Система электроснабжения главных циркуляционных насосов ядерной энергетической установки

 

СОЮЗ СОВЕТСКИХ

СОЦИАЛИСТИЧЕСКИХ

РЕСПУБЛИК (я)з G 21 О 3/06

ГОСУДАРСТВЕН-ЮЕ ПАТЕНТНОЕ . ВЕДОМСТВО СССР (ГОСПАТЕНТ СССР) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

4 с

К АВТОРСКОМУ СВИДЕТЕЛЬСТВУ

: (21) 4206958/25 (22) 09.03.87 (46) 30,04.93. Бюл. ЬЬ 16, (72) Ю.Н. Астахов, А,Ф. Бояринцев, Ю.А. Кудинов и А.Г. Тер-Газарян (56) Сидоренко В.А. Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР; М.: Атомиздат,,,1977, с. 147-155.

Багдасаров Ю.В. и др. Технические про-т блемы реакторов на быстрых нейтронах. M„ "". Атомиздат, 1969, с, 179.

Бевко В.В. Опыт наладки систем вычис. - ления расхода теплоносителя и управления . скоростью главных циркуляционных насосов блока БН-600. — Атомные электрические станции, М.: Атомиздат, 1983, вып. 6, с. 136-.

140. (54) СИСТЕМА ЭЛЕКТРОСНАБЖЕНИЯ ГЛАВНЫХ ЦИРКУЛЯЦИОННЫХ НАСОСОВ

ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВ- ,КИ . (57) Изобретение относится к области энергоснабжения вспомогательного оборудова- йия электростанций, преимущественно ядерных энергетических установок (ЯЭУ), к системе электроснабжения главных циркуляционных насосов ядерной энергетической установки. Целью изобретения является повышение надежности за счет обеспечения изменения расхода теплоносиИзобретение относится к области энергоснабжения вспомогательного оборудования электростанций, преимущественно ядерных энергетических установок.

Целью изобретения является повышение надежности за счет обеспечения изменения расхода теплоносителя в,, Ж„„1540573 А1 теля в соответствии со скоростью и временем изменения мощности ядерной энергетической установки в период переходного процесса при срабатывании аварийной защиты, в том числе и при полном обесточивании. При срабатывании аварийной защиты ядерного реактора, в том числе и при полном обесточивании ЯЭУ, по сигналу из системы 9 вычисления расхода теплоносителя устройство 5 управления потоком энергии отключает параллельно ему включенный тиристорный ключ 4 и накопитель электрической энергии, . включающий аккумулирующий элемент 6 и устройство 5 управления потоком энергии, переводится из режима компенсации реактивной мощности регулируемого электропривода 10 главного циркуля ционного насоса (ГЦН) в режим электроснабжения регулируемого электропривода 10 ГЦН. При этом на регулируемый злектропривод 10 ГЦН подается напряжение пониженной частоты и величины. После появления напряжения на шинах собственных нужд ядерного реактора, зафиксированного датчиком 18 напряжения, накопитель электрической энергии переводится в режим компенсации реактивной мощности регулируемого электропривода

10 ГЦН с одновременной подзарядкой аккуиулирующего элемента 6, 1 з,п. ф-лы, 1 ил. соответствии со скоростью и временем изменения мощности ядерной энергетической установки в период переходного процесса при срабатывании аварийной защиты, в том числе и при полном обесточивании, На чертеже представлена схема системы электроснабжения главных циркуляци1540573 онных насосов (ГЦН) ядерной энергетической установки (ЯЭУ) с одной технологической петлей.

Система электроснабжения ГЦН ЯЭУ содержит шины 1 собственных нужд ядерного реактора, выключатель 2, силовой кабель 3, тиристорный ключ 4, накопитель электрической энергии, включающий устройство 5 управления потоком энергии и аккумулирующий элемент 6, силовой кабель

7, систему 8 управления производительностью ГЦН, систему 9 вычисления расхода теплоносителя, регулируемый электропривод 10 ГЦН, кабели 11-15, силовой кабель

16, датчик 17 производительности ГЦН, датчик 18 напряжения на шинах 1 собственных нужд ядерного реактора и источник 19 резервного питания.

8 качестве регулируемого электропривода 10 ГЦН используется асинхронный электродвигатель с фазным ротором, но могут быть использованы и другие типы.

Главные циркуляционные насосы могут быть или механическими, или магнитогидродинамичесними.

Датчиками производительности насосов могут сляюпь Фэхогеиераторы, расходо" меры и т.д.

В начесав аккумулирующего элемента могут быть применены молекулярные конденсаторы.

Система работает следующим образом.

При вводе технологической петли в работу в первую очередь заряжается аккумулирующий элемент 6 устройством 5 управления потоком энергии от шин 1 собственных нужд ядерного реактора через выключатель 2, Тиристорный ключ 4 находится в выключенном состоянии. От аккумулирующего элемента 6 по силовому кабелю 7 получают питание система 8 управления производительностью ГЦН и система 9 вычисления расхода теплоносителя. По кабелям 15 в систему 9 вычисления расхода .теплоносителя поступает информация о параметрах реактора и о состоянии технологического оборудования. По сигналу из системы 9 вычисления расхода теплоносителя по кабелю 13 устройство 5 управления потоком энергии включает тиристорный ключ 4 по кабелю 14. На регулируемый электропривод 10 ГЦН по силовому кабелю 16 подается питание от шин 1 собственных нужд ядерного реактора. Одновременно по кабелю 12 из системы 9 вычисления расхода теплоносителя в систему 8 управления,производительностью ГЦН подается сигнал, в соответствии с которым по кабелю 11 система 8 управления производительностью ГЦН производит пуск регулируемого электропривода 10 ГЦН.

Пуск регулируемого электропривода 10

ГЦН может также производиться устройством 5 управления потоком энергии после получения соответствующего сигнала по кабелю 13 из системы 9 вычисления расхода теплоносителя, Пуск производится путем изменения величины и частоты выходного

10 напряжения инвертора до достижения необходимой производительности ГЦН, после чего по сигналу иэ системы 9 вычисления расхода теплоносителя управление регулируемым электроприводом 10 ГЦН передает15 ся в систему 8 управления производительностью ГЦН, устройством 5 управления потоком энергии отключается инвертор и включаешься тиристорный ключ 4, а аккумулирующий элемент 6 с устройством

20 5 управления потоком энергии переводится в режим подзарядки и компенсации реактивной мощности регулируемого электропривбда 10 ГЦН.

При плановом изменении мощности

25 ядерного реактора производительность главного циркуляционного насоса изменяется пропорционально изменению мощности ядерного реактора системой 8. упрзилеиия производительностью ГЦН по

30 сигналу из системы 9 вычисления расхода таплоносителя.

При кратковременном обесточивании шин 1 собственных нужд ядерного реакторе, зафиксированнОго его датчиком 18 на-, 35 пряжеиия, по сигналу иэ системы 9 вычисления расхода теплоносителя по кабелю 13 устройство 5 управления потоком энергии отключает тиристорный ключ 4 по кабелю 14., а накопитель электрической

40 энергии переводится из режима компенсации реактивной мощности регулируемого злектропривода 10 ГЦН в режим электроснабжения регулируемого электропривода

10 ГЦИ. После появления напряжения на

45 шинах 1 собственных нужд ядерного реакторэ, зафиксированного его датчиком 18 напряжения, по сигналу из системы 9 вычисления расхода теплоносителя по кабелю 13 устройство 5 управления потоком

50 энергии включает тиристорный ключ 4, а накопитель электрической энергии переводится в режим. компенсации реактивной мощности регулируемого электропривода

10 ГЦН, одновременно производится подза55 ряд аккумулирующего элемента 6.

При срабатывании аварийной защиты ядерного реактора, в том числе при полном обесточивании ядерной энергетической установки, по сигналу из системы 9 вычисления расхода теплоносителя по кабелю 13, 1540573

30

50 !

55 устройство 5 управления потоком энергии отключает тиристарный ключ 4 и накопитель электрической энергии переводится иэ режима компенсации реактивной мощности регулируемого электропривода 10 ГЦН в режим электроснабжения регулируемого электропривода 10 ГЦН. При этом на регулируемый электропривод 10 ГЦН подается напряжение пониженной частоты и величины, т.е. производится электрическое торможение регулируемого злектропривода 10

ГЦН; Дополнительно производится электродинамическое торможение регулируемого электропривода 10 ГЦН подачей постоянного напряжения от аккумулирующего элемента 6 в обмотку статора регулируемого электропривода ГЦН. Торможение производится со скоростью изменения производительности главного циркуляционного насоса, соответствующей скорости изменения мощности ядерного реактора, Управление торможением осуществляется устройством 5 управления потоком энергии в соответствии с сигналом, получаемым из системы 9 вычисления расхода теплоносителя по кабелю 13. После снижения мощности ядерного реактора до относительно стабильного уровня электрадинамическае торможение регулируемого электропривода 10 ГЦН отключается, системой 9 вычисления расхода теплоносителя управление регулируемого электропр»вода 10 ГЦН передается в систему 8 управления производительностью ГЦН, напряжение на выходе накопителя электрической энергии повыша° .ется до номинальной величины и частоты.

При наличии напряжения на шинах 1 собственных нужд ядерного реактора по сигналу из системы 9 вычисления расхода теплоносителя яо кабелю 13 устройство 5 управле-. ния потоком энергии переводится из режима электроснабжения s режим компенсации реактивной мощности регулируемого электропривода 10 ГЦН. одновременно производится подзарядка аккумулирующего элемента 6.

Сигнал о необходимой величине производительности ГЦН образуется в системе 9 вычисления расхода теплоносителя на основе информации о параметрах ядерного реактора и состоянии оборудования.

При необходимости вывода в ремонт накопителя электрической энергии система

8 управления производительностью ГЦН получает питание от источника 19 резервного питания.

Таким образом, данное техническое решение позволяет повысить надежность за счет обеспечения изменения расхода теплоносителя в основных теплоотводящих контурах ядерного реактора в соответствии са скоростью и временем изменения мощности ЯЭУ при срабатывании аварийной защи- ты, в там числе при полном обесточивании ядерной энергетической установки, тем самым снизить термические напряжения в: элементах установки при переходных процессах, увеличить надежность работы главных циркуляциоиных насосов за счет питания систем управления производительностью ГЦН и регулируемых электраприводав ГЦН ат одного источника электроэнергии, использовать иа ядерных реакторах иа быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем более надежные магиитагидродинамические насосы, у которых практически отсутствует выбег при полном обесточивании, улучшить условия работы турбогенератарав ЯЭУ путем исключения электрамехаиического выбега турбагеиератарав при полном обесточивании, уменьшить металлоемкость и сделать более надежной конструкцию главных циркуляциоииых насосов за счет отказа от дополнительных маковых масс.

Ф а р и у л а и 3 а б," е "l л:"l и я

1. С»сгема электрасиабжеи..я главных ц»акуляц! аииых насосов ядерно,- ергет»ческа" установки, са«ержащая ..:,:ны са». ствениыx нужд ядариага реек«а ;:а с датчиками напряжения, через выклю «этель па4кл ачеииые па цепи питания к Ре! Ул»руQ;vi3МУ ЛЕХ I POD(3»ВаДУ Г!«аВИа а ««hop» jtf ÉЦ«» оииаго насоса, к которому подключена система управления производительностью главного циркуляциоииаго насоса, да.rv»m производительности главного циркуляциониага насоса, подключенные к системе вычисления расхода теплоносителя, о т л и ч аю щ а я с я тем, что, с целью повышения надежности эа счет обеспечения изменения расхода теплоносителя в соответствии со скарастыа и временем изменен»я мощности ядерной эиергет»ческой установки в период переходного процесса при срабатывании аварийной защиты, в там числе и пр» палиам обесточивании, в цепь питания регулируемого электрапривода главного циркуляциаииага насоса включе- ны накопитель электрической энергии, включающий аккумулирующий элемент» устройство управления потоком энергии, падкл ючеи и ае к системе вычисления расхада теплоносителя, которая соединена с датчиками напряжения шии собственных нужд ядерного реактора и тиристориый ключ параллельна накопителю электрической энергии.

Составитель И. Герасимов

Техред М.Моргентал Корректор С. Шекмар

Редактор Н. Коляда

Заказ 1970 Тираж .. Подписное

ВНИИПИ Государственного комитета по изобретениям и открытиям при ГКНТ СССР

113035, Москва, Ж-35, Раущская наб„4/5

Производственно-издательский комбинат "Патент", г. Ужгород, ул. Гагарина, 101

7 ". . 1540573 .8

2, Система по п. 1, о т л и.ч а ю щ а я с я теплоносителя запитаны bi вккумулируютем, что система управлейия. производи- щего элементв накопителя электрической тельностью главного циркуляционного на- энергии. соса и система вычислемия.расхода

Система электроснабжения главных циркуляционных насосов ядерной энергетической установки Система электроснабжения главных циркуляционных насосов ядерной энергетической установки Система электроснабжения главных циркуляционных насосов ядерной энергетической установки Система электроснабжения главных циркуляционных насосов ядерной энергетической установки 

 

Похожие патенты:

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при разработке реакторов с водой под давлением

Изобретение относится к мониторингу объектов атомной энергетики. Технический результат - определение оценки риска объекта атомной энергетики. Устройство для мониторинга риска содержит запоминающее устройство для хранения, по меньшей мере, одного набора минимальных сечений отказов МСО и значений вероятностей каждого события в каждом МСО и устройство ввода информации, выполненное с возможностью ввода в него информации об изменениях состояния объекта; блок формирования, по меньшей мере, одной матрицы МСО; запоминающее устройство для хранения указанной, по меньшей мере, одной матрицы МСО; блок формирования, по меньшей мере, одной параметрической матрицы; запоминающее устройство для хранения указанной, по меньшей мере, одной параметрической матрицы; блок изменения элементов указанной, по меньшей мере, одной параметрической матрицы; и блок оценки риска. 3 н. и 10 з.п. ф-лы, 2 ил.

Настоящее изобретение относится к ядерной энергетической установке (ЯЭУ). ЯЭУ содержит первичный контур (10), содержащий газ, проходящий через ядерный реактор (12), через первый теплообменник (14) и через газодувку (16'). Вторичный контур (17'), содержащий неконденсирующийся газ, проходит через первый теплообменник (14), и через турбину (18) и компрессор (22), установленные на одном валу (24'). Газодувка приводится в действие валом. Газ в первичном и вторичном контурах одинаковый, и давление во вторичном контуре автоматически регулируется давлением в первичном контуре. Технический результат - продолжение работы газодувки при аварийном отключении реактора. 5 з.п. ф-лы, 6 ил.

Изобретение относится к АЭС подводного базирования. Модуль для производства электрической энергии содержит удлиненный цилиндрический контейнер (12), в который встроены блок производства электрической энергии, содержащий кипящий ядерный реактор (30), связанный со средствами (37) производства электрической энергии, посредством электрических кабелей (6). Кабели (6) соединены с внешним пунктом распределения электрической энергии. Кипящий ядерный реактор (30) размещен в сухом отделении (19) отсека (18) реактора, связанном с отделением (20), образующим резервуар хранения воды системы безопасности реактора. Радиальная стенка (53) резервуара находится в состоянии теплового обмена с морской окружающей средой. Сухое отделение (19) отсека (18) реактора соединено с отделением (20), образующим резервуар хранения воды системы безопасности реактора, посредством вентилей (70) понижения давления,. Вентили размещены в верхней части сухого отделения (19) и соединены с пузырьковой камерой, размещенной в нижней части отделения (20), образующего резервуар. Технический результат - повышение безопасности функционирования модуля. 24 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к подводным АЭС модульного исполнения. Модуль содержит удлиненный цилиндрический кессон (12), в который интегрирован электрический энергоблок в виде кипящего ядерного реактора (30), связанного со средством (37) производства электрической энергии, соединенным электрическими кабелями (6) с внешним пунктом (7) распределения электрической энергии. Кипящий ядерный реактор (30) расположен в сухой камере (19) реакторного отсека (18), связанной с камерой (20) в виде резервуара для хранения воды защиты реактора, в которой, по меньшей мере, радиальная стенка (53) находится в состоянии теплообмена с морской средой. Кипящий ядерный реактор (30) содержит компенсатор (33) давления, соединенный при помощи средства (80) сброса давления с камерой (20) в виде резервуара для хранения воды защиты реактора. Технический результат – повышение безопасности энергоблока. 23 з.п. ф-лы, 5 ил.

Система электроснабжения главных циркуляционных насосов ядерной энергетической установки, энергоснабжение под ключ

Наверх