DE2434528C3 - Kernkraftwerksanlage - Google Patents
KernkraftwerksanlageInfo
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Description
Die Erfindung betrifft eine Kernkraftwerksanlage mit einem Kernreaktor zur Erzeugung von Kühlmitteldampf
zum Betrieb einer Turbine, bei welcher Anlage in der Dampfzuleitung vom Kernreaktor zur Turbine
Entlastungseinrichtungen zum Abzweigen mindestens eines Teils des erzeugten Kühlmitteldampfes geschaltet
sind sowie ein Schutzsystem zum Schnellabschalten des Kernreaktors im unabhängigen Ansprechen auf eine
Mehrzahl von Signalen, von denen eines eine Turbinenabschaltung signalisiert, vorgesehen ist, wobei der
Kernreaktor eine bestimmte Kapazität hat, eine begrenzte Turbinenlastverringerung zu tolerieren.
Bekanntlich wird die beim Zerfall des Kernbrennstoffs in einem Kernreaktor erzeugte Wän.ie mittels
eines Primärkühlmittels abgeführt, im Falle eines druckwassergekühlten Reaktors mittels Wasser, das
seinerseits in einem Wärmetauscher ein Sekundärmedium verdampft. Der Sekundärkreislauf umfaßt dann die
Turbinen zur Erzeugung elektrischer Leistung. Die Leistungssteuerung des Reaktors erfolgt dabei durch
Steuerstäbe, die je nach dem gewünschten Leistungspegel mehr oder weniger weit aus dem Reaktorkern
herausgezogen werden. Im Falle von Störungen müssen Regeleingriffe erfolgen. Eine solche Störung kann zun
Beispiel ein übermäßig hoher Energiestau sein, der dam
eintritt, wenn die Turbinen weniger thermische Energii
benötigen und verarbeiten, als von dem Sekundärmedi um zugeführt wird. Dieser Energiestau widerspiegel
sich auf der Primärseite und muß Regeleiugriffe zu
Folge haben.
Da die Steuerstäbe nur mit einer bestimmter Maximalgesc'-windigkeit in den Reaktorkern gesteuer
eingefahren werden können, kann das Reaktorregelsy stern einen gefährlichen Anstieg von Primär- unc
Sekundärdruck und Temperatur nicht verhindern, fall; die Größe des Energiestaus bestimmte Werte über
steigt. Unter anderem hängt der Energiestau ab von dei Größe und der Rate der Verringerung der Turbinenbe
lastung. Üblicherweise sind der Reaktor und das Dampferzeugersystem so ausgelegt, daß sie einer
vorgegebenen Turbinenlastabsenkung bei einer bestimmten Geschwindigkeit derselben standhalten können.
Wenn jedoch die Lastabsenkung oder deren Geschwindigkeit diese vorgegebenen Wene übersteigen,
kann das Reaktorregelsystem nicht mehr schnell genug den Energiestau kompensieren, und die Temperaturen
und der Druck des Primärsystems steigen an.
Wenn dies erfolgt, treten Schutzsysteme in Wirksamkeit,
um den Reaktor einer Schnellabschaltung zu unterwerfen und/oder um Entlastungsventile zu öffnen,
um so einen Überdruck im Primär- und Sekundärsystem zu verhindern. Wenn der Druckanstieg auch durch diese
Maßnahmen nicht verhindert wird, öffnen die Sicherheitsdruckventile der Primär- oder der Sekundärseite;
dadurch wird die Anlage jedoch außer Betrieb gesetzt bis die Dichtungen der Sicherheitsventile erneuert sind.
Die Schutzsysteme umfassen normalerweise sowohl Reaktorschutzsysteme wie auch Anlagenschutzsysteme.
Die Reaktorschutzsysteme sind so ausgelegt, daß der Reaktor schnell abgeschaltet wird, wenn bestimmte
Grenzwerte im Primärsystem überschritten werden, etwa ein zu hoher Primärdruck oder eine zu geringe
Wärmeabfuhr. Dies sind Sicherheitsabschaltungen, um die Sicherheit des Reaktors zu gewährleisten. Andererseits
sind die Anlagenschutzsysteme so ausgelegt, daß der Reaktor schnell abgeschaltet wird, um eine
Beschädigung der Anlageeinrichtungen zu verhindern.
Ein Beispiel für eine solche Anlagenschutzschnellabschaltung ist die Reaktorabschaltung infolge Turbinenabschaltung,
da eine Turbinenabschaltung oft dazu führt, daß einer der Reaktorschutzschnellabschaltungsgrenzwerte
(gewöhnlich primärer Hochdruck) überschritten wird. Der Reaktor wird also in einem frühen Stadium
schnell abgeschaltet, da eine solche Reaktorstillegung wahrscheinlich ist und man hierdurch eine Beschädigung
an Anlageeinrichtungen (Abheben der Sicherheitsdruckventile) unterbinden kann. Eine an sich unnötige
Schnellabschaltung des Reaktors ist jedoch unerwünscht, da auf diese Weise die Kernkraftwerksanlage
zeitweilig als Lieferant für Energie ausfällt.
Wie bereits erwähnt, sind Systeme bekannt, mit denen
der Überdruck im Primär- und Sekundärsystem unterbunden wird, wenn eine große oder schnelle
Lastabsenkung der Turbine vorliegt. Ein solches System verwendet Dampfentlastungsventile, die betätigbar sind
im Ansprechen auf den Anstieg des Sekundärsystemdrucks, um überschüssigen Dampf dem Kondensator
direkt zuzuführen oder Dampf in die freie Atmosphäre abzublasen. Demgemäß ist dort eine Mehrzahl von
Dampfentlastungsventilen vorgesehen, die betätigbar sind, um den Überdruck im Primär- und Sekundärsv-
item zu verhindern, so daß es nicht mehr unbedingt Erforderlich ist, den Reaktor immer einer Schnellabschaltung
zu unterwerfen, wenn die Turbine abgeschaltet wird (unter Turbinenabschaltung soll hier und im
folgenden verstanden werden, daß eine so große oder so schnelle Lastabsenkung an der Turbine erfolgt, daß die
Folgen einer Schnellabschaltung gleichkommen).
Aufgabe der Erfindung ist es, eine Kernkraftwerksanlage der eingangs genannten Gattung zu schaffen, bei
der eine Schnellabschaltung des Reaktors nur dann vorgenommen wird, wenn dies unabdingbar ist und
nicht bereits dann, wenn noch weitere Entlastungsmaßnahmen getroffen werden können.
Diese Aufgabe wird mit den im kennzeichnenden Teil des Patentanspruchs 1 genannten Mitteln gelöst, wobei
die Unteransprüche zweckmäßige Ausgestaltungen definieren.
Nachfolgend wird ein Ausführungsbeispiel des Gegenstandes der Erfindung unter Bezugnahme auf die
Zeichnungen näher erläutert.
Fig. 1 zeigt schematisch eine Kernkraftanlage mit einem Steuersystem zur Unterbindung der Reaktorabschaltung
bei Turbinenlastausfall,
Fig.2 ist ein schematisches Schaltbild des Steuersystems,
und
F i g. 3 ist eine Kurvendarstellung der Leistung (in %) über dem Dampfdruck im Sekundärsystem.
F i g. 1 zeigt eine Kernkraftwerksanlage 10 mit einem
Druckwasser-Kernreaktor. Die Anlage 10 umfußt einen Reaktor 12 mit einem Kern 14, der von Steuerelementen
16 gesteuert wird, die den Druckbehälter durchsetzen. Die Steuerelemente 16 werden mittels Antrieben 18
in den Kern 14 hinein- und aus diesem herausbewegt. Der Reaktor 12 wird von einem Primärkühlsystem 20
gekühlt, durch welche eine kontinuierliche Strömung von Primärkühlmitteln zu dem Reaktor 12 und von
diesem weg vorgesehen wird. Das Kühlmittel tritt aus dem Reaktor 12 bei dem Auslaßstutzen 22 aus und
zirkuliert durch einen Wärmetauscher 24, wo es seine Hitze an ein Sekundärkühlsystem 26 abgibt. Nach
Durchströmen des Wärmetauschers 24 wird das Primärkühlmittel durch die Pumpe 28 und den
Einlaßstutzen 30 in den Reaktor 12 zurückgeführt. Das erhitzte Sekundärkühlmittel, bei dem es sich üblicherweise
um Wasser handelt, wird in Dampfform durch die Leitung 32 des Sekundärkühlsystems 26 zu der Turbine
34 geführt. Nach Passieren der Turbine 34 wird der Dampf in dem Kondensator 36 niedergeschlagen und
durch eine Leitung 38 mittels einer Speisewasserpumpe 40 zum Wärmetauscher 24 zurückgeführt.
Normalerweise gelangt der erzeugte Dampf vollständig zu der Turbine 34. Um ein Gleichgewicht zwischen
dem Reaktorleistungspegel und der Turbinenbelastung aufrechtzuerhalten, ist eine Steuerung 41 vorgesehen,
welche die mittlere Reaktorküiilmiuehemperatur (T4VcJaUf einen gewünschten Wert regelt, der durch die
Turbinenbelastung bestimmt wird. Die Steuerung 41 steuert die Antriebe 18 und spricht auf Eingangssignale
42, 43 und 44 an. Die Eingangssignal 42, "3 und 44
entsprechen der Primärkühlmitteleinlaßtemperatur ^j (Tc), der Primärkühlmittelauslaßtemperatur (Th) und
der Turbinenlast, wenn T.wa stabil gehalten wird, liegt
ein Gleichgewicht vor zwischen Reaktorleistung und Turbinenläst.
Die Steuerung 41 kann jedoch die Steuerelemente 16 6s
innerhalb des Kerns 14 nur langsam bewegen, wobei die Geschwindigkeit der Leistungsänderung im allgemeinen
auf die Größenordnung von 5% pro Minute begrenzt ist. Demgemäß kann bei großen Turbinenlastverringerungen
der Reaktor 12 der Turbine 34 nicht schnell genug folgen, was dann zu einem Energiestau im
Sekundärkühlsystem 26 führt Dies wiederum bedingt, daß Druck und Temperatur des Kühlmittels im
Primärkühlsystem 20 ansteigen. Wenn dem nicht entgegengewirkt wird, können gegebenenfalls Sicherheitsgrenzwerte
für den Reaictorbetrieb überschritten werden, und ein Schutzsystem 46 bewirkt eine
Schnellabschaltung des Reaktors 12, indem es die Steuerelemente 16 in den Kern 14 fallen läßt. Dies
erfolgt bei Empfang eines Signals 47, welches anzeigt, daß einer von verschiedenen funktionell miteinander
verknüpften Grenzwerten überschritten worden ist. Beispielsweise können solche Grenzwerte ein zu hoher
Druck oder eine zu niedrige Wärmeabfuhr sein. Für große Turbinenlastverringerungen wird normalerweise
der obere Grenzwert für den Primärdruck überschritten. Außerdem wird dem Schutzsystem das Turbinenabschaltsignal
69 zugeführt.
Zur Verminderung des Energiestaus im Sekundärkühlsystem 26 ist die Kernreaktoranlage 10 nach F i g. 1
mit einer Kühlmitteldampfentlastungseinrichtung 48 versehen. Im einzelnen ist die Kühlmitteldamplen.'lastungseinrichtung
48 ein Bypassventilsystem in einer Bypassleitung 50, mit der Kühlmilteldampf an der
Turbine 34 vorbei direkt zum Kondensator 36 geführt wird. Wie in Fig. 2 dargestellt, besteht das Bypassventilsystem
aus einer Mehrzahl einzelner Ventile 52. Die Ventile 52 sind in Parallelschaltung und nicht in
Serienschal; ung in der Bypassleitung 50 angeordnet, so daß, falls eines der Ventile 52 versagt, nicht die ganze
Einrichtung 48 unwirksam wird. Falls ein Energiesiau im Sekundärkühlsystem 26 auftritt, wird die Einrichtung 48
automatisch gesteuert von einem Steuersystem 54, um den Energiestau im Sekundärkühlsystem 26 abzubauen
und zu verhindern, daß Druck und Temperatur in den Primär- und Sekundärkühlsystemen 20 bzw. 26 ansteigen.
Das Steuersystem 54 umfaßt einen Druckfühler 56, einen Kühlmittelströmungssensor 58, ein Verzögerungsglied
60, einen Drucksetzpunktprogrammierer 62, ein Summierglied 64 und ein Ventilstellgüed 66. Die
Wirkungsweise des Steuersystems 54 ist die folgende: Der Sensor 58 erzeugt ein Signal entsprechend der
Sekundärkühlmittelströmung, die ihrerseits der Leistung der Anlage 10 entspricht und überträgt dieses
Signal zu einem Verzögerungsglied 60. Nachdem das Signal verzögert worden ist, wird es von dem
Verzögerungsglied 60 zu dem Drucksetzpunktprogrammierer 62 übertragen, der vorher vorprogrammiert
worden ist, um ein Drucksetzpunktsignal zu erzeugen, das sich entsprechend der Größe des Leistungseingangssignals
ändert. Dabei wird eine Abhängigkeit gemäß Kurve 2 aus F i g. 3 bevorzugt. Die Kurve 2
ergibt sich durch lineare Approximation eines Teils det stabilen Sekundärdruck-Leistungskurve nach Kurve 1
und Versetzung um ein Druckinkrement, das den Drucksprung äquivalent ist, der bei einer 10%iget
Tuibineniastvcrringerung zu erwarten ist. Für Durch flußwerte entsprechend einer Last von weniger als etw;
20% der Höchstlast ist die Kurve 2 horizontal um besitzt einen Wert von 70 bar, der repräsentativ ist fü
den Sekundärdruck, welcher in dem Sekundärkühlsy stern 26 aufrechterhalten wird, wenn die Last Null is
Als nächstes wird der Drucksetzpunkt, d. h. ein Wei
längs Kurve 2 der Fig. 3. zu dem Summierpunkt 6 übertragen. Am Summierpunkt 64 wird der Druckset;
punkt verglichen mit dem tatsächlichen Druck des Sekundärkühlsystems 26, der durch den Detektor 56
erfaßt und dem Summierpunkt 64 zugeführt worden ist. Der Summierpunkt 64 erzeugt dann ein Druckfehlersignal
und überträgt dieses, was das Verstcllglied 66 veranlaßt, die Ventile 5:2 zu betätigen, um den
Sekundärdruck auf den Seizpunktwert herabzusetzen. Das Steuersystem regelt demgemäß die Ventile 52 so,
daß der Sekundärdruck auf einem Wert längs des Setzpunktprogramms gehalten wird. Wenn die Leistung
des Reaktors 12 in Übereinstimmung mit der Turbinenlast gebracht worden ist, schließen die Ventile 52, und
nur wenn alle Ventile 52 geschlossen sind, fällt der Sekundärdruck wieder auf einen Wert längs der Ku.ve
Es ist festzuhalten, daß dann, wenn die Kühlmilteldampfentlastungseinrichtung
48 nicht den Energiestau im Sekundärkühlsystem 26 steuern kann, sekundärseitig Sicherheitsdruckrückschlagventile 68 abheben oder
öffnen können, um ein Energiegleichgewieht zwischen dem Primärsystem 20 und dem Sekundarsystem 26
herzustellen. Diese Sicherheitsdruckventile 68 sind in der Leitung 32 vorgesehen und so ausgelegt, daß sie
abheben oder öffnen, wenn der Sekundärkühlmitteldruck einen vorgegebenen Wert übersteigt. Die Kurve 3
der F i g. 3 ist repräsentativ für eine typische vorgegebene Druckgrenze, die vorgesehen sein kann. Das
Abheben oder öffnen der Sicherheitsdruckventile 68 führt nicht von selbst dazu, daß das Schutzsystem 46 den
Reaktor 12 stillsetzt, da die Leistungsbalance bei einem Primärkühlmitteldruck erreicht werden kann, der
unterhalb der Abschaltdruckgrenze liegt. Andere Abschaltbegrenzungen können je nach dem vorliegenden
Reaktorleistungspegel erreicht werden oder auch nicht. Wenn andere Abschaltgrenzwerte nicht erreicht
werden und wenn keine weiteren Schnellabschaltmaßnahmen getroffen werden, würde der Reaktor auf dem
erhöhten Lcistungspegel weiterarbeiten.
Jedes der Ventile 52 ist im automatischen und manuellen Modus wirksam, die nachstehend als »,4«
bzw. »M« bezeichnet werden. Der automatische Modus bedeutet dabei, daß das Ventil 52 automatisch in dem
Fall arbeitet, daß ein Energicrückstau in dem Sekundärkühlsystem
26 auftritt. Die Anzahl von Ventilen 52. welche die Einrichtung 48 umfaßt, und die Dampfbypasskapazität
jedes derselben können unterschiedlich sein, abhängig von der Gesamtzahl und der erwünschten
Gesamtkapazität. Bei der Ausführungsform nach F i g. 2 werden vier Ventile 52 verwendet, die mit V,, Vt,
V3 und V4 bezeichnet sind Wenn beispielsweise für die
Einrichtung 48 85% Gesamtkapazität erwünscht sind, kann eines der Ventile 52 25% Kapazität haben und die
übrigen drei je 20% Kapazität Die Kapazität eines Ventils 52 bezieht sich auf die Dampfmenge, die
durchgelassen werden kann und kann repräsentiert werden als ein Prozentsatz der Leistung, da die Leistung
des. Reaktors 12 und die Turbinenlast auf die Kühlmittelströmungsrate im Sekundärkühlsystem 26
bezogen sind. Im allgemeinen ist es wünschenswert, so
viele Ventile 52 wie möglich vorzusehen, da der Ausfall eines Ventiles die Kapazität des Systems 48 dann nicht
erheblich beeinträchtigt Beispielsweise kann die Einrichtung auch acht Ventile von je 10% Kapazität
umfassen und ein Ventil von 5% Kapazität, um eine 85%ige Gesamtkapazität zu erreichea
Die Sperreinrichtung 70 für das Verhindern der Reaktorschnellabschaltung bei Turbinenschaltung ist so
ausgelegt, daß zunächst die Kapazität der Einrichtung 48 bestimmt wird und diese dann verglichen wird mit
der Reaktorleistung. Wenn diese Kapazität eberso groß oder größer ist als die Reaktorleistung, wird ein
Sperrsignai 72 erzeugt, das dazu dient, das Schutzsystem 46 daran zu hindern, auf das Turbinenausfallsignal 69
anzusprechen. Man läßt den Reaktor 12 in dem Falle einer Turbinenabschaltung nur dann schnell abschalten,
wenn die Einrichtung 48 nicht verhindern kann, daß die
Reaktorsicherheitsgrenzwerte überschritten werden
ίο und/oder daß die Sichcrheitsdruckvcnlile 68 öffnen.
Das schematische Schaltungsdiagramm für die Sperreinrichtung 70 ergibt sich aus Fig. 2. Zuerst wird
die Kapazität bestimmt, die bei den Ventilen 52 vorliegt, um Dampf im Falle einer Turbinenlastverringerung
abzuleiten, jeder der Steuermodussclektoren 74, der den Ventilen 52 zugeordnet ist, erzeugt ein Signal 76.
falls der Selektor 74 im automatischen Modus (»A«) steht. Die Signale 76 werden dann Multiplikatoren 78
zugeführt, welche die Signale 76 wichten, um ein individuelles Kapazitätssignal 80 zu erzeugen. Die
Wichtungsfaktoren K\. AC2, Ki und /C4, die durch die
Multiplikatoren 78 eingeführt werden, entsprechen den relativen Kapazitäten in Ausdrücken der prozentualen
Leistung für die zugeordneten Ventile 52, die mit Vi. V2.
V1 bzw. V4 bezeichnet sind. Die einzelnen Kapazitätssignalc
80 für die Ventile im automatischen Modus werden dann einem Summierglied 82 zugeführt, wo die
einzelnen Kapazitätssignale 80 aufsummierl werden und ein Gesamtkapazitätssignal 84 für die verfügbaren
Ventile ergibt. Es sollte festgehalten werden, daß dann, wenn alle Ventile 52 im manuellen Modus (»M«)stehen,
kein Signal 76 erzeugt wird für jene Ventile und entsprechend auch kein einzelnes Kapazitätssignal
erzeugt wird. Wenn die Ventile 52 infolge Reparatur und/oder Beschädigung ausgefallen sind, wird der
zugeordnete Steuermodussclektor 74 in die »M«-Position
geschaltet.
Das Gesamtkapazitätssignal 84 wird dann einem weiteren Summierglied 86 zugeführt, wo ein Vorgabcsignal
88 zu dem Kapazitätssignal addiert wird, um ein Signal 90 zu erzeugen entsprechend der Fähigkeit der
Ventile 52. eine Turbinenlastverringerung zu übernehmen. Das Vorgabesignal 88 ist repräsentativ für die
vorhandene Fähigkeit der Anlage 10, eine Last-Zurücknähme aufzunehmen, in Übereinstimmung mit dem
obigen Beispiel ist das Vorgabesignal 88 äquivalent 15% Leistung und repräsentiert die Tatsache, daß die Anlage
in der Lage ist, einer Turbinenabschaltung von einem Leistungspegel von etwa 15% mehr als der Kapazität
der Entlastungseinrichtung 48 standzuhalten, ohne daß
Betriebsparametergrenzwerte überschritten werden Dementsprechend kann durch Vorsehen einer 85%iger
Kapazität für die Einrichtung 48 die Anlage einen- 100%igen Lastausfall standhalten. Zwar ist in derr
obigen Beispiel das Vorgabesignal 88 konstant dort kann es auch variabel sein, je nachdem, ob der Reaktoi
12 von Hand oder automatisch gesteuert wird odei abhängig von dem Steuerelementwert, dem augenblick
liehen Brennstoffabbrand oder dem Leistungspegel.
Das Signal 90 wird dann einer Vergleichseinrichtun) oder kurz einem Komparator 92 zugeführt, wo e
dauernd mit dem Reaktorleistungssignal 94 vergliche! wird Das Leistungssignal 94 kann in verschiedene
Weise erzeugt werden. Für die Ausführungsform nacl
F i g. 1 ist ein Neutronenflußdetektor % außerhalb de Kerns 14 vorgesehen, der ein Signal entsprechend der
Neutronenfluß erzeugt. Dieser wiederum ist näherungs weise ein Maß für die Reaktorleistung. Der Komparato
92 ist als Subtrahierglied 98 dargestellt, welches das
Reaktorleistungssignal 94 vom Signal 90 subtrahiert und ein entsprechendes Differen?signal 100 erzeugt. Falls
das Differenzsignal 100 positiv ist, erzeugt der Binärsignalgenerator 102 ein Signal 104 entsprechend
der binären »1«. Ein solches Signal 104 zeigt an. daß die Übernahmefähigkeit des Bypassventilsystems 48 größer
ist als die Reaktorlcistung. Falls das Diffcrenzsignal 100 negativ ist, erzeugt der Binärsignalgenerator 102 ein
»0«-Signal. Das resultierende Signal 104 ist für Ausführungsform nach F i g. 2 das Sperrsignal 72
unterbinden der Rcaklorschallung bei Turbinenaui
welches dem Schutzsystem 46 zugeführt wird. D kann beispielsweise das Spcrrsignal 72 einen Re
schalter betätigen, um das Turbinenabschaltsignal 6
unterbrechen und damit daran zu hindern, den Rca 12 schnell abzuschalten.
Hierzu 3 Blatt Zeichnungen
Claims (3)
1. Kernkraftwerksanlage mit einem Kernreaktor zur Erzeugung von Kühlmilteldampf zum Betrieb
einer Turbine, bei welcher Anlage in der Dampfzuleitung vom Kernreaktor zur Turbine Entlastungseinrichtungen zum Abzweigen mindestens eines
Teils des erzeugten Kühlmitteldampfes geschaltet sind sowie ein Schutzsystem zum Schnellabschalten
des Kernreaktors im unabhängigen Ansprechen auf eine Mehrzahl von Signalen, von denen eines eine
Turbinenabschaltung signalisiert, vorgesehen ist, wobei der Kernreaktor eine bestimmte Kapazität
hat, eine begrenzte Turbinenlastverringerung zu tolerieren, gekennzeichnet durch eine
Sperreinrichtung (70), die die Zuleitung des Turbinenabschaltsignals (69) zum Schutzsystem verhindert,
wenn die Leistungskapazität der verfügbaren Entlastungseinrichtungen (48) plus die Kapazität des
Kernreaktors die begrenzte Turbinenlastverringerung zu tolerieren größer als die Leistung des
Kernreaktors (12) sind.
2. Kernkraftwerksanlage nach Anspruch 1, gekennzeichnet durch einen Sensor (96) zur Erzeugung
eines die vom Kernreaktor (12) erzeugte Leistung repräsentierenden Leistungssignals (94), durch eine
Meßeinrichtung (86) zum Erzeugen eines das Leistungsvermögen der Entlastungseinrichtungen
(48) und die Kapazität des Kernreaktors, eine begrenzte Turbinenlastverringerung zu tolerieren,
repräsentierenden Signals (90), und durch eine Vergleichseinrichtung (92, 106) für die Erzeugung
eines Sperrsignals (72).
3. Kernkraftwerksanlage nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Entlastungseinrichtung
(48) aus einer Mehrzahl von Entlastungsventilen (52) besteht, die automatisch und manuell
betätigbar sind, und daß die Meßeinrichtung das Leistungsvermögen aller im automatischen Modus
betriebener Entlastungsventile erfaßt und summiert.
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US38433073 | 1973-07-31 | ||
US05/384,330 US3985613A (en) | 1973-07-31 | 1973-07-31 | Reactor trip on turbine trip inhibit control system for nuclear power generating system |
Publications (3)
Publication Number | Publication Date |
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DE2434528A1 DE2434528A1 (de) | 1975-02-20 |
DE2434528B2 DE2434528B2 (de) | 1976-08-19 |
DE2434528C3 true DE2434528C3 (de) | 1977-03-31 |
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