反应堆保护系统(RPR)
核电厂中级运行ARE APG

汽机进汽压力 (窄量程)
+
+
+
+
A 校正
+
变增量环节 + PID
汽水温度
+
+
+
+
PI P<15 % RCM P 4 +平均温度低 A
100 开度
15 %
负荷
RCM
主给水调节阀
旁路给水调节阀
ARE:控制(2)
0.1MPa 水位(%)
12.3
51.6
34
6.1
蒸汽流量(%) 20 100 20 100
ARE:运行(2)
特殊瞬态运行 ——单三冲量切换 ——反应堆紧急停堆 ——主给水隔离:
1.
2.
3. 4.
蒸发器高高水位信号; 安注信号; Tavg低信号与反应堆停堆信号同时; 由控制室发出的手动信号
ARE: 控制
实测水位 蒸汽流量 给水流量 蒸汽压力
汽机进汽压力 (宽量程)
有效的GCT开启 信号
事件序列:
3:38:53,1ARE031VL压缩空气供气管线突然脱落,主给水调节阀 1ARE031VL自动关闭,主给水流量快速下降,1#SG水位快速下降。 3:39:26,1#SG低水位与汽水失配相符合(主给水130 t/h、主蒸汽 1925t/h),触发停堆、停机。两台蒸汽发生器主给水旁路调节阀保持开 启状态,SG水位降低到-1.81m,主给水泵保持运行,流量为268 t/h, 辅助给水泵未启动。 3:44:41,操纵员执行DEC并进入I1规程后进行停堆动作确认。将机 组稳定在热停堆状态。 3:45:32,1#SG水位开始回升。 3:50:55,1#SG窄量程水位升高到-0.49m(1ARE052MN),操纵员 调节给水流量使之稳定。 5:10,1#机组重新达到临界状态,临界棒位:D棒96步、临界硼浓度: 1060ppm。 6:34:52,1#机组重新并网。 12:15,1#机组达到满功率并稳定运行。
反应堆长棒控制系统调试方法研究_逻辑功能验证_CRDM性能试验和落棒试验

反应堆长棒控制系统调试方法研究——逻辑功能验证、CRDM性能试验和落棒试验周军,曾科龙,刘吉光,刘润琛(中广核工程有限公司调试中心,深圳 518124)摘要:本文主要论述了中广核集团岭澳二期CPR1000核电站反应堆长棒控制系统(RGL) 的调试新方法。
新方法对逻辑功能验证、CRDM性能试验和落棒试验进行了创新,采用模拟仿真平台以及自动切换麦克风信号、自动进行数据分析(CRDM 电流时序测量和落棒时间测量)等专用工具构想来完成试验。
本文论述的调试方法通过岭澳二期现场试验的实践,促使RGL系统调试以高效、低成本的方式完成,被证明能有效提高试验效率,节省人力、物力、财力,对后续国内其他核电项目RGL系统的调试试验有一定的借鉴意义。
关键词:RGL;调试方法研究;创新中图分类号:TK323文献标志码:AStudy on commissioning method of control system (RGL)for reactor's full length rod——function validation,CRDM performance test and rod drop testZHOU Jun,ZENG Ke-long,LIU Ji-guang,LIU Run-chen(China Nuclear Power Engineering Company LTD,Shenzhen 518124,China)Abstract:This article discusses the new commissioning method of rod control system (RGL) for reactor’s full length in Ling Ao Phase 2 CPR1000 nuclear power plant.The new commissioning method p resen ts the simu late d test p latfo rm,micro phone si gna l auto switching,auto ana lysi s o f test da ta(fo r CRDM pe rfo rmance test and rod drop test) to co mp l e te the RGL fu n cti on va li da ti on te st,C RD M pe rfo rmance test and rod drop test.It i s app li ed i n the R GL commissioning test of Ling Ao Phase 2,and it has proved that it’s able to highly increase the test efficiency and reduce the test cost.The new method has referential significance for t he RGL commissioning test in other nuclear power projects. Key words:RGL;commissioning method study;innovation0 引言反应堆长棒控制系统(RGL)作为主要的反应堆控制系统之一,其主要功能是:根据电网负荷的变化,相应提升或插入控制棒调节堆芯的反应性,从而控制堆芯温度和核功率,保护反应堆,确保堆芯安全[1]。
第三章 反应堆保护

X、Y逻辑单元由固态磁逻辑元件组成,并采用负逻辑电路设计,比较结果分别送到计算机数据采集系统(KIT)、报警系统(KSA)和主控室的状态指示灯(LA)。另外,在做T2试验时,比较电路向T2试验装置发送逻辑测试结果。
3.输出单元
输出单元接受逻辑处理单元来的X、Y逻辑信号,先对X,Y进行“与”运算,然后经磁放大器进行功率放大推动输出继电器向各执行机构送出保护命令。输出单元由磁性元件和继电器组成。
3.1.7 停堆通道的响应时间
保护系统响应时间是指该系统的每一个输入变量从超越保护整定值起到触发保护系统执行机构完成相应保护命令所需要的时间。其中紧急停堆通道响应时间分解图,如下图3.9:
TRT—紧急停堆通道响应时间。这段时间T由下式几个时间组成:
TRT=T0+T1+T2+T3+T4+T5+T6
其中,T0——介质传输延迟时间,T0只有在ΔT保护通道中有,因为堆进,出口温度测量用的探测器是安装在主管道的旁管路上的,所以T0是指主冷却剂由主管道流至旁通管路的时间。(参数为温度时:T0=1S,其余参数为T0=0S).
根据失电安全准则,紧急停堆保护输出应在系统失去电源时产生停堆命令;但这一准则不适用于专设安全设施保护,即电源丧失时专设安全设施不应当产生保护动作。因此,对于紧急停堆保护和专设安全设施保护,保护系统应采取不同的输出方式。所以,秦山第二核电厂RPR设计为:紧急停堆输出单元采用失电操作方式,而专设安全设施保护则采用带电操作方式。
6.可试验性和可维修性
为了发现、验证和维修故障元器件,以防止故障的累积触发保护系统故障,需要对保护系统进行定期试验。
保护系统的冗余性,为在线试验提供了可能,对于整个保护通道,共有T1,T2,T3试验。关于周期试验,可详见3.6节。
EPR机组硬核系统及事故程序

EPR机组硬核系统及事故程序发表时间:2020-07-17T07:04:14.838Z 来源:《云南电业》2020年3期作者:黄辉明张明磊[导读] 与传统的两代及两代加核电机组相比,采用三代核电技术的EPR机组除使用常规的过程信息和控制系统(SPPA-T2000)和安全相关系统(TXS)软硬件平台针对核电厂功能进行集中处理外,还额外增加了硬核系统(HKS)以应对设计基准事故叠加SPPA-T2000平台失效的工况。
(台山核电合营有限公司广东省江门市 529228)摘要:与传统的两代及两代加核电机组相比,采用三代核电技术的EPR机组除使用常规的过程信息和控制系统(SPPA-T2000)和安全相关系统(TXS)软硬件平台针对核电厂功能进行集中处理外,还额外增加了硬核系统(HKS)以应对设计基准事故叠加SPPA-T2000平台失效的工况。
本文对硬核系统的设计策略、运行策略、结构和事故程序进行了介绍说明。
关键词:EPR;硬核系统;过程信息和控制系统;事故程序引言在EPR三代核技术的原仪控系统设计中,把反应堆从可控状态带到并维持在安全状态所需的功能为F1B级,根据结构和功能分配情况,部分事故后操作相关的过程信息和控制系统(SPPA-T2000)平台上安全自动化系统(SAS)功能块执行。
当发生设计基准事故时,由安全相关仪控系统(TXS)平台上的反应堆保护系统(RPR)通过紧急停堆和专设安全设施启动将电站带到可控状态。
在设计审查阶段,法国核安全局认为负责电站正常运行和控制的SPPA-T2000与负责电站安全的TXS两个平台独立性不够,当SAS失去或SPPA-T2000 失去时会导致SAS中部分F1B及F2级的安全功能丧失[1]。
虽然完全丧失SPPA-T2000平台的概率极低,在最新的EPR在仪控设计中考虑这种失效,并采取相应的措施以提高仪控结构鲁棒性,增设了与SPPA-T2000平台具备多样性的硬核系统(HKS:Hard Kernel System),并在对事故处理规程进行了分析与升版。
主给水系统(ARE)

主给水系统(主给水系统(ARE ARE ARE))一.功能主给水系统(ARE )用来向蒸汽发生器输送经过高压加热器加热的高压给水。
供水量由给水流量控制系统进行调节,维持蒸发器二次侧水位在一个随汽机负荷变化所预定的基准值。
ARE 系统还用于触发反应堆和汽轮机的保护系统动作。
这些动作包括在RPR 系统手册内,它们是:1.蒸发器液位保护动作;2.给水隔离阀快速关闭;3.给水主调节阀和给水旁路调节阀快速关闭;4.电动主给水泵跳闸;5.对未能紧急停堆的预期瞬态(ATWT )的保护。
ARE 系统的安全功能是其测量通道向RPR 系统提供蒸发器液位信号,以便进行事故后监测。
二.系统与设备1.概述主给水泵的排水经过高压加热器后进入一条给水母管,再由此分为两条给水管路,通往两台蒸发器,进入蒸发器的给水环管,在母管上还设有一根到凝汽器的再循环支管。
每个给水调节站包括一个给水主调节阀和一个旁路调节阀,在主调节阀前后设电动隔离阀。
开此隔离阀前,先开与其相连的平衡阀。
系统的管道布置确保到每台蒸发器的给水流量相等。
末级高加下游的公用母管,可保证各蒸发器的给水温度相同。
采用的布置保证调节阀下游的给水环管(蒸发器内)处于系统的最高点,以防止在运行瞬态期间管路中出现蒸汽阻塞现象。
2.给水调节阀(ARE031、032VL ;ARE242、243VL )并联安装的主、旁路调节阀提供给水流量调节,以调节蒸发器的水位。
给水主调节阀可保证1854t/h 的流量(名义流量的95%),旁路调节阀可保证的流量为293t/h (名义流量的15%)。
流量控制由两个互补的通道来保证:(1)一个两参量(蒸发器水位—负荷图象)控制通道,它在低负荷(小于18%FP )时运行,并使旁路调节阀(ARE242、243VL )动作;(2)一个三参量(蒸发器水位—给水流量—蒸汽流量)控制通道,它在高负荷(从18%FP 到100%FP )时运行,并使给水主调节阀(ARE031、032VL )动作。
反应堆保护系统.ppt

2、逻辑系统、执行器和电源的冗余
为了排除由于环境因素、电气的物理现象相关
影响,具有相同保护功能的重复通道之间应
彼此独立,保持物理(或实体)上的分离及
电气上的隔离,以免丧失冗余性。
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独立性:在保护系统与控制系统乃至与其他系 统之间,要求在电气上和结构上是相互独立 的。
逻辑系列A和逻辑系列B分别装在两个彼此隔离 的房间,以实现物理隔离;模拟电路产生的 逻辑信号经隔离耦合电路传给几个逻辑电路, 以实现它们空间的电气隔离。
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(6)可试验性和可维修性
保护系统应用冗余度的目的是为了使它们在 发生一些故障之后还能继续运行。
但是,为了能发现和修理故障的元件,防止 故障积累,导致总的保护系统故障,故需要 定期作试验。保护系统的冗余性为在线测试 提供了可能性。
在线测试主要有:针对仪表系统的T1测试, 针对逻辑单元的T2测试和针对执行器的T3测 试。通过测试可及时发现故障并及早排除。
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(8)前后沿延时定时器 输出前沿在输入前沿t1秒后出现,输出后沿在
输入后沿t2秒后出现。
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二、反应堆保护系统原理简述
一个过程参数(如温度、压力、液位、流量等) 用多只探测器探测,其中供反应堆保护系统用 的至少两只(如源量程探测器和中间量程探测 器),最多4只。
(2)冗余性和独立性
为了使保护系统满足单一故障准则,提高反应 堆的安全性,设计中应采用冗余设计技术
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冗余性:具有相同保护功能的重复设置
1、系统和通道的冗余 安全监测通道的冗余、 安全逻辑装置的冗余和整个系统的冗余等
核电缩略语

核电缩略语A给水供应ABP 低压给水加热器系统ACO 给水加热器疏水回收系统ADG 给水除氧器系统AET 主给水泵汽轮机轴封系统AGM 电动主给水泵润滑油系统AGR 主给水泵汽轮机润滑、调节油系统AHP 高压给水加热器系统APA 电动主给水泵系统APG 蒸汽发生器排污系统APP 汽动主给水泵系统APU 主给水泵汽轮机疏水系统ARE 主给水流量调节系统ASG 辅助给水系统C凝汽器(冷凝、真空、循环水)CAR 汽轮机低压缸排汽口喷淋系统CET 汽轮机轴封系统CEX 凝结水系统CFI 循环水过滤系统CFM 凝汽器精滤系统CGR 循环水泵润滑油系统CPA 阴极保护系统CPP 凝结水净化处理系统(没安装)CRF 循环水系统CTA 凝汽器管清洗系统CTE 循环水处理系统CVI 凝汽器真空系统D通讯、装卸设备、通风、照明DAA 冷、热机修理车间和仓库电梯DAB 办公楼电梯DAI 核岛厂房电梯DAM 汽轮机厂房电梯DEB 办公楼冷、热水系统DEG 核岛冷冻水系统DEL 电气厂房冷冻水系统DMA BOP装卸搬运设备DME 主开关站装卸搬运设备DMH BOP区域内的各种起吊设备DMI 混凝土桶长期存放用的装卸搬运设备 DMK 核燃料厂房装卸搬运设备DMM 汽轮机厂房机械装卸设备DMN 核辅助厂房装卸搬运设备DMP 循环水泵站装卸搬运设备DMR 反应堆厂房装卸搬运设备DMW RX外部龙门架,WX、DX、LX和核废物辅助厂房装卸搬运设备 DNH 正常照明系统DSI 厂区保安系统DSH 应急照明系统DTL 闭路电视系统DTV厂区通讯系统DVA 冷机修理车间和仓库通风系统DVC 主控室通风系统DVD 柴油机房通风系统DVE 电缆层通风系统DVF 电气厂房排烟系统DVG 辅助给水泵房通风系统DVH 上充泵房应急通风系统DVI 核岛设备冷却水泵房通风系统DVK 核燃料厂房通风系统DVL 电气厂房主通风系统DVM 汽轮机房通风系统DVN 核辅助厂房通风系统DVP 循环水泵站通风系统DVQ 核废物辅助厂房通风系统DVS 安全注入和安全壳喷淋泵电机房通风系统DVT 除盐水车间通风系统DVV 辅助锅炉和空压机房通风系统DVW安全壳环廊房间通风系统DVX 润滑油输送装置厂房通风系统DWA 热修理车间和仓库通风系统DWB 餐厅通风系统DWE 主开关站通风系统DWG 其它BOP厂房通风系统(UA等)DWL 热洗衣房通风系统DWN 厂区试验室通风系统DWR 应急保安楼通风系统DWS 重要厂用水泵站通风系统(SEC泵房)DWX 油和润滑油脂贮存房通风系统(FC泵房)DWY 制氧站通风系统DWZ 制氢站通风系统E安全壳EAS 安全壳喷淋系统EAU 安全壳仪表系统EBA 安全壳换气通风系统EPP 安全壳泄漏监测系统ETY安全壳内大气监测系统EVC 反应堆堆坑通风系统EVF 安全壳内空气净化系统EVR 安全壳连续通风系统G汽轮发电机GCA 汽轮机和给水停运期间的保养系统GCT 汽轮机旁路系统GEV 输电系统GEW 主开关站-超高压母线(400/500KV)配电装置 GEX 发电机励磁和电压调节系统GFR 汽轮机调节油系统GGR 汽轮机润滑、顶轴、盘车系统GHE 发电机密封油系统GPA 发电机和输电保护系统GPV 汽轮机蒸汽和疏水系统GRE 汽轮机调速系统GRH 发电机氢气冷却系统GRV 发电机氢气供应系统GSE 汽轮机保护系统GSS 汽轮水分离再热器系统GST 发电机定子冷却水系统GSY 同步并网系统GTH 汽机轮润滑油处理系统GTR 汽轮发电机遥控系统J消防(探测、火警)JDT 火警探测系统JPD 消防水分配系统JPH 汽轮机油箱消防系统JPI 核岛消防系统JPL 电气厂房消防系统JPP 消防水生产系统JPS 移动式和便携式消防系统JPT 变压器消防系统JPU 厂区消防水分配系统JPV 柴油发电机消防系统K仪表和控制KBS 热偶冷端盒系统KCO 常规岛共用控制系统KDO 试验数据采集系统KIR 松动部件和振动监测系统KIS 地震仪表系统KIT 集中数据处理系统KKK 厂区和办公楼出入监视系统KKO 电度表和故障滤波器系统KME 试验仪表系统KPR 应急停堆盘系统KPS 安全监督盘系统KRG 总控制模拟系统KRS 厂区辐射气象监测系统KRT 电厂辐射监测系统KSA 警报处理系统KSC 主控室系统KSN 核辅助厂房——就地控制屏和控制盘系统KSU 应急保安楼控制台系统KZC 控制区出入监测系统L电气系统LAH 230V直流电系统(LAA/B)LBH 125V直流电系统(LBA/B/C/D/E/F/G/J/K/L/M/N/ P)LCH 48V直流电系统(LCA/B/C/D/K/L/M)LDA 30V直流电系统LGH 6.6KV配电系统(LGA/B/C/D/E/I/M/R)LHH 6.6KV应急配电系统(LHA/B/P/Q/T)LHZ 380V交流发电机组(EC厂房)LKH 380V交流电系统(LKA~Z)LLS 水压试验泵发电机组系统LLH 380V应急交流电系统(LLA/B/C/D/E/F/G/H/I/J/M/N/P/O/R/W/Z) LMH 220V交流电配电系统(LMA/C/D)LNA 220V交流重要负荷电源系统(LNA/B/C/D)LNF 220V交流不间断电源系统(LNF/K/L/M/P)LSA 试验回路系统LSI 厂区照明系统LTR 接地系统LYS 蓄电池试验回路系统P各种坑和池PMC 核燃料装卸贮存系统PTR 反应堆水池和乏燃料水池的冷却和处理系统R反应堆RAM 控制棒驱动机构电源系统RAZ 核岛氮气分配系统RCP 反应堆冷却剂系统RCV 化学和容积控制系统REA 反应堆硼和除盐水补给系统REN 核取样系统RGL 控制棒控制系统RIC 堆芯测量系统RIS 安全注入系统RPE 核岛排气和疏水系统RPN 核仪表系统RPR 反应堆保护系统(RPA/B)RRA 余热排出系统RRB 硼回路加热系统RRC 反应堆控制系统RRI 设备冷却水系统RRM 控制棒驱动机构通风系统S公用系统SAP 压缩空气生产系统SAR 仪表用压缩空气分配系统SAT 公用压缩空气分配系统SBE 热洗衣房清洗去污系统SDA 除盐水生产系统SEA 生水系统SEC 重要厂用水系统SED 核岛除盐水分配系统SEH 废油和非放射性水排放系统SEK 常规岛废液排放系统SEL 常规岛废液贮存排放系统SEN 辅助冷却水系统SEO 电厂污水系统SEP 饮用水系统SER 常规岛除盐水分配系统SES 热水生产和分配系统SGZ 厂用气体贮存和分配系统SHY 氢气生产和分配系统SIR 化学试剂注入系统SIT 给水化学取样系统SKH 润滑油和油脂贮存系统SLT 更衣室通风系统SRE 放射性废水回收系统(核岛,机修车间,厂区试验室) SRI 常规岛闭路冷却水系统STR 蒸汽转换系统SVA 辅助蒸汽分配系统SVE 运行前试验用蒸汽分配系统T三废处理TEG 废气处理系统TEP 硼回收系统TER 废液排放系统TES 固体废物处理系统TEU 废液处理系统V主蒸汽VVP主蒸汽系统X 辅助蒸汽XCA 辅助蒸汽生产系统(辅助锅炉)XCE 运行前试验用蒸汽生产系统XPA 辅助锅炉燃油系统。
反应堆保护系统与汽轮机保护系统——设计准则比对分析

工业技术科技创新导报 Science and Technology Innovation Herald90DOI:10.16660/ki.1674-098X.2019.20.090反应堆保护系统与汽轮机保护系统①——设计准则比对分析李洪光(福建福清核电有限公司设备管理处 福建福州 350300)摘 要:反应堆保护系统(RPR)、汽轮机保护系统(GSE )是核电站最重要的两套保护系统,为了提高系统可靠可用性,最大限度的降低拒动率、误动率,两套保护系统在设计上均做了保守考虑。
但因各自系统失效后果或代价不同,系统设计考虑也有所不同。
本文从某核电站两大保护系统架构及功能实现出发,结合各系统设计特点对其设计准则进行比对分析得出相应的结论, 为核电站保护方案持续改进做了有益的探讨, 拓展了新的思路。
关键词:反应堆保护系统(RPR ) 汽轮机保护系统(GSE ) 停堆 停机 保护组 安全列 纵深防御中图分类号:TM623 文献标识码:A 文章编号:1674-098X(2019)07(b)-0090-03①作者简介:李洪光(1974,2—),男,满族,辽宁铁岭人,本科,工程师,研究方向:工业过程自动化。
安全是核电发展的生命线,设计安全是确保核电安全的根本基础。
反应堆保护系统(RPR)、汽机保护系统(GSE)是核电站最重要的保护系统,核电安全相关法规对其设计提出了更高的要求,要求在事故发生时,必需能够快速、准确、可靠地实现停堆和停机,确保核电站安全、可靠、经济运行。
两套保护系统在设计及实施过程中充分考虑了系统的可靠性、可用性,但因各自控制对象不同及失效后产生的后果不同,设计考虑也有所不同。
本文结合某核电站在运机组两套保护系统架构特点,阐述各自系统设计遵循的准则,存在优势与不足,给出今后改进的建议。
1 反应堆保护系统(RPR )架构及功能实现反堆保护系统主要功能是监视与反应堆安全密切相关的保护参数,当参数或工况超过保护定值时自动触发紧急停堆,或在极限事故等工况时触发专设安全设施执行机构动作,保护堆芯避免熔毁,以及保护安全壳的完整性,防止放射性物质向环境大量释放。
反应堆保护系统

RCV — 化学和容积控制系统
REA — 反应堆硼和水补给系统
REN — 核取样系统
RGL — 棒控棒位系统
RIC — 堆芯测量系统
RIS — 安全注入系统
RPE — 核岛疏水排气系统
RPN — 核功率测量系统
RRI — 设备冷却水系统
SAR — 仪表用压缩空气分配系统
第1页
反应堆保护系统
仪表组
探测器
第三章 反应堆保护系统安全逻辑 .......................................... 15
§ 3.1 § 3.2 § 3.3 § 3.4
概 述 ............................................................ 15 安全连锁信号 ..................................................... 16 反应堆紧急停堆系统逻辑图 ......................................... 24 专设安全设施系统逻辑图 ........................................... 41
为了减少拒动和误动的可能性,秦山核电二期紧急停堆系统逻辑控制总体结构采 用了如图1.2的双重逻辑系列模式:
定值器 定值器 定值器 定值器
2/4 系列 A
1/n
其它
系列 B
2/4
1/n
其它
棒电源
A 系列停堆 断路器
B 系列停堆 断路器
棒控系统
图 1.2 双重逻辑系列结构
专设安全系统也采用与停堆系统相同的双重逻辑系列模式。 在反应堆保护系统可靠性设计中,广泛应用 m/n (m<n)逻辑组合电路,如三取二 (2/3),四取二(2/4)等。逻辑组合电路通过两种方法实现,一是由多个继电器的触 点经过逻辑组合,如图 1.3 所示;二是由 CMOS 电路经过逻辑组合,如图 1.4 与图 1.5 所 示。
核电厂反应堆保护系统设计准则

核电厂反应堆保护系统设计准则反应堆保护系统是核电厂重要的安全系统。
它对于限制核电厂事故的发展、减轻事故后果,保证反应堆及核电厂设备和人员的安全、防止放射性物质向周围环境的释放具有十分重要的作用。
它监测电厂重要的参数,对安全信号进行必要的采集、计算、定值比较、符合逻辑处理,当选定的电厂参数达到安全系统整定值时,自动地触发反应堆紧急停堆和/或驱动专设安全设施动作,以实现并维持电厂的安全停堆工况。
1 设计准则反应堆保护系统的设计须满足以下设计准则:1.1 自动保护除非出现危险工况到要求保护动作之间有足够长的时间允许操纵员手动操作,否则所有保护动作都应是自动的。
保护动作一旦触发就应进行到底。
除非操纵员有意识地操作逐个部件来终止专设安全设施动作。
只有系统级驱动信号被复位后,才允许操纵员进行部件级手动复位。
部件复位的一个原因是如果发生安全功能的误驱动,可通过部件复位来终止安全功能。
1.2 单一故障准则反应堆保护系统具有足够的冗余度,保证不会因为单一故障而丧失保护功能。
应考虑发生在系统内部的、发生在辅助系统中的以及由外部原因引起的故障。
即使在一个通道旁通用于试验或维护的情况下,安全系统内一个可信的单一故障不会阻止系统级保护功能的触发或完成。
即使在安全系统因单一故障退化的情况下,系统也包含足够的冗余以满足性能要求。
安全系统内的单一故障不会导致II类工况事件发展成为III类工况事件或III类工况事件发展成为IV类工况事件。
冗余序列间的连接或与非安全系统间的信号连接包含隔离装置。
隔离装置是经过测试的,以确保如物理损坏、短路、开路、输出终端电压故障等可信的故障不会反向传播到隔离装置的输入端。
隔离装置确保非安全系统内的可信单一故障不会降低安全系统的性能。
为防止共模故障,采用了诸如功能多样性、物理隔离、试验以及在设计、生产、安装和运行过程中采取行政控制等附加方法。
保护系统的另一个设计目标是将误停堆和专设安全设施误驱动的概率降至最低。
反应堆保护系统[19-20](45)
](https://img.taocdn.com/s3/m/6dabbee49b89680203d82533.png)
沸腾危机: 沸腾危机:由于沸腾机理的变化引起传热 系数陡降, 系数陡降,导致传热壁面温度骤然升高的 现象称为沸腾危机。 现象称为沸腾危机。发生拂腾危机时的热 流密度称为临界热流密度。 流密度称为临界热流密度。 偏离泡核沸腾(DNB) 偏离泡核沸腾(DNB) :泡核沸腾在热流 密度足够大时突然转变成膜态沸腾, 密度足够大时突然转变成膜态沸腾,它发 生在含汽率很低或者欠热的液体中。 生在含汽率很低或者欠热的液体中。膜态 沸腾的传热系数很低, 沸腾的传热系数很低,使壁面温度升高而 烧毁。 烧毁。
2011-10-25 13
(3)“非”门 ) 个输入信号。输出信号的电平与输入相反。 有1个输入信号。输出信号的电平与输入相反。 (4)符合门 ) 个以上的输入信号。对于左边的标识, 有2个以上的输入信号。对于左边的标识,当 输入信号中为1 输入信号中为1的数目大于等于框中所标数 值时输出为1 对于右边标识, 值时输出为1。对于右边标识,分母代表输 入信号的数量,分子代表使输出为1 入信号的数量,分子代表使输出为1的最少 输入信号为1的数目。 输入信号为1的数) 保护系统的设计必须能够满足可靠性和安全 性两方面的要求。 性两方面的要求。增加可靠性的一个重要方 符合逻辑, 法是采用符合逻辑 法是采用符合逻辑,它要求在采取保护动作 之前必须有两个或两个以上的冗余信号相符 采用符合逻辑也便于进行在线测试, 合。采用符合逻辑也便于进行在线测试,因 为在此情况下, 为在此情况下,通道或装置可断开进行测试 而无需用跨接线进行短接, 而无需用跨接线进行短接,以防止触发保护 动作。 动作。
2011-10-25 21
三、紧急停堆保护综述
1、∆T保护 、 保护 ΔT保护是采用限制反应堆进 保护是采用限制反应堆进、 ΔT保护是采用限制反应堆进、出口温差的方法来 保护燃料包壳的一种紧急停堆保护。 保护燃料包壳的一种紧急停堆保护。 燃料包壳损坏的原因主要是超温烧毁, 燃料包壳损坏的原因主要是超温烧毁,而超温烧 毁的原因主要有两个: 毁的原因主要有两个: (1)燃料芯块局部功率过高而使其局部熔化。 )燃料芯块局部功率过高而使其局部熔化。 (2)包壳表面产生沸腾危机,即偏离泡核沸腾, )包壳表面产生沸腾危机,即偏离泡核沸腾, 致使局部因传热不良而烧毁。 致使局部因传热不良而烧毁。
第三章 反应堆保护系统

停堆保护信号
• (12)反应堆冷却剂低流量事故保护停堆
–保护堆芯在失去一台或二台反应堆冷却剂泵流量 的事件下不发生DNB –意一个环路的低流量信号低到额定满流量的90%以 上时都会产生事故保护停堆 –图6.2-9
停堆保护信号
• (13)反应堆冷却泵断路器脱扣事故保 护停堆
–每个反应堆冷却剂泵都能产生一种使断路 器断开的信号。 –当功率高于P—7整定值时,凭借任一个断 路器断开信号就能产生事故保护停堆 –当功率低于P-7整定值时,凭借两个断路器 断开的信号就能产生事故保护停堆
保护系统设计准则
• 独立的ATWS系统 、单一故障、故障安 全 、冗余性 、独立性 、多样性 、四取 二表决逻辑 、可试验性和可维修性 、 四个独立的系统通道电源
保护系统设计准则
• 单一故障准则
– 在一个通道出现单一故障时,不会妨碍所 要求的保护作用
• 设备鉴定
– 通过广泛的环境合格试验、性能试验等, 保证了设备在事故(失水事故)环境下能 够继续工作
5.
安全壳消氢系统
– 5.1 系统功能 – 5.2 系统流程简图与描述
•
6.
缓解系统
– 6.1 未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)缓解系统 – 6.2 全厂失电(SBO)缓解系统
•
7.
事故后监测系统
概述
• 当核电厂出现异常工况时,反应堆保护 系统自动触发产生紧急停堆动作 • 当核电厂万一发生设计基准事故,同时 自动触发专设安全设施动作 • 反应堆保护系统的功用,通过停堆和汽 轮机停机来限制一般事故的后果
停堆保护信号
• (1)手动事故保护停堆
– 手动触发装置与自动事故保护停堆电路无 关, 触发控制室内的两个手动事故保护停堆 装置的任何一个,都会引起事故保护停堆 和汽轮机事故保护停机。
数字化的反应堆保护系统

圈( 失压线 圈) 和 一 个 得 电释 放 线 圈 ( t r i c o n 机架组态
S VDU通 讯 采 用 客 户 端 / N务器模式 ,
线圈) 。 失 压 线 圈需 要低 电平 动作 打 开 断 路 器, 由 RP S自动停 堆 命 令 5  ̄ I S V DU 、 EC P、
福清l 号机 组 反 应堆 保 护 系统 RPR采用
* I RP S 数据 服 务 器通 讯 。 备 用 的s VDU服 务
圈需 要 高 电平 动作 打 开 断 路 器 , 由S VD U试
I n v e n s y s 旗 下T r i c o n e x 系统 , 包括 反 应堆 停 器 位 于 RS S, 并 监 视 主 用 服 务 器 的 活 动 状 验 信 号 、 手 动 停堆 命 令 和 来 自E C P \ BUP 上 堆 系 统R T S S  ̄ I 安 全 专设 系统E S F AS , RT S 包 态 , 当 主 服 务 器 故 障 时 RSS备 用 服 务 器 投 括 四个冗余的保护通道 , E S F AS 包括 分 为 的手 动 停 堆 命 令 控 制 。 断路 器状态信号 反
4 5 0 0 5 2 )
摘 要: 介 绍 福清 1 号机 组基于T r i c o n e x 的 反应堆 保 护 系统硬 件 结构 、 网络 布 局 . 软 件应 用 , 从 而 使 电厂维 护在安 全界 限 以 内 , 以及从 调 试 准备 的 角度 介 绍 文 件 . 工具 , 物资 , 人 员准 备 情 况 。 关键 词 : t r i t o n R P R ( 反 应堆保 护 系统 ) S V D U 软件 P L M R T S E S F A S 中 图分 类 号 : T M 6 2 3 文献标 识 码 : A 文章 编 号 : 1 6 7 2 — 3 7 9 1 ( 2 0 1 3 ) 0 3 ( a ) 一 0 1 3 5 —0 1 福清 l 号 机 组 反应 堆 保护 系统 RP R采 用
《核电厂蒸汽供应系统》第3章 反应堆主冷却剂系统(3)

稳压器和主阀相连; 先导阀盘R1和R2。
二二、、稳稳压压器器结结构构(13)
安全阀组工作原理
✓ 核动力装置运行时,当稳压 器压力低于保护阀的整定压 力,先导活塞的传动杆在上 面位置,先导盘R1开启,使 主阀活塞上部与稳压器连通 ,由于主阀活塞的表面积比 阀盘的表面积大,因此保护 阀关闭;
➢ 温度监测
在稳压器内汽相和液相各设置有温度探测器一个 ,当温度高于352℃时给出汽相、水相高温报警信 号;
在稳压器波动管上装有温度探测器一个,当温度 低于300℃时,给出波动管低温报警信号;
在每条喷淋管上设温度探测器一个,温度过低表 示连续喷淋流量不足;
另外在安全阀组下游设一个温度探测器,当温度 高于70℃时发出稳压器卸压管路高温报警信号, 用以检测安全阀组泄漏。
一、概 述
➢ 基本功能 压力控制(调节)
在反应堆稳态运行、正常功率变化以及中、小事故工 况下,能够使RCP压力变化控制在规定的范围之 内。
压力保护
在发生重大事故时,RCP系统压力变化超过范围时 ,提供超压或低压保护。
一一、、概概 述述(2)
➢ 辅助功能 起堆、停堆
起堆时:提供部分热源,控制主冷却剂系统压力 按照预定的程序提高到额定工作压力
17.23 360 15.8 292
三三、、稳稳压压器器工工作作原原理理(2)
1、稳压器控制必要性
➢ 稳压器压力过低影响
冷却剂将接近饱和蒸汽压力,由此可能引起水大量 汽化,堆芯燃料放热恶化,燃料温度升高并导致包 壳破损,甚至燃料熔化。
➢ 稳压器压力过高影响
系统压力增加,整个一回路压力边界就要处于不允 许的应力下,由此可能发生系统设备达到疲劳极限 ,使管道设备破裂,产生LOCA事故,设计基准事 故,是核电站最大可信事故。
反应堆控制保护系统棒控棒位故障处理及现象分析

反应堆控制保护系统棒控棒位故障处理及现象分析摘要:反应堆堆芯反应性或中子注量率的控制是通过移动含有中子吸收体的控制棒束在堆芯中的位置,控制棒由Ag(80%)、In(15%)、Cd(5%)合金组成,其吸收中子能力强、响应快,主要用于调节与补偿较快的核反应性变化。
每个控制棒组件由一个星形架连接24根中子吸收体,插入燃料组件的导向管中。
控制棒组件上端与驱动杆连接,驱动杆由控制棒驱动机构CRDM带动,从而实现控制棒束在堆芯的上下移动。
控制棒的故障都可能导致堆内功率分布的畸变,更甚者使其停堆停机,现对此系统常见的故障进行分析,为反应堆安全运行提供保障。
关键词:压水堆;控制棒;棒控;棒位;RGL1、引言:反应堆控制目的是使一回路所产生的功率与二回路所吸收的功率相等,同时保证一、二回路的温度、压力等热工参数及堆芯功率分布等参数能满足各方面要求。
棒控棒位系统(RGL)通过控制驱动机构实现控制棒的提升、插入、保持,并测量每个棒束在堆芯的高度;在需要紧急停堆时,手动释放控制棒落入堆芯,使反应堆进入次临界状态而停堆。
在反应堆自动运行时,通过调节控制棒的提升或者下插来调节反应堆功率,控制棒控制反应堆功率是压水堆反应性控制的主要方式,它的特点是控制速度快、使用灵活性较高,利用控制棒来控制反应堆功率也比较可靠。
RGL是控制棒系统的简称,控制棒系统由控制棒控制系统和控制棒棒位监测系统共同构成,RGL系统异常工作直接影响反应堆与机组正常和安全运行。
2、棒控系统:2.1棒控系统组成:设备组成:逻辑机柜、电源柜、产生闭锁逻辑以及功率棒和温度棒自动控制信号的反应堆功率控制柜(CCS机柜)。
逻辑柜和电源柜都由PLC控制,电源柜由保持、传递、提升三个电源机箱,机箱内装有MDP卡件驱动控制棒驱动机构(CRDM)用以控制控制棒的提升下插或保持;反应堆功率控制机柜接受来自反应堆保护(RPR)、反应堆核测(RPN)系统的相关闭锁信号,根据汽机负荷等信号产生温度棒组和功率棒组的自动动作信号,自动动作信号通过硬接线送往RGL逻辑柜,完成反应堆自动控制相关功能。
数字化的反应堆保护系统

数字化的反应堆保护系统作者:张利刚牛强来源:《科技资讯》 2013年第7期张利刚牛强(中国核电工程有限公司调试中心河南郑州 450052)摘要:介绍福清1号机组基于Triconex的反应堆保护系统硬件结构、网络布局、软件应用,从而使电厂维护在安全界限以内,以及从调试准备的角度介绍文件、工具、物资、人员准备情况。
关键词:tricon RPR(反应堆保护系统)SVDU 软件 PLM RTS ESFAS中图分类号:TM623文献标识码:A文章编号:1672-3791(2013)03(a)-0000-000 引言福清1号机组反应堆保护系统RPR采用Invensys基于Triconex硬件平台,采用Tristation1131软件平台实现对RPR系统设备的构成,实现对RPR系统对电厂安全状态的保护。
1 福清1号机组反应堆保护系统分为反应堆停堆系统和专设安全驱动系统。
福清1号机组反应堆保护系统RPR采用Invensys旗下Triconex系统,包括反应堆停堆系统RTS和安全专设系统ESFAS,RTS包括四个冗余的保护通道,ESFAS包括分为A、B两列实现驱动专设安全设施功能。
一个通道中的两个子通道相互独立,停堆信号是子通道1和子通道2经过或运算输出,此通道的停堆信号经硬接线连接输出到与之对应的停堆断路器失压线圈UV,停堆信号一经触发,UV线圈失电,反应堆停堆。
专设安全系统ESFAS:专设系统ESFAS分为A、B两列,每一列分为子列A和子列B,专设从扩展到停堆系统的扩展机柜采集数据,或者通过远程通讯机架从停堆系统扩展到专设系统中的扩展机架采集数据。
专设扩展到停堆系统的远程通讯机架由所在机柜供电。
专设每列分为2个子系统,每个子系统从对应的停堆系统接收“部分停堆信号” ,经过四取二逻辑处理,系统级专设动作信号产生并通过硬接线送到PLM。
从ECP发送过来的手动命令也发送到PLM,通过两种途径:一是通过专设系统发送到PLM,另一种是通过硬接线传送到PLM。
反应堆保护系统T2响应时间自动测试装置通道选择方案研究

第28卷 第3期2021年3月仪器仪表用户INSTRUMENTATIONVol.282021 No.3反应堆保护系统T2响应时间自动测试装置通道选择方案研究尤 兵,陈 伟(福清核电有限公司,福建 福清 350318)摘 要:本文首先介绍了反应堆保护系统响应时间自动化测试装置的开发背景,针对保护通道响应时间T2测试逻辑复杂、工期短、拆接线难度大、隔离措施要求高等特点,提出了开发全自动化测试的方案,结合核电机组保护系统设备布置的特点和安装方案,提出了利用测量电缆作为通讯媒介的方案,论证了自动化测试关键技术通道选择的总体设计方案和具体实现;最后,通过对福清5号机组保护系统响应时间测试的实施,验证了自动化测试通道选择方案的可行性。
该方案为其他同类型核电机组的反应堆保护系统响应时间测试自动化装置开发提供了参考。
关键词:反应堆保护系统;T2响应时间测试;全自动测试;通道选择中图分类号:TP202+.2 文献标志码:ADiscussion of the Channel Selection Scheme of Automatic T2 ResponseTime Test Device for Reactor Protection SystemYou Bing ,Chen Wei(FuJian Fuqing Nuclear Power Co., Ltd., Fujian, Fuqing,350318, China)Abstract:This paper firstly introduces the background of the development of the reactor protection system response time auto-mation test device, proposes the development of a fully automated test program for the complex logic of the protection channel re-sponse time T2 test, the short duration, the difficulty of disassembling and wiring, and the high requirements of isolation measures, combines the characteristics of the nuclear power unit protection system equipment arrangement and installation scheme, proposes the use of the measurement cable as the communication medium, and demonstrates the feasibility of the overall design scheme and the specific implementation of the channel selection. The overall design scheme and specific implementation of the channel selection for the key technology of the automated test were demonstrated; finally, the feasibility of the channel selection scheme for the automated test was verified through the implementation of the response time test for the protection system of Fuqing Unit 5. The test scheme provides a reference for the development of the reactor protection system response time test automation device for other nuclear power units of the same type.Key words:reactor protection system;T2 response time test;automated testing;channel selectDOI:10.3969/j.issn.1671-1041.2021.03.027文章编号:1671-1041(2021)03-0106-04收稿日期:2021-02-07作者简介:尤兵(1983-),男,江苏高邮人,硕士研究生,高级工程师,副处长,研究方向:核电站仪表控制。
某核电站2#机停堆断路器无法合闸原因分析及处理

某核电站2#机停堆断路器无法合闸原因分析及处理董磊;张韬;吴清标【摘要】简述停堆断路器合闸电气回路原理,分析了某核电站2#机组进行反应堆保护系统(RPR)执行机构及保护信号输出功能试验(T3试验)时停堆断路器RPA300JA无法合闸事件的根本原因.结果表明,故障的根本原因是预合闸辅助接点(PF)表面吸附不导电异物引起辅助触点接触不良.建议在今后的检修工作中,对非密封式精密导电元器件进行更有效的防护,注重对该类部件的状态检查,并对该辅助接点进行5个换料周期(5C)定期更换.【期刊名称】《重庆电力高等专科学校学报》【年(卷),期】2019(024)002【总页数】3页(P21-23)【关键词】停堆断路器;无法合闸;预合闸辅助接点;不导电异物【作者】董磊;张韬;吴清标【作者单位】中广核运营有限公司,广东阳江529941;中广核运营有限公司,广东阳江529941;中广核运营有限公司,广东阳江529941【正文语种】中文【中图分类】TM561某核电站2#机组在进行反应堆保护系统(RPR)执行机构及保护信号输出功能试验(T3试验)时,按试验规程通过远方合闸按钮311TO闭合停堆断路器RPA300JA,结果发现,该断路器无法正常合闸。
1 停堆断路器合闸电气回路简介停堆断路器作为RPR系统的重要组成部分,是反应堆紧急停堆的执行部件,也是保证核安全的重要组成部分,其合闸电气回路原理如图1所示。
按下311TO,将125 V直流控制电源正极送至端子排BN300JA的13#端子后,经延时继电器300XT的接点使继电器300XR励磁,300XR常开接点(5、9)动作闭合,经停堆断路器预合闸辅助接点(PF)[1]二次插座端子排251、252端子使停堆断路器合闸线圈XF励磁,最终实现RPA300JA闭合。
注:F为RPA300JA的状态接点;A1、A4及221、222、251、252、254均为停堆断路器本体信号插排;“+”“-”为125 V直流控制电源的正、负极;其他数字为BN300JA的端子编码号图1 停堆断路器合闸电气回路原理图2 故障原因分析2.1 故障初判对停堆断路器RPA300JA进行检查后,确认远方合闸回路正常,故障断路器处于预合闸状态,现场用旁路停堆断路器RPB320JA顶替RPA300JA,将拷机试验[2]合格的备件停堆断路器顶替RPB320JA,重新执行T3试验,试验结果合格,因此初步判断RPA300JA断路器本体存在故障。
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186§1.6.4 反应堆保护系统(RPR )一、 系统功能反应堆保护系统(RPR )是指由所有电器件、机械器件和线路(从传感器一直到执行机构的输入端)组成的产生保护信号的系统,它必须满足以下要求:(1) 能自动触发有关的系统(需要时包括停堆系统)动作,以保证发生预计运行事件时,核电厂的主要参数不超过规定的限值;(2) 能检测事故工况并触发为减轻这些事故工况后果所需的系统动作; (3) 能抑制控制系统的不安全动作。
图(1)示出反应堆保护系统(RPR )在整个反应堆安全系统的位置。
图(1)反应堆安全系统组成图RPR 系统与全体保护仪表组件的联系可分为热工仪表和核仪表两部分,这些仪表组件从模拟测量中触发逻辑信号,因此,RPR 系统的上游端与以下主要系统相连:保护系统 保护执行系统反应堆安全系统(紧急停堆系统工程安全设施系统)RPN系统的下游端与给出停堆或保护动作安全命令的传递系统相连,安全命令的种类有:停闭反应堆停闭反应堆冷却剂泵跳闸汽机脱扣保护信号蒸汽管隔离安全壳隔离状态A,B安全注射安全壳喷淋给水隔离辅助给水启动柴油发电机组启动保护系统的安全作用是:在下面两种情况下:1、当控制系统失效而导致产生错误指令时1872、在异常的事件情况下,包括故障(incidents)和事故(accidents)状态保护三大核安全屏障(即燃料包壳、一回路压力边界和安全壳)的完整性,当运行参数达到危及三大屏障完整性的阈值时,紧急停闭反应堆和启动专设安全设施。
二、系统描述1、系统设计准则双重二取一 M=A(A+B)(C+D)三取二 M=A C+AB+BC四取二 M=AB+AC+AD+BC+BD+CD图(2) 逻辑符合电路例(断电方式)188(1)冗余度(Recundancy)原则。
每个保护参数按其功能只需设置一个保护通道,但为了提高系统的可靠性,往往增设一个或几个功能完全相同、彼此独立的通道——冗余设置。
为使反应堆有高度的连续运行性能,这些多重通道一般又按照“三取二”或“四取二”等逻辑组合(如图4-44)。
(2)单一故障准则。
单一故障是指使某个部件不能执行其预定安全功能的随机故障。
保护系统作为一个重要的安全系统,在其任何部位发生可信的单一随机故障时仍能执行其正常功能。
在单一故障分析中,不考虑发生一个以上的随机故障。
(3)保护参数多样性。
即针对反应堆每一事故工况,设置几个保护功能相同的保护参数,这样,即使在其中一个保护参数的全部保护通道同时失效的最坏情况下,仍能确保反应堆安全。
(4)失效安全原则。
即当设备故障时,应使设备处在有利于反应堆安全状态,(如失电时安全棒立即落棒)。
(5)在线检查可试验性。
在线检查是指在反应堆运行过程中,任何时候均能手动或自动检查系统的完好性,发现故障时能立即加以排除。
(6)独立性原则。
各保护通道应由独立线路供给可靠仪表电源(安全级),并应考虑实体隔离;应该避免使保护系统和控制系统的相互连接。
2、运行工况和事故的分类运行工况,指符合正常运行和预计运行事件定义的那些工况。
预计运行事件:在核电厂运行寿期内预计出现一次或数次偏离正常运行的所有运行过程。
由于设计时已采取了适当的措施,这类事件不会使安全重要物项明显损坏,也不会导致工况。
事故工况指核电厂运行中极少出现的对运行工况的严重偏离。
若有关的专设安全设施不能按设计的要求发挥作用,则放射性物质的释放可能会达到不可接受的程度。
压水堆的运行工况按所预计的发生频率和对公众可能带来的放射性后果,通常分作以下四类:第Ⅰ类——正常运行和运行瞬态过程,它包括1、核电厂的正常启动、停闭和稳态运行;2、带有允许偏差的故障运行,如发生燃料包壳泄漏、一回路冷却剂放射性水平升高、蒸汽发生器管子有泄漏等,但未超过规定的最大允许值;3、运行的瞬态过程:电站的升温升压,或降温冷却,以及在允许范围内的负荷变化等。
第Ⅱ类——常见故障。
属于这类工况的,是指那些不会导致燃料棒损坏或堆冷却剂系统超压而使冷却剂压力边界破坏的常见故障,它可能迫使反应堆停闭;如处理不当,也可能造成严重的事故。
它包括1、反应堆启动时控制棒组件不可控地抽出;2、在反应堆功率运行时,控制棒组件不可控地抽出;3、控制棒组件落棒;4、硼失控稀释;5、部分失去冷却剂流量;6、失去正常给水;7、给水温度降低;8、负荷过分增加;9、隔离环路的启动;10、甩负荷事故;11、失去外电源;12、一回路卸压事故13、主蒸汽系统卸压事故;14、功率运行时,安全注射系统误动作;15、汽轮发电机组故障。
第Ⅲ类——稀有事故。
在核电厂寿期内,这类事故一般极少出现。
处理这类事故时,为了防止或限制对环境的辐射危害,需要安全系统投入。
这类事故有:1、一回路系统管道小破裂;2、二回路系统蒸汽管道小破裂;3、燃料组件误装载;4、满功率运行时一根控制棒组件失控抽出;5、放射性刻废气事故释放;6、放射性刻废液事故释放;7、全厂断电事故;1898、蒸汽发生器管子断裂。
第Ⅳ类——极限事故。
这类事故预期不会发生,但一旦发生,就会释放出大量的放射性物质,因此被视为“设计基准事故”,属于这类事故有1、一回路系统冷却剂大量流失,堆芯失去冷却——失水事故;2、二回路蒸汽管道大破裂;3、一台冷却剂泵转子卡死;4、燃料操作事故;5、弹棒事故。
各类工况所可能造成的影响和后果是:1、第1类工况燃料不应受到任何损坏不应要求启动任何保护系统或专设安全设施2、第2类工况燃料不应受到任何损坏任何屏障不应受到损坏(本身故障除外)采取措施后机组应能再启动它不应是后果更严重的3类或4类事故的起源3、第3类工况一些燃料元件可能损坏,但其数量应该是有限的一回路和安全壳的完整性不应受到影响(本身故障除外)它不应是后果更为严重的4类事故的起因4、第4类工况可能有些燃料元件损坏,但其数量应有限。
为一回路和反应堆厂房的持久性所必需的系统功能不应当变坏。
三、保护系统的组成通过对要防止的反应堆事故的分析,特别是对引起这些事故的原因分析,可以确定安全保护系统的目的和应采取的措施。
1、燃料包壳燃料包壳的破裂会引起燃料的损坏,导致放射性产物释放到一回路。
压水堆堆芯传热的原理建立在液相水冷却燃料的基础上,对流换热的公式为:△P=h·s·△T式中:△P——传递的热量△T——包壳与冷却剂水的温度差h——对流换热系数s——换热面积由上式可以看出,包壳温度随着导出功率而上升,因此要限制反应堆的核功率;另外在功率恒定时,对流换热的恶化,包壳温度也将上升。
为了确保反应堆的安全,可以允许反应堆的某些点有轻微的泡核沸腾,但是应该绝对避免中燃料包壳表面形成蒸汽膜(偏离泡核沸腾,D.N.B),因为此时热交换显著下降,包壳将烧毁。
如果规定最大热流密度为φ2时,可以将沸腾的类型限制在区域A的那种泡核沸腾,以便在反应堆燃料包壳的任何一点都不会发生烧毁。
2、一回路要避免的事故是因为应力过度增大造成的破裂。
这些应力可能中一回路压力高或温度快速变化下产生,另外,中子通量密度的快速变化,也将引起温度的快速变化。
3、安全壳当一回路管道断裂,冷却剂大量泄漏,将使安全壳因内部压力上升而破裂,这也是应避免的事故。
所以,保护一回路的所有措施同时也保护安全壳。
此外,安全壳还受到压水堆专设安全设施之一——安全壳喷淋系统的保护,而安全壳喷淋系统将由安全保护系统提供的信号而启动,并同时触发反应堆紧急停闭。
保护系统包括:1、反应堆事故停堆线路:它的用途是紧急停闭反应堆。
事故停堆线路能切断控制棒组传动190机构电路电源,使调节棒组和停堆棒组靠重力作用落入堆芯。
2、专设安全线路:在反应堆发生失水事故或蒸汽管道破裂事故时,触发停堆,并提供信号使专设安全设施如安全注射系统、安全壳隔离系统、安全壳喷淋系统以及辅助给水系统动作,防止事故扩大。
3、允许线路:在反应堆正常启动、停闭或者提升功率过程中,或在某些特殊情况下,为保证反应堆的运行更安全,允许线路建立改变某些设备或某些安全保护系统状态的信号。
4、连锁线路:当出现某些异常情况而又要避免反应堆事故停堆时,这些线路限制的应堆功率以避免达到紧急停堆阈值,并且象某些允许线路那样朝更安全方向改变机组的状态。
1、紧急停堆保护线路需要紧急停堆的主要工况见表(3),保护参数见表(4)。
表(3)紧急停堆的主要工况191表(4) 600MW电功率水堆核电厂停堆保护参数当反应堆保护回路发出停堆指令时,控制棒驱动机构的动力电源被断开,所有的安全棒和调节棒,不管其在何位置,均在约两秒钟之内依其自重全部落入堆芯,反应堆迅速处于次临界。
2、专设安全设施保护通道压水堆核电厂专设安全设施的主要保护对象见表(5)。
表4(6)是专设安全设施动作线路安全保护192193SISI图(3)紧急停堆综合逻辑图194表(6)专设安全设施的保护对象表4(7)专设安全设施安全保护参数1954、允许线路(P信号)196允许信号按反应堆状态允许或禁止某些停堆保护功能,以便实现按反应堆不同功率水平完成相应保护动作。
例如,中子功率测量有三个不同量程(源量程、中间量程和功率量程),与此相应各通道都设有相对应的功率高紧急停堆,在正常启动过程中,如果通量测量指示是正常的,在达到相应的定值点以前,操纵员必须手动闭锁相应停堆信号源量程1个,中间量程1个,以使提升功率能继续进行。
这些允许信号,当功率重新下降后,能自动将这些停堆功能闭锁解除。
表(9)为允许信号表。
表(9)允许信号表。
1975、禁止线路(C信号)这些信号及时限制堆功率,以避免停堆。
有两类禁止信号:一类针对控制棒,另一类针对汽轮机。
详见表(10)。
198。