Атомная электростанция

Изобретение относится к атомной станции. Станция содержит реактор 1 с контуром 2 многократной принудительной циркуляции с турбиной 3, генератором 4, снабженным системой 8 возбуждения. Генератор выполнен асинхронизированным, а система возбуждения выполнена в виде преобразователя частоты. При максимальной аварии отключается сеть 6 и глушится реактор 1. Турбина 3 с генератором 4 переходят в режим выбега, длящийся несколько минут. При этом система возбуждения 8 создает в генераторе вращающееся магнитное поле, которое компенсирует падение частоты вращения, обеспечивая тем самым постоянство частоты и напряжения на выходе генератора 4, которые необходимы для работы потребителей 9, включающих в себя главные и питательные центробежные насосы, клапаны и задвижки, что повышает надежность. Запуск дизель-генератора 10 происходит через 30-45 секунд. Техническим результатом является повышение надежности электроснабжения потребителей атомной станции в случае аварии. 1 ил.

 

Предложение относится к энергетике.

Широко известны /1/ электростанции с асинхронизированными электрогенераторами. Такие генераторы способны работать с переменной частотой вращения, используемые на ветровых и тепловых электростанциях. В обоих случаях они обеспечивают устойчивую работу в статических и динамических режимах. Однако они не используются в режимах торможения. Прототипом предложения является атомная электростанция /2/, содержащая реактор с контуром многократной принудительной циркуляции с турбиной, на валу которой имеется генератор, снабженный системой возбуждения, выход генератора через трансформатор связан с сетью и шинами собственных нужд, к которым присоединены резервный дизель генератор и потребители электростанции, обеспечивающие ее работу. Недостаток такой схемы - низкая надежность при останове генератора, что продемонстрировала Чернобыльская авария, на которой в режиме свободного (неуправляемого) выбега генератора отказали источники электропитания. Техническая задача, решаемая предложением, состоит в повышении надежности. Техническая задача решается за счет того, что генератор выполнен асинхронизированным, а система возбуждения выполнена в виде преобразователя частоты. Сочетание двух известных принципов в одном обеспечивает повышение надежности атомной электростанции.

На чертеже приведена схема атомной электростанции. Обозначено: 1 - реактор, 2 - контур многократной принудительной циркуляции, 3 - турбина, 4 - генератор, 5 - трансформаторы, 6 - электросеть, 7 - шины собственных нужд станции, 8 - система возбуждения генератора, 9 - потребители станции, 10 - дизель-генератор, 11 - выключатели.

Электростанция работает следующим образом. В реакторе 1 происходит подогрев теплоносителя, который циркулирует по контуру 2 многократной принудительной циркуляции, при этом приводится во вращение с постоянной частотой турбина 3 и генератор 4. Генератор 4 через трансформаторы 5 отдает энергию в сеть 6 и на шины 7 собственных нужд, от которой питается система 8 возбуждения и другие потребители 9. В случае максимальной аварии отключается сеть 6 и глушится реактор 1. Турбина 3 с генератором 4 переходят в режим выбега, длящийся несколько минут. При этом система возбуждения 8, выполненная в виде регулируемого преобразователя частоты, создает в генераторе 4 вращающееся магнитное поле, которое компенсирует падение частоты вращения генератора 4, обеспечивая тем самым постоянство частоты и напряжения на выходе генератора 4, которые необходимы для работы потребителей 9, включающих в себя главные и питательные центробежные насосы, клапаны и задвижки. Происходит запуск резервного дизель-генератора 10, который длится 30-45 секунд. Но в течение указанного времени потребители 9, обеспечивающие безопасность станции, обеспечиваются энергией за счет маховых масс генератора 4 и турбины 3. Таким образом, обеспечивается высокая степень безопасности, ранее не достигаемая без использования данного предложения. Использование машины двойного питания (асинхронизированного генератора) позволяет осуществить рекуперацию энергии в режимах нормального останова. В режиме наладки турбины можно осуществить ее прокрутку: нужно закоротить статорные обмотки генератора, а в ротор подать переменный ток от системы возбуждения.

Источники информации

1. Полезная модель РФ №66635.

2. Рожкова Л.Д., Добродеев Е.Д. Электрооборудование тепловых и атомных электростанций. М.: Энергоатомиздат, 1986, стр. 24, рис. 1.3, стр. 52, рис. 2.6.

Атомная электростанция, содержащая реактор с контуром многократной принудительной циркуляции с турбиной, на валу которой имеется генератор, снабженный системой возбуждения, выход генератора через трансформатор связан с сетью и шинами собственных нужд, к которым присоединены резервный дизель генератор и потребители электростанции, обеспечивающие ее работу, отличающаяся тем, что генератор выполнен асинхронизированным, а система возбуждения выполнена в виде преобразователя частоты.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области ядерной энергетики. Предлагается способ перегрузки отработавших стержней, уложенных в ячейках некондиционных чехлов для ОТВС и размещенных в хранилищах береговых технологических баз (БТБ), в кондиционные чехлы для ОТВС.

Изобретение относится к строительной технике, а именно к защитным железобетонным ограждениям атомных электростанций. Технический результат заявленного изобретения заключается в повышении безопасности АЭС, упрощении конструкции защитного железобетонного ограждения АЭС, сокращении физических объемов и времени сооружения АЭС.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в конструкции металлобетонной (железобетонной) шахты реактора, например, в энергетических установках с реактором на быстрых нейтронах с теплоносителем в виде свинца или его сплавов.

Изобретение относится к подводному модулю для производства электрической энергии. Модуль содержит средства (12) в виде удлиненного цилиндрического корпуса, в которые интегрированы средства (25а, 25b), образующие электрический энергоблок и содержащие средства (28, 29) в виде кипящего ядерного реактора, связанные со средствами (30, 31) производства электрической энергии, соединенными при помощи электрических кабелей (6) с внешним пунктом (7) распределения электрической энергии.

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к локализующим системам безопасности, и может быть использовано в системах сброса давления из защитной оболочки при запроектной аварии с полной потерей электроснабжения на АЭС для предотвращения радиоактивного заражения окружающей среды.

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к эксплуатационной безопасности атомной электростанции, и может быть использовано для перегрузки транспортного контейнера с ядерным топливом с железнодорожной платформы внутрь железобетонной защитной оболочки.

Изобретение относится к технике высоких давлений и может быть использовано для разгерметизации герметичного силового корпуса изделия, находящегося под высоким давлением жидкой или газообразной окружающей среды, и сброса составных частей корпуса после его разгерметизации.

Изобретение относится к резервуарам высокого давления, в частности к конструкциям корпусов ядерных реакторов со сверхкритическими параметрами теплоносителя. .

Изобретение относится к устройствам, функционирующим под высоким давлением. .

Изобретение относится к атомной станции. Станция содержит реактор 1 с контуром 2 многократной принудительной циркуляции с турбиной 3, генератором 4, снабженным системой 8 возбуждения. Генератор выполнен асинхронизированным, а система возбуждения выполнена в виде преобразователя частоты. При максимальной аварии отключается сеть 6 и глушится реактор 1. Турбина 3 с генератором 4 переходят в режим выбега, длящийся несколько минут. При этом система возбуждения 8 создает в генераторе вращающееся магнитное поле, которое компенсирует падение частоты вращения, обеспечивая тем самым постоянство частоты и напряжения на выходе генератора 4, которые необходимы для работы потребителей 9, включающих в себя главные и питательные центробежные насосы, клапаны и задвижки, что повышает надежность. Запуск дизель-генератора 10 происходит через 30-45 секунд. Техническим результатом является повышение надежности электроснабжения потребителей атомной станции в случае аварии. 1 ил.

Наверх