Способ расхолаживания и вывода из работы энергоблока атомной электрической станции или ядерной энергетической установки другого назначения при полном обесточивании и устройство для его осуществления
Изобретение предусматривает ускоренный останов турбогенератора при полном обесточивании благодаря использованию остаточных тепловыделений реактора и аккумулированной тепловой энергии для генерирования водяного пара и срабатывания его в специально предназначенной для этого дополнительной паротурбинной установке. Дополнительная паротурбинная установка, получая пар из главного паропровода, обеспечивает подачу требуемого расхода питательной воды в паропроизводящую установку энергоблока через штатные регуляторы расхода масла на подшипники штатного турбогенератора. Одновременно ротор штатного турбогенератора ускоренно останавливается электродинамическим способом с помощью системы электродинамического торможения (генеральный режим на выбеге). При этом электрическая энергия от генератора отводится на балластное нагрузочное устройство с активным сопротивлением. Питание обмотки возбуждения штатного генератора на выбеге, а также системы управления, контроля и регистрации информации производится от генератора постоянного тока, находящегося на одном валу с турбиной паротурбинной установки. При полном обесточивании энергоблока имеется возможность снять пик остановочных тепловыделений, произвести частичное расхолаживание и останов турбогенератора за время функционирования устройства на тепловом выбеге энергоблока, увеличить эксплуатационную надежность и безопасность энергоблока. Появляется достаточное время для поиска отказа и восстановления штатного электроснабжения энергоблока. 2 с. и 8 з.п.ф-лы, 1 ил.
Изобретение относится к энергетике и может быть использовано в энергоблоках атомных электрических станций (АЭС), в ядерных энергетических установках (ЯЭУ) другого назначения с любым типом реактора, а также на тепловых электростанциях.
Известен способ и устройство для расхолаживания и вывода АЭС из работы при полном обесточивании, который является наиболее близким аналогом и приведен в источнике информации [1]. Известный способ заключается в том, что при полном обесточивании энергоблока АЭС, которое может произойти в результате аварий в энергосистеме, коротких замыканий как во внешней сети, так и в энергооборудовании самого энергоблока, и др. , возникает аварийный режим, сопровождающийся обесточиванием шин собственных нужд, срабатыванием аварийной защиты первого рода реактора (введение в активную зону всех штатных поглотителей) и формированием сигнала на автоматическое включение аварийных дизель-генераторов. При этом мощность реактора быстро снижается до уровня остаточных тепловыделений. Сброс остаточного пара осуществляется в атмосферу через быстродействующие редукционные устройства и, как правило, предохранительные клапаны парогенераторов. Электропитание всех механизмов, обеспечивающих расхолаживание и вывод энергоблока из работы, производится от дизель-генераторов. Останов ротора турбогенератора после автоматического закрытия стопорных клапанов турбин и снятия электрической нагрузки происходит за время 30...50 мин и в течение этого времени работают масляные насосы для подачи масла на смазку подшипников турбогенератора. Необходимо отметить, что с целью повышения надежности турбин при некоторых авариях (потеря давления масла на подшипники, осевой сдвиг ротора и т.д.) останов ротора производится со срывом вакуума (подачи воздуха) в конденсаторе, что несколько ускоряет процесс останова. Одним из недостатков такого способа расхолаживания при полном обесточивании является то, что существует вероятность незапуска аварийного дизель-генератора или запуска с опозданием [2, 3]. Это может привести к перерыву в электропитании активных систем расхолаживания. На существующих АЭС для повышения надежности аварийного электроснабжения от дизель-генераторов применяют двух- и трехкратное резервирование. Недостатком приведенного выше способа расхолаживания и вывода блока АЭС из работы является также и то, что не используются полезно остаточные тепловыделения активной зоны реактора и аккумулированная тепловая энергия паропроизводящей установки. Задачей предлагаемой группы изобретений является создание способа и устройства, позволяющих производить расхолаживание и вывод из работы энергоблока АЭС или ЯЭУ другого назначения при полном обесточивании (без внешних источников электроснабжения энергоблока и невключении аварийного источника электроснабжения - дизель-генераторов) за счет использования остаточных тепловыделений активной зоны реактора (полезной реализации физического свойства ядерного реактора генерировать тепловую энергию после срабатывания его аварийной защиты и прекращения цепной реакции), аккумулированной тепловой энергии паропроизводящего блока и запасенной тепловой энергии теплогидроаккумулятора. Технический результат при осуществлении предлагаемой группы изобретений заключается в обеспечении снятия пика остаточных тепловыделений реактора с одновременным быстрым остановом турбогенератора энергоблока активным торможением его ротора и частичного расхолаживания паропроизводящего блока, что является главным при выводе из работы энергоблока АЭС в условиях полного обесточивания. Использование предлагаемой группы изобретений позволит существенно увеличить безопасное время для запуска аварийного источника электроснабжения (дизель-генераторов) или восстановления штатного электроснабжения от внешних источников (от энергосистемы). Повышается надежность и безопасность энергоблока в целом. Появляется также возможность в дальнейшем отказаться от многократного резервирования аварийных дизель-генераторов и уменьшить их количество. Возможно использование предлагаемых изобретений и при нормальном выводе энергоблока АЭС из работы со штатным электроснабжением и отсутствием аварийных ситуаций с целью экономии электроэнергии на собственные нужды при выводе. Указанный технический результат достигается тем, что в соответствии с предлагаемыми способом и устройством расхолаживание и вывод из работы энергоблока АЭС при полном обесточивании после срабатывания аварийной защиты первого рода реактора осуществляется с помощью специально предназначенной для этого паротурбинной установки. На предлагаемую паротурбинную установку из главного паропровода подается пар, генерируемый остаточными тепловыделениями и аккумулированной тепловой энергией паропроизводящей установки. Находящиеся на одном валу с турбиной питательный и масляный насосы обеспечивают соответственно подачу питательной воды на расхолаживание реакторной паропроизводящей установки и масла на смазку подшипников турбогенератора. Одновременно после закрытия стопорных клапанов турбины, отключения генератора от энергосети осуществляется ускоренный останов ротора турбогенератора активным его торможением электродинамическим способом с помощью системы электродинамического торможения во время работы предлагаемой паротурбинной установки на остаточном паре. Питание системы динамического торможения, а также системы управления техническими средствами энергоблока, регистрации информации и некоторых других потребителей осуществляется от электрического генератора постоянного тока, находящегося на валу паротурбинной установки через соответствующие преобразователи или непосредственно. Мощность и габариты предлагаемой паротурбинной установки находятся в зависимости от расхода остаточного пара после срабатывания аварийной защиты реактора, определяемого мощностью остаточных тепловыделений в момент срабатывания аварийной защиты реактора и аккумулированной тепловой энергии; от параметров пара в главном паропроводе и от регулируемой скорости вращения ее ротора. На фигуре 1 показана функциональная схема предлагаемого устройства (паротурбинной установки и системы электродинамического торможения ротора турбогенератора). В состав предлагаемого устройства входят следующие элементы: - главный паропровод 1; - теплогидроаккумулятор 6; - расширитель 7; - паровая турбина с регулятором скорости вращения 8; - питательный насос 9; - масляный насос 10; - электрический генератор постоянного тока 11; - электрические преобразователи 12; - трехфазная активная балластная нагрузка 17;- масляный выключатель 18;
- штатный генератор 15;
- обмотка возбуждения штатного генератора 20;
- подшипники штатного турбогенератора 21. Питательный насос 9, масляный насос 10 и генератор постоянного тока 11 находятся на одном валу с турбиной 8. На фигуре 1 показаны и традиционные элементы тепловой схемы энергоблока, его конденсатно-питательной системы и штатного турбогенератора:
- электроконденсатные насосы 5;
- подогреватели низкого давления 4;
- деаэратор 3;
- электропитательные насосы 13;
- нагреватели высокого давления 2;
- штатный турбогенератор (турбина - 14, генератор - 15) с обмоткой возбуждения 20 и подшипниками 21;
- автоматический регулятор возбуждения генератора 16;
- главный конденсатор 19. Устройство работает следующим образом. В исходном состоянии турбогенератор 14, 15 работает на энергосистему. Пар из паропровода 1 подается на приводную турбину 14 генератора 15 энергоблока, отработанный пар конденсируется в главном конденсаторе 19, конденсат пара из конденсатора с помощью конденсатных насосов 5 подается через подогреватели низкого давления 4 в деаэратор 3 и далее питательным насосом 13 через подогреватели высокого давления 2 в паропроизводящую установку энергоблока. Теплогидроаккумулятор 6 заполнен перегретой водой. Он может быть использован для дополнительной подачи пара и увеличения продолжительности времени работы паротурбинной установки. Паротурбинная установка в составе турбины 8, питательного насоса 9, масляного насоса 10 и генератора постоянного тока 11 находится в состоянии немедленной готовности к работе (в режиме горячего резерва или в работе с минимальной нагрузкой). Активная балластная нагрузка 17 отключена масляным выключателем 18. В режиме полного обесточивания энергоблока АЭС срабатывает аварийная защита реактора и мощность снижается до уровня остаточных тепловыделений. Закрываются стопорные клапаны турбины 14 штатного турбогенератора. Генератор 15 отключается от энергосистемы. Остаточный пар, генерируемый остаточными тепловыделениями в активной зоне реактора и аккумулированной тепловой энергией, из главного паропровода 1 подается на турбину 8, которая вводится в работу и обеспечивает работу питательного насоса 9, масляного насоса 10 и генератора 11, находящихся на одном валу с турбиной 8. Питательный насос 9, забирая воду из деаэратора 3, направляет ее в паропроизводящую установку через штатные регуляторы расхода в соответствии с мощностью остаточных тепловыделений, чем производится расхолаживание установки. Масляный насос 10, вращаясь вместе с ротором турбины 8, обеспечивает подачу масла на смазку подшипников турбины 14 и генератора 15. Генератор 11 обеспечивает через соответствующие преобразователи электропитанием потребители, не допускающие перерыва в электропитании (приводы системы управления и защиты реактора, система контроля и регистрации информации, аварийное освещение и др.), а также подачу электропитания на обмотку возбуждения 20 генератора 15 для обеспечения торможения ротора турбогенератора электродинамическим способом. После снятия нагрузки и отключения генератора 15 от энергосистемы подается напряжение на его обмотку возбуждения от генератора 11, а трехфазная активная балластная нагрузка 17 масляным выключателем 18 подключается к статорной обмотке генератора 15. Происходит ускоренный останов ротора турбогенератора за время, не превышающее время работы предлагаемой паротурбинной установки на остаточном паре. Время останова ротора турбогенератора с электродинамическим торможением может регулироваться в широком диапазоне величиной тока, подаваемого в обмотку возбуждения 20 генератора 15. Способ электродинамического торможения ротора турбогенератора энергоблока может быть применен в любом другом случае, связанном с состоянием турбогенератора и требующем его быстрого останова (отказы в системе смазки, опасность осевых сдвигов, вибрации и т.д.) для исключения аварийной ситуации. ИСТОЧНИКИ ИНФОРМАЦИИ
1. В. А. Иванов "Полное обесточивание энергоблока", "Эксплуатация АЭС", Энергоатомиздат, Санкт-Петербург, 1994, с. 330-332. 2. P.З.Аминов, А.Э.Борисов "Оценка частоты внешнего обесточивания энергоблоков АЭС с ВВЭР", Атомная энергия, том 83, вып. 2, авг.1997. 3. Л.Кейв "Аварии на АЭС, связанные с прекращением подачи электроэнергии на собственные нужды", 1991, N 2, с.30-32.
Формула изобретения
РИСУНКИ
Рисунок 1