosti provozu protože se omezí možnost opomenutí ze strany obsluhy.
Claims (2)
- PŘEDMĚT VYNALEZU1. Zapojení k blokování havarijní ochrany od výpadku posledního pracujícího turbogenerátoru u jaderně-energetických reaktorů se setrvačníkovými hlavními cirkulačními čerpadly vyznačené tím, že signál na odstavení reaktoru od výpadku posledního pracujícího turbogenerátoru je veden společně v logickém součinu se signálem zvýšení tlaku páry na výstupu z parogenerátorů .
- 2. Zapojeni podle bodu 1, vyznačené tím, že signál výpadku posledního pracujícího turbogenerátoru je tvořen logickým součtem signálu od zavření ryohlozávěrů turbogenerátoru a od vypnutí generátorového nebo vývodového vypínače.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS854204A CS254369B1 (cs) | 1985-06-12 | 1985-06-12 | Zapojení blokování havarijní ochrany jaderného reaktoru od výpadku posledního pracujícího turbogenerátoru |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS854204A CS254369B1 (cs) | 1985-06-12 | 1985-06-12 | Zapojení blokování havarijní ochrany jaderného reaktoru od výpadku posledního pracujícího turbogenerátoru |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CS420485A1 CS420485A1 (en) | 1987-05-14 |
| CS254369B1 true CS254369B1 (cs) | 1988-01-15 |
Family
ID=5384255
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CS854204A CS254369B1 (cs) | 1985-06-12 | 1985-06-12 | Zapojení blokování havarijní ochrany jaderného reaktoru od výpadku posledního pracujícího turbogenerátoru |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CS (1) | CS254369B1 (cs) |
-
1985
- 1985-06-12 CS CS854204A patent/CS254369B1/cs unknown
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CS420485A1 (en) | 1987-05-14 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US3973391A (en) | Control apparatus for modulating the inlet guide vanes of a gas turbine employed in a combined cycle electric power generating plant as a function of load or inlet blade path temperature | |
| US4048012A (en) | Nuclear power installations | |
| US3778347A (en) | Method and system for operating a boiling water reactor-steam turbine plant preferably under digital computer control | |
| US3931500A (en) | System for operating a boiling water reactor steam turbine plant with a combined digital computer and analog control | |
| US3931503A (en) | System for operating a boiling water reactor steam turbine power plant utilizing dual analog throttle pressure controllers | |
| CS254369B1 (cs) | Zapojení blokování havarijní ochrany jaderného reaktoru od výpadku posledního pracujícího turbogenerátoru | |
| US3102394A (en) | Controlled relief system | |
| US3377800A (en) | Nuclear reactor gas-turbine plant with emergency cooling | |
| JPS5932760B2 (ja) | 原子炉発電用設備 | |
| GB1419582A (en) | Gas cooled fast breeder reactor installations | |
| KR20200137825A (ko) | 원자력 시설의 직류 전원 공급 계통들의 부하 제어 방법 | |
| DE1489955B1 (de) | Dampfgekuehlter Kernreaktor | |
| Response | Guidelines for enhancing power plant response to partial load rejections | |
| Carre et al. | Status of CEA design and simulation studies of 200 KWe turboelectric space power system | |
| GB1391987A (en) | Nuclear power installations | |
| Vitkovskii et al. | On the possibility of connecting a non-operating main circulation pump with three pumps in operation without preliminary coast-down of power-generating unit No. 5 in the Novovoronezh nuclear power plant | |
| Brierley et al. | Plant improvements in the prototype fast reactor station at Dounreay | |
| CS252269B1 (cs) | Způsob blokováni havarijní ochrany prvního druhu od výpadku posledního pracujícího turbogenerátoru | |
| Levshin et al. | Reliability of Emergency Cooling Systems for Power Plants with Fast Sodium-Cooled Reactors | |
| Willett | Electrical Control Features of the Avon Supercritical-Pressure Unit | |
| Rubek et al. | System for step-wise accident protection of nuclear reactors | |
| Brosche | Plant Transients—Licensing Requirements and Operating Experience Concerning the Plants Isar 1 and Grafenrheinfeld | |
| SU1224501A1 (ru) | Способ перевода энергоблока на нагрузку собственных нужд | |
| Frisch et al. | Loss of Preferred Power Events in German BWRs and PWRs | |
| JPS61231489A (ja) | 原子炉系設備 |