Система автоматичного регулювання (САР) турбіни атомної електростанції (150901)

Посмотреть архив целиком

Перелік умовних позначень, скорочень і термінів


АЕС – атомна електрична станція

АІР – імпульс автоматичного розвантаження

АКЗ - активна зона реактора

АЦП – аналогово-цифровий перетворювач

БПН – блок постійної напруги

БЩУ - блочний щит управління

ВВЕР – водо-водяний енергетичний реактор

ВП – вимірювач потужності

ГЦК - головний циркуляційний контур

ГЦН – головний циркуляційний насос

ГЧСР – гідравлічна частина системи регулювання

ДИФ – канал диференціатора

ДКТ – датчик керуючого тиску

ЕВ – електромагнітний вимикач

ЕГП – електрогідравлічний перетворювач

ЕОМ – електронна обчислювальна машина

ЕЧСР – електрична частина системи регулювання

КРТ – контур регулювання тиску

КРЧО – контур регулювання частоти обертання

КТ – Компенсатор об’єму

МЕО – механізм електричний однообертовий

МКТ – механізм керування турбіною

НВТ – насос високого тиску

ННТ - насос низького тиску

ОЗП – оперативний запам’ятовуючий пристрій

ОП – обмежувач потужності

ОТЗ – обмежувач темпу задання

ПА – протиаварійна автоматика

ПАУ – канал післяаварійного управління

ПHТ – підігрівник низького тиску

ПГ - парогенератор

ПЗ – протиаварїйний захист

ПЗО – пристрій зв’язку з об’єктом

ПКН – канал початкової нерівномірності

ПР – перемикч вибору сигналів

РБ – регулятор безпеки

РК – регулюючий клапан(турбіни)

РПТ – регулятор потужності тиску

РФ – релейна форсировки

САК – субблок аналогового перетворювача

САР – система автоматичного регулювання

САОЗ – система аварійного охолодження активної зони реактора

СВП – субблок вихідного підсилювача

СВС – субблок вихідного сигналу

СІ – субблок індикації

СКР – субблок комутації реле

СКС – система контролю сигналів

СН – стабілізатор напруги

СП – субблок перемикачів

СПП-сепаратор пароперегрівник

СПЧ – субблок перетворення частоти

СТП – субблок токового перетворювача

СУЗ - система управління та захисту

ТА – технологічна автоматика

ТВЕЛ – тепловиділяючий елемент

ТГ – турбогенератор

ТГІ – тахогенератор індукційний

УКП – канал прогріву турбіни

ЦАП – цифро-аналоговий перетворювач

ЦВТ - циліндр високого тиску

ЦНТ – циліндр низького тиску

ЯЕУ – ядерна енергетична установка

ЯПУУ – ядерна пароутворююча установка




Вступ


Атомна енергія відноситься до довгострокових і відносно дешевих видів енергії. І те й інше вкрай важливо для сучасної цивілізації, яка вже зараз відчуває нестачу в енергетичних ресурсах, що, в свою чергу, відбивається на зростанні вартості енергії. Проте, освоєння атомної енергії і розвиток ядерної енергетики зустрічають протидію з боку світової громадськості, що стурбована проблемами ядерної безпеки, можливістю забруднення навколишнього середовища радіоактивними відходами і небезпекою поширення ядерної зброї.

У зв'язку з паливоенергетичною кризою, широкій громадськості було переконливо показано, як важлива енергія для забезпечення нормальної життєдіяльності людини. Стало очевидним, що доступних для використання джерел нафти і газу при існуючих масштабах споживання може вистачити лише на кілька десятиліть. Тому в даний час усе більш зростає увага до пошуків альтернативних енергетичних ресурсів і дослідженням у цій області. Людству необхідно навчитися жити в умовах енергетичних запасів, що змінюються, і зростаючих труднощів, включаючи технічні проблеми, ріст цін, необхідність значних і довгострокових капіталовкладень, незалежно від політичного устрою суспільства.

Використання енергії ядер, що поділяються – одна з найважливіших альтернатив традиційної теплоенергетики, особливо для країн з убогими ресурсами палива. В даний час економічно вигідніше виробляти електроенергію на великих АЕС, ніж на традиційних електростанціях, за винятком деяких районів зі сприятливими умовами для використання гідроенергії чи з великими запасами кам'яного вугілля. Атомна енергія поряд з використанням в електроенергетиці може бути застосована на морському транспорті, у комунально-побутовому і промисловому секторах у виді теплоти й інших енергоємних виробництв.

Розвиток ядерної енергетики завжди асоціюється з потенційною небезпекою радіоактивного зараження біосфери. Ця унікальна особливість ядерної енергетики, невідома в інших областях людської діяльності, викликає серйозне побоювання громадськості. Дійсно такий ризик існує і в основному через значну концентрацію радіоактивних матеріалів в активних зонах реакторів, частина яких, у принципі, може виділитися в результаті аварії, диверсії чи війни. Існує також ризик витоку радіоактивних продуктів при видобутку уранових руд, на переробних заводах і інших підприємствах, зв'язаних з обробкою і збереженням радіоактивних матеріалів.

Для захисту населення та обслуговуючого персоналу АЕС і інших підприємств ядерної енергетики від радіаційного ураження розроблені норми і правила забезпечення безпеки при проектуванні й експлуатації потенційно небезпечних об'єктів, створені державні органи ліцензування й інспекції таких об'єктів, затверджені кваліфікаційні стандарти для персоналу, що несе відповідальність за безпечну експлуатацію АЕС і інших підприємств паливного циклу.

Безпечна, надійна й економічна експлуатація ядерного реактора на всьому протязі 30-літнього терміну служби була б неможлива без глибоких знань і досвіду фізиків, інженерів-механіків, електриків, хіміків без кваліфікованої роботи безлічі техніків і робітників, особливо зварників, електриків, будівельників. Виконання цієї умови в ядерній енергетиці привело до вражаючих результатів: забезпечило на сьогоднішній день рекордні показники по безпеці й економічності АЕС, що є надійною основою для широкомасштабного розвитку ядерної енергетики.

Сучасний етап розвитку енергетики характеризується прогресивною часткою АЕС, що збільшується у виробництві електроенергії. За короткий термін – близько 20 років атомна енергетика пройшла великий шлях від першої АЕС до блоків потужністю 1000–1500 Мвт і більш, ставши одним з найважливіших джерел енергії для багатьох країн і економічних районів. У процесі розробки, проектування й експлуатації АЕС накопичений великий досвід, у тому числі по створенню систем контролю і керування.

Безупинне зростання вимог до контролю і керування, викликане необхідністю підвищення безпеки і надійності АЕС, підвищенням одиничної потужності блоків, а також інтенсифікацією технологічних процесів, зажадало широкого застосування нових технічних засобів автоматизації – електронних обчислювальних машин, пристроїв логічного керування – перегляду принципів організації керування АЕС.

АЕС можуть споруджуватися в будь-якому географічному районі країни, але обов'язково при наявності джерела водопостачання. АЕС споруджуються по блоковому принципі, як у тепловий, так і в електричній частині.

Їх вигідно будувати з енергоблоками великої потужності, тоді по своїх техніко-економічних показниках вони не уступають КЕС, а в ряді випадків і перевершують їх.

В даний час на АЕС встановлюються енергоблоки потужністю 1000–1500 Мвт і уся вироблювана електроенергія (за винятком витрат на власні потреби) видається в енергосистему по лініях високої і понад високої напруги. Коефіцієнт корисної дії АЕС складає 35–38%, підвищити який дозволяє застосування мікропроцесорної електричної частини системи регулювання (ЕЧСР).

ЕЧСР є регулятором турбіни, що входить до складу системи автоматичного керування потужністю (САКП) енергоблоку. Призначена для керування РК турбіни у всіх режимах роботи блоку.

ЕЧСР призначена підвищити:

ступінь автоматизації роботи блоку в різних режимах його роботи;

стійкість роботи блоку в нормальних експлуатаційних умовах, а також

при відмовленнях і непланових відключеннях технологічного устаткування;

поліпшити динамічні характеристики турбіни енергоблоку.

У режимах зі скиданнями електричного навантаження задачею ЕЧСР є поліпшення протирозгонної характеристики турбіни.

Передбачено можливість використання ЕЧСР в:

режимах пуску (розворот турбіни, синхронізація ТГ із мережею, навантаження) і зупинки (розвантаження, зупинка турбіни);

нормальних режимах роботи енергоблоку при регулюванні заданого параметра;

при технологічних обмеженнях на блоці через непланові відключення допоміжного устаткування;

при скиданнях електричного навантаження.

Впливаючи на РК турбіни, ЕЧСР дозволяє виконати в залежності від режиму роботи блоку, регулювання наступних параметрів:

частоти обертання ротора турбоагрегату;

активної електричної потужності;

тиску свіжої пари в ЦПК;

тиску керуючої рідини при максимальному навантаженні ТГ.




1. Аналіз технологічної схеми блоку з реактором ВВЕР-1000


    1. Принципова теплова схема 1-го і 2-го контурів АЕС


Перший контур (малюнок. 1.1) складається з реактора (1) і чотирьох петель, кожна з який включає парогенератор (2), головний циркуляційний насос (3) і головні циркуляційні трубопроводи, Будова декількох паралельних петель виключає необхідність резервування устаткування, зокрема циркуляційних насосів. Число паралельних петель визначається максимально досяжною потужністю окремих елементів устаткування. Вода в реактор надходить при тиску 16,6 Мпа з температурою 562 К. В активній зоні реактора вона нагрівається до 595 К і направляється в парогенератор, де охолоджується, віддаючи теплоту теплоносію другого контуру. З парогенератора вода головним циркуляційним насосом повертається в реактор.


Случайные файлы

Файл
54903.rtf
74005-1.rtf
38606.rtf
49351.rtf
43527.rtf




Чтобы не видеть здесь видео-рекламу достаточно стать зарегистрированным пользователем.
Чтобы не видеть никакую рекламу на сайте, нужно стать VIP-пользователем.
Это можно сделать совершенно бесплатно. Читайте подробности тут.