способ расхолаживания и вывода из работы энергоблока атомной электрической станции или ядерной энергетической установки другого назначения при полном обесточивании и устройство для его осуществления

Формула изобретения

1. Способ расхолаживания и вывода из работы энергоблока АЭС или ЯЭУ другого назначения при полном обесточивании, имеющих в своем составе паропроизводящую установку с ядерным энергетическим реактором любого типа и пароэнергетическую турбогенераторную установку, включающий расхолаживание паропроизводящей установки и останов ротора турбогенератора, отличающийся тем, что после срабатывания аварийной защиты реактора водяной пар, генерируемый остаточными тепловыделениями активной зоны реактора и аккумулированной тепловой энергией паропроизводящей установки, подают из главного паропровода на специально предназначенную для этого паротурбинную установку и одновременно осуществляют ускоренный останов ротора турбогенератора электродинамическим торможением.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что питательную воду в паропроизводящую установку для расхолаживания ее подают от питательного насоса, входящего в состав предлагаемой паротурбинной установки, через штатные регуляторы расхода в соответствии с мощностью остаточных тепловыделений.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что масло на смазку подшипников турбогенератора энергоблока на выбеге его ротора подают от масляного насоса, входящего в состав предлагаемой паротурбинной установки.

4. Способ по п.1, отличающийся тем, что ускоренный останов турбогенератора за время работы предлагаемой паротурбинной установки на тепловом выбеге энергоблока производят электрическим торможением ротора.

5. Способ по п.4, отличающийся тем, что при электродинамическом торможении ротора турбогенератора на выбеге, питание обмотки возбуждения генератора производят от генератора постоянного тока, входящего в состав предлагаемой паротурбинной установки, а электрическую энергию от штатного генератора отводят балластным нагрузочным устройством с активным сопротивлением.

6. Способ по п.1, отличающийся тем, что при необходимости для увеличения времени работы предлагаемой паротурбинной установки на нее подают дополнительно пар от теплогидроаккумулятора.

7. Устройство расхолаживания и вывода из работы энергоблока АЭС или ЯЭУ другого назначения при полном обесточивании, имеющих в своем составе паропроизводящую установку с ядерным энергетическим реактором любого типа и пароэнергетическую турбогенераторную установку, отличающееся тем, что имеет в своем составе паротурбинную установку, на которую из главного паропровода после срабатывания аварийной защиты реактора подается остаточный пар, и систему динамического торможения ротора штатного турбогенератора.

8. Устройство по п.7, отличающееся тем, что паротурбинная установка на одном валу с турбиной содержит питательный насос, обеспечивающий необходимый для расхолаживания паропроводящей установки расход питательной воды через штатные регуляторы расхода в соответствии с мощностью остаточных тепловыделений, масляный насос, обеспечивающий смазку подшипников штатного турбогенератора на выбеге, и генератор постоянного тока, обеспечивающий питание системы электродинамического торможения и через соответствующие преобразователи - питание систем управления, контроля и регистрации информации.

9. Устройство по п.7, отличающееся тем, что в составе предлагаемой паротурбинной установки имеется теплогидроаккумулятор, обеспечивающий, при необходимости, дополнительную подачу пара на нее для увеличения времени работы.

10. Устройство по п. 7, отличающееся тем, что система динамического торможения содержит обмотку возбуждения штатного турбогенератора, масляный выключатель и балластное нагрузочное устройство с активным сопротивлением, а обмотка возбуждения штатного генератора подключена к генератору постоянного тока предлагаемой паротурбинной установки для обеспечения режима электродинамического торможения ротора штатного турбогенератора на выбеге.

Описание изобретения к патенту

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.