Технологические защиты энергоблока

ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ ЗАЩИТЫ ЭНЕРГОБЛОКА [c.148]

Для энергоблока с реактором типа БН-600 АСР состоит из 12 связанных основных локальных подсистем и поддерживает следующие параметры мощность реактора и температуру теплоносителя на выходе из реактора (совместно с системой управления и защиты), расходы теплоносителя в первом и втором контурах (совместно с системой управления главным циркуляционным насосом), давление и температуру свежего пара, расход и давление питательной воды и др. АСР стабилизирует основные технологические параметры энергоблока и выдает управляющие воздействия в диапазоне нагрузок 10— 100%. [c.284]

Техническая структура АСУ ТП энергоблока приведена на рис. 6.74. Комплекс технических средств АСУ ТП строится по иерархическому принципу и состоит H.S источников информации о ходе технологического процесса, автоматических регуляторов, устройств логического управления, защиты, средств отображения информации, устройств связи оператора с объектом управления (пульты и панели управления), а также информационно-вычислительного комплекса. [c.481]

Проведению рассматриваемого режима сброса нагрузки блока должна предшествовать корректировка параметров настройки защиты в соответствии с устанавливаемой последовательностью технологических операций по энергоблоку. [c.84]

Время, на которое останавливают А , используется также и для выполнения текущих работ по поддержанию арматуры в работоспособном состоянии. АЭС может быть осгановлена по двум причинам возникновение аварийной ситуации и необходимость выполнения плановых мероприятий. Если АЭС имеет один реактор, ее аварийная остановка наиболее вероятна в связи с выключением реактора в результате срабатывания аварийной защиты. Если на АЭС несколько реакторов, такая остановка рассматривается применительно к энергоблоку (реакторная установка — турбина). Обычно аварийная остановка вызывается отказом какого-либо элемента энергоблока и требуется устранение этого отказа (ремонта) или замена неисправных элементов технологического оборудования, длится она непродолжительное время. Ее целесообразно использовать для выполнения первоочередных неотложных работ по техническому обслуживанию арматуры, которые нельзя выполнить при действующей установке. В это время можно проводить такие работы, которые могут быть прерваны в любой момент и не вызовут задержку пуска реакторной установки. Результаты работ регистрируются в журнале дежурного инженера. [c.237]

Пусконаладочные режимы. Они проводятся после окончания строительства и монтажа блока перед сдачей его в нормальную эксплуатацию. Пусконаладочные работы, но в уменьшенном объеме, могут проводиться также после ремонтов и реконструкции блока. Особенно значительный объем работ в пусконаладочных режимах проводится на головных энергоблоках серии. Задачей системы управления в этих режимах является в основном сбор информации о правильности функционирования всех технологических систем. На головных блоках для этого иногда устанавливаются дополнительные средства контроля, позволяющие глубже проанализировать работу технологического оборудования. Особенное внимание уделяется физическому пуску, когда в реактор загружается топливо и начинается цепная реакция. При этом нейтронный поток очень мал и мощность, выделяемая при делении топлива, исчисляется долями ватта. Однако достаточно дополнительно загрузить в реактор одну тепловыделяющую сборку или незначительно переместить регулирующие органы, чтобы вызвать разгон реактора с малым периодом. Поэтому при физическом пуске больщое внимание уделяется контролю нейтронного потока. При самом первом пуске данного реактора, когда начальный нейтронный фон в реакторе мал, применяется специальная аппаратура первого пуска, датчики которой максимально приближаются к активной зоне или вносятся внутрь ее. При повторных пусках реактора задача контроля упрощается, так как в реакторе все время присутствуют нейтроны, образующиеся за счет реакции выделяющихся из накопившихся продуктов деления у-квантов с ядрами материалов активной зоны. При физическом пуске наряду с контролем включена аварийная защита, осуществляющая введение отрицательной реактивности при уменьшении периода ниже заданного значения (обычно 10—20 с). [c.137]

Реактор РБМК имел недостаточный запас оперативной реактивности и положительный паровой эффект реактивности. Для уменьшения этого эффекта обогащение топлива по было увеличено с 2 до 2,4 % кроме того, в активную зону были установлены вместо ТВС 80 каналов с дополнительными поглотителями [2] Ведется эксплуатация ТВС с уран-эрбиевым топливом и топливом с измененной (введением центрального отверстия) геометрией таблеток, заменой стальных дистан-ционирующих решеток циркониевыми [41, 51]. Оперативный запас реактивности для номинального режима работы реактора был доведен до 48 эффективных стержней СУЗ, а минимальный запас реактивности — до 30 стержней. Увеличение запаса реактивности, кроме всего прочего, достигалось и некоторым снижением выгорания топлива. Паровой коэффициент реактивности был уменьшен с (4—5)Р до (0,5—0,7)Р (где р — доля запаздывающих нейтронов), тем самым была исключена возможность неконтролируемого роста мощности реактора. Была дополнительно внедрена быстродействующая аварийная защита с полным вводом стержней этой защиты в активную зону за 2,5 с. Стержни существующей аварийной защиты были модернизированы, и время их погружения в активную зону сокращено с 18 до 12 с. Число исполнительных стержней защиты было увеличено. Кроме того, были введены защиты по снижению расхода в контуре многократной принудительной циркуляции и защиты по снижению давления и расхода в контуре охлаждения СУЗ. Реконструкция парогазовой системы энергоблоков исключила возможность разрушения реактора в результате разрыва технологических каналов. Был введен регламент усиленного контроля металла контура МПЦ и [c.143]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...