Способ первичного регулирования частоты переменного электрического тока в энергосистеме с участием энергоблоков аэс

Изобретение относится к энергетике, а именно к энергосистемам переменного электрического тока, в состав которых входят атомные электростанции с реакторами ВВЭР-1000. Способ первичного регулирования частоты переменного тока в энергосистеме с участием энергоблоков атомных электростанций, преимущественно ВВЭР-1000, состоит в том, что рабочее давление пара в главном паровом коллекторе второго контура поддерживают за счет регулирования мощности реакторной установки с помощью системы автоматического регулирования мощности реактора. Систему автоматического регулирования мощности реактора настраивают на работу с зоной нечувствительности по давлению пара в главном паровом коллекторе второго контура в пределах ±(0,20÷0,25) МПа, что обеспечивает изменение мощности реакторной установки за счет саморегулирования с отрицательной обратной связью между мощностью реакторной установки и температурой теплоносителя первого контура. При давлении пара в главном паровом коллекторе второго контура вне упомянутой зоны нечувствительности ±(0,20÷0,25) МПа регулирование мощности реакторной установки осуществляют за счет перемещения стержней системы управления и защиты реакторной установки. Изобретение позволяет перевести эксплуатацию энергоблоков АЭС в режим первичного регулирования частоты для повышения качества электроэнергии и надежности энергосистемы. 1 ил.

 

Изобретение относится к области энергетики, а именно к энергосистемам переменного электрического тока, в состав которых входят атомные электростанции с реактором ВВЭР-1000.

В соответствии с Приказом РАО ЕЭС РФ от 18 сентября 2002 г. №524 «О повышении качества первичного и вторичного регулирования частоты электрического тока в ЕЭС России» главным условием подключения электростанций, в т.ч. и атомных, к энергосистеме является их участие в первичном регулировании частоты в энергосистеме.

В настоящее время первичное регулирование частоты переменного тока в ЕЭС России осуществляется группой выделенных тепловых и гидроэлектростанций, которые при отклонении частоты в энергосистеме меняют свою мощность в соответствии со статической характеристикой турбины: при повышении частоты в энергосистеме мощность выделенных электростанций падает, а при понижении частоты - возрастает. Первичное регулирование частоты (время мобилизации для участия энергоблока составляет до 30 секунд) реализуется автоматически под действием системы автоматического регулирования турбоагрегатов, систем регулирования производительности котлов при отклонении частоты от заданного уровня.

Указанные электростанции регулируют частоту следующим образом: при изменении частоты в энергосистеме система автоматического регулирования турбины меняет ее мощность в соответствии со статической характеристикой турбины «частота-мощность», повышая или снижая расход пара на турбину для повышения или понижения мощности на валу турбогенератора. Одновременно автоматика управления мощности котла изменяет производительность котла, следуя за мощностью турбоагрегата, путем соответствующего изменения расхода топлива.

В настоящее время энергоблоки АЭС работают в базовом (стационарном) режиме и в регулировании частоты не участвуют, что не соответствует требованиям вышеупомянутого приказа.

Изобретением решается задача перевода эксплуатации энергоблоков АЭС в режим первичного регулирования частоты для повышения качества электроэнергии и надежности энергосистемы при сохранении необходимого уровня безопасности энергоблоков АЭС.

Для достижения указанного технического результата в предлагаемом способе первичного регулирования частоты переменного тока в энергосистеме с участием энергоблоков атомных электростанций, преимущественно ВВЭР-1000, содержащих реакторную установку со стержнями системы управления и защиты, охлаждаемую теплоносителем первого контура; парогенераторы, включающие стороны как первого, так и второго контуров, из которых стороны второго контура соединены главным паровым коллектором с турбогенератором; систему автоматического регулирования мощности реакторной установки, поддерживающую рабочее давление пара второго контура; систему автоматического регулирования турбогенератора, поддерживающую регулирование мощности турбогенератора в соответствии со статической характеристикой «частота-мощность», рабочее давление пара в главном паровом коллекторе второго контура поддерживают за счет регулирования мощности реакторной установки с помощью системы автоматического регулирования мощности реактора, которую настраивают на работу с зоной нечувствительности по давлению пара в главном паровом коллекторе второго контура в пределах ±(0,20÷0,25) МПа, при этом мощность реакторной установки изменяется за счет саморегулирования с отрицательной обратной связью между мощностью реакторной установки и температурой теплоносителя первого контура, а при давлении пара в главном паровом коллекторе второго контура вне упомянутой зоны нечувствительности ±(0,20÷0,25) МПа регулирование мощности реакторной установки осуществляют за счет перемещения стержней системы управления и защиты реакторной установки.

Особенностью предлагаемого способа по сравнению с аналогами является поддержание рабочего давления пара второго контура в главном паровом коллекторе за счет регулирования мощности реакторной установки с помощью системы автоматического регулирования мощности реактора, которую настраивают на работу с зоной нечувствительности по давлению пара в главном паровом коллекторе второго контура в пределах ±(0,20÷0,25) МПа, при этом мощность реакторной установки изменяется за счет саморегулирования с отрицательной обратной связью между мощностью реакторной установки и температурой теплоносителя первого контура.

Предлагаемый способ поясняется чертежом, где схематически показан энергоблок атомной электростанции с реакторной установкой типа ВВЭР, где:

1 - реакторная установка;

2 - стержни системы управления и защиты;

3 - главный циркуляционный трубопровод первого контура;

4 - парогенераторы;

5 - главный паровой коллектор второго контура;

6 - турбогенератор;

7 - система автоматического регулирования мощности реакторной установки;

8 - датчик давления пара в главном паровом коллекторе второго контура;

9 - стопорно-регулирующий клапан турбогенератора;

10 - система автоматического регулирования турбогенератора, поддерживающая регулирование мощности турбогенератора в соответствии со статической характеристикой «частота-мощность»;

11 - датчик частоты вращения вала турбогенератора.

Способ осуществляется следующим образом: при изменении частоты в энергосистеме система автоматического регулирования турбогенератора (10) с датчиком частоты (11) вращения вала турбогенератора (6) изменяет его мощность в соответствии со статической характеристикой «частота-мощность» путем изменения проходного сечения стопорно-регулирующего клапана (9), расположенного на главном паровом коллекторе (5) перед турбогенератором (6). Изменение мощности турбогенератора (6) приводит к изменению давления пара в парогенераторах (4) и главном паровом коллекторе (5) второго контура. Изменение давления и температуры пара в парогенераторах (4) приводит к изменению температуры теплоносителя (воды) первого контура (3). Между температурой теплоносителя первого контура (3) и нейтронной мощностью реакторной установки (1) существует отрицательная обратная связь, вызывающая изменение мощности реактора (см., например, Емельянов И.Я., Ефанов А.И., Константинов Л.В., Научно-технические основы управления ядерными реакторами, М., Энергоиздат, 1991 г.).

Так, например, при повышении частоты в энергосистеме система автоматического регулирования турбогенератора (10), поддерживающая регулирование мощности турбогенератора в соответствии со статической характеристикой «частота-мощность», уменьшает мощность турбогенератора (6) путем уменьшения проходного сечения стопорно-регулирующего клапана (9) по сигналу датчика частоты вращения (11) вала турбогенератора (6), а давление и температура пара в главном паровом коллекторе второго контура (5) и в парогенераторах (4) повышаются. Повышение давления и температуры пара со стороны второго контура в парогенераторах (4) приводит к повышению температуры теплоносителя (воды) первого контура (3). При этом, если давление пара во втором контуре (4, 5) увеличивается в пределах до (0,20÷0,25) МПа от номинального значения, мощность реакторной установки (1) снижается за счет отрицательной обратной связи между температурой теплоносителя первого контура (3) и мощностью реакторной установки (1).

В случае понижения частоты в энергосистеме система автоматического регулирования турбогенератора (10), поддерживающая регулирование мощности турбогенератора в соответствии со статической характеристикой «частота-мощность», повышает мощность турбогенератора (6) путем увеличения проходного сечения стопорно-регулирующего клапана (9) по сигналу датчика частоты вращения (11) вала турбогенератора (6), а давление и температура пара в главном паровом коллекторе второго контура (5) и в парогенераторах (4) снижаются. Снижение давления и температуры пара со стороны второго контура в парогенераторах (4) приводит к понижению температуры теплоносителя (воды) первого контура (3). При снижении давления пара во втором контуре (4, 5) на величину до (0,20÷0,25) МПа от номинального значения мощность реакторной установки (1) повышается за счет отрицательной обратной связи между температурой теплоносителя первого контура (3) и мощностью реакторной установки (1).

В том и другом случае при изменении давления пара в главном паровом коллекторе второго контура (5) на величину, выходящую за пределы ±(0,20÷0,25) МПа, от номинального значения регулирование (изменение) мощности реакторной установки (1) производят в штатном режиме за счет перемещения стержней системы управления и защиты (2) реакторной установки (1).

Реализация предложенного изобретения позволяет исключить перемещение стержней (2) системы управления и защиты реакторной установки (1) при нормальном диапазоне колебаний частоты в энергосистеме 50±0,05 Гц, что соответствует изменению мощности энергоблока до ±2% от номинальной мощности и давления пара в главном паровом коллекторе второго контура на величину ±(0,20÷0,25) МПа, благодаря чему уменьшается общее число перемещений стержней (2) системы управления и защиты реакторной установки (1), обеспечивается необходимый уровень безопасности энергоблоков атомных электростанций при их участии в первичном регулировании частоты в энергосистеме, повышается качество электроэнергии и надежность энергосистемы, а также повышается экономическая эффективность атомных электростанций за счет более высокого тарифа на электроэнергию в режиме регулирования мощности по сравнению с работой АЭС в базовом режиме.

(Тариф 1 кВт·час регулировочной мощности в Европейской энергосистеме UCTE примерно в 8 раз выше тарифа 1 кВт·час базовой мощности.)

Способ первичного регулирования частоты переменного тока в энергосистеме с участием энергоблоков атомных электростанций, преимущественно ВВЭР-1000, содержащих реакторную установку со стержнями системы управления и защиты, охлаждаемую теплоносителем первого контура; парогенераторы, включающие стороны как первого, так и второго контуров, из которых стороны второго контура соединены главным паровым коллектором с турбогенератором; систему автоматического регулирования мощности реакторной установки, поддерживающую рабочее давление пара второго контура; систему автоматического регулирования турбогенератора, поддерживающую регулирование мощности турбогенератора в соответствии со статической характеристикой "частота - мощность", характеризующийся тем, что рабочее давление пара в главном паровом коллекторе второго контура поддерживают за счет регулирования мощности реакторной установки с помощью системы автоматического регулирования мощности реактора, которую настраивают на работу с зоной нечувствительности по давлению пара в главном паровом коллекторе второго контура в пределах ±(0,20÷0,25) МПа, что обеспечивает изменение мощности реакторной установки за счет саморегулирования с отрицательной обратной связью между мощностью реакторной установки и температурой теплоносителя первого контура, а при давлении пара в главном паровом коллекторе второго контура вне упомянутой зоны нечувствительности ±(0,20÷0,25) МПа регулирование мощности реакторной установки осуществляют за счет перемещения стержней системы управления и защиты реакторной установки.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к способам определения парового коэффициента реактивности на атомных электростанциях с ядерными реакторами типа РБМК.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно - к автоматическому управлению мощностью ядерной энергетической установкой с реактором водо-водяного типа. .

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к способам останова энергетического ядерного реактора, и может быть использовано для повышения радиационной безопасности и снижения дозозатрат при проведении ремонтных работ на реакторном оборудовании, для снижения дефектности оболочек ядерного топлива.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности регулированию глубины выгорания ядерного топлива, и может быть использовано в любой момент кампании канального ядерного реактора.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способу управления внутриреакторными процессами в канальных реакторах формированием загрузки канального ядерного реактора, и может быть использовано для оптимизации процесса выгорания ядерного топлива.

Изобретение относится к способам определения парового коэффициента реактивности (ПКР) на реакторах типа РБМК. .

Изобретение относится к физике ядерных реакторов, а точнее к способам управления энергетических ядерных реакторов, и может найти применение преимущественно при эксплуатации реактора в составе ядерной энергетической установки АЭС.
Изобретение относится к способам управления ядерными реакторами, в частности, к управлению термоэмиссионным реактором-преобразователем (РП), используемым в качестве источников электрической энергии в ядерных энергетических установках (ЯЭУ) космических аппаратов (КА).

Изобретение относится к технике ядерных реакторов, а именно к способам улучшения радиационной обстановки на АЭС и снижения дозовых нагрузок на обслуживающий персонал

Изобретение относится к способам расхолаживания водоохлаждаемого реактора при полном обесточивании атомной электростанции (АЭС). АЭС содержит паропроизводящую установку с ядерным энергетическим водоохлаждаемым реактором, пароэнергетическую турбогенераторную установку, дополнительную паровую турбину, систему производства и хранения водорода и кислорода, систему расхолаживания паропроизводящей установки. Расхолаживание реактора обеспечивается тем, что при полном обесточивании пар, генерируемый в паропроизводящей установке за счет остаточных тепловыделений в активной зоне реактора, перегревается и пополняется в необходимом количестве в пароводородном перегревателе путем сжигания водорода и впрыска воды. Затем пар направляется в дополнительную паровую турбину, в которой вырабатывается электроэнергия, необходимая для электроснабжения собственных нужд АЭС и останова энергоблока в плановом режиме. Технический результат - возможность расхолаживания водоохлаждаемого реактора в штатном режиме при полном обесточивании АЭС без использования аварийных систем. 1 ил.

Предлагаемый способ управления теплосиловой установкой относится к области электроэнергетики и может быть использован на атомных электрических станциях (АЭС). Технический результат заключается в высокой маневренности установки при ее упрощении в целом и, как следствие, сокращение сроков окупаемости теплосиловой установки. Поставленная техническая задача решается тем, что в теплосиловой установке, использующей, например атомное или углеводородное, топливо, содержащей, по крайней мере, один контур рабочего тела и турбину с электрогенератором на валу, подключенным к энергосистеме, устанавливают заданную активную мощность электрогенератора, формируют задание на активную мощность, в соответствии с которым отбирают часть мощности от заданной мощности электрогенератора и используют эту отобранную часть мощности для дополнительного нагрева рабочего тела контура, одновременно пропорционально отобранной части мощности снижают расход топлива, а разность между заданной мощностью электрогенератора и указанной отобранной частью мощности отдают в энергосистему. 3 н. и 2 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к способам повышения маневренности и безопасности АЭС. В эксплуатационном режиме в период ночного провала электрической нагрузки, газотурбинная установка (ГТУ) 12 отключается, дополнительная паротурбинная установка 17 работает на пониженном режиме за счет незначительного снижения расхода свежего пара на основную турбоустановку 1. В пиковые часы электрической нагрузки включается в работу ГТУ 12, уходящие газы направляются в котел утилизации (КУ) 13. После питательного насоса 7 часть питательной воды направляется в КУ 13, нагревается там и подается дожимным насосом 14 в тракт питательной воды и, смешиваясь с основным потоком, подается в парогенератор. В результате уменьшения расхода через ПВД 9 уменьшаются отборы пара из основной паровой турбоустановки 1 на подогрев питательной воды. Избыток пара, полученный за счет снижения расхода на отборы, через устройство парораспределения 16 направляется на дополнительную паровую турбоустановку 17. Технический результат - выработка дополнительной энергии на АЭС в эксплуатационном режиме посредством газотурбинной и паротурбинной установок, способных обеспечить электроснабжение собственных нужд АЭС при аварии. 1 ил.

Изобретение относится к энергетике, а именно к энергосистемам переменного электрического тока, в состав которых входят атомные электростанции с реакторами ВВЭР-1000

Наверх