- •22.1. Основные типы трансформаторов, элементы конструкции
- •22.2. Автотрансформаторы
- •22.3. Регулирование напряжения
- •22.4. Тепловой режим трансформаторов
- •22.5. Номинальная мощность и нагрузочная способность трансформаторов
- •23.1. Распределительные устройства с одной системой сборных шин
- •23.2. Распределительные устройства с двумя системами сборных шин
- •23.3. Распределительные устройства кольцевого типа
- •23.4. Упрощенные схемы распределительных устройств
- •24.1. Задание на технический проект электрической станции, подстанции
- •24.2. Требования, предъявляемые к схемам электроустановок
- •24.3. Схемы тепловых конденсационных электростанций
- •24.4. Схемы теплофикационных электростанций
- •24.5. Схемы атомных электростанций
- •24.6. Схемы гидростанций и гидроаккумулирующих станций
- •24.7. Схемы трансформаторных подстанций
- •25.2. Токоограничивающие устройства
- •25.3. Ограничение токов однофазного короткого замыкания в сетях 110-1150 кВ
- •25.4. Ограничение тока короткого замыкания и распределительных устройствах 6—10 кВ электростанций с помощью токоограничивающих реакторов
- •26.2. Рабочие машины системы собственных нужд электростанций и их характеристики
- •26.3. Системы собственных нужд тепловых электростанций
- •26.4. Системы собственных нужд атомных электростанций
- •26.5.Системы собственных нужд гидростанций и гидроаккумулирующих станций
- •26.6. Система сцбственных нужд подстанций
- •27.1. Назначение аккумуляторных батарей
- •27.3. Электрохимические реакции в аккумуляторе. Электродвижущая сила. Внутреннее сопротивление. Саморазряд. Сульфатация пластин
- •27.4. Характеристики разряда аккумулятора
- •27.5. Характеристики заряда аккумулятора
- •27.6. Преобразователи энергии
- •27.7. Режимы работы аккумуляторной батареи
- •27.8. Определение числа аккумуляторов в батарее и их емкости
26.4. Системы собственных нужд атомных электростанций
Система обеспечения безопасности АЭС
При проектировании и эксплуатации АЭС важнейшей проблемой является обеспечение безопасности, поскольку на АЭС существует потенциальная возможность выделения в окружающую среду
радиоактивных веществ. Атомная электростанция считается безопасной, если обеспечена надежная защита обслуживающего персонала от облучения, а окружающей среды — от загрязнения радиоактивными веществами. Защита должна исключить возможность превышения установленных норм радиации как при нормальной эксплуатации АЭС, так и в аварийных ситуациях. Вокруг АЭС создается санитарно-защитная зона, размеры которой зависят от параметров реакторов и местных климатических, метеорологических и топографических условий. В санитарной зоне запрещается размещать населенные пункты.
Для того чтобы радиоактивные продукты, образующиеся в реакторе, не распространялись во внешнюю среду, предусматривают не менее трех защитных барьеров. Первый барьер — это металлические оболочки твэлов, которые препятствуют выходу радиоактивных продуктов в контур циркуляции теплоносителя. При нормальном состоянии оболочек твэлов радиоактивная загрязненность теплоносителя очень мала. Радиоактивные вещества, проникшие в теплоноситель, удерживаются вторым барьером — прочными герметичными оболочками трубопроводов и оборудования первого контура. И, наконец, в случае утечек из первого контура радиоактивный теплоноситель попадает в герметичные изолированные помещения — боксы, в которых размещаются оборудование и трубопроводы первого контура. Это — зона строгого режима.
Производственные помещения, в которых персонал может находиться неограниченное время, составляют зону свободного режима. К ним в первую очередь следует отнести машинный зал двухконтурных и трехконтурных АЭС. Контроль за радиационной обстановкой на АЭС и в окружающей среде несет специальная служба дозиметрического контроля.
Управляемую и надежно контролируемую цепную реакцию в ядерном реакторе обеспечивает система управления и защиты реактора с соответствующими контрольно-измерительными
приборами и автоматическими устройствами. При этом предполагается надежная работа всех рабочих машин, обслуживающих контур циркуляции теплоносителя, и в первую очередь — главных циркуляционных насосов (ГЦН).
В процессе нормальной эксплуатации АЭС неизбежны побочные отходы, которые тоже могут содержать радиоактивные вещества: жидкие — вода системы дезактивации оборудования, трубопроводов внутренних поверхностей помещений первого контура, сточные воды спецпрачечных и т. п.; твердые — демонтированные детали и оборудование первого контура, инструмент и обтирочный материал, спецодежда и т. д.
Для сбора и транспортировки радиоактивных жидких стоков к местам хранения или переработки прокладывается сеть спецканализации с соответствующими насосами.
Специальная приточно-вытяжная вентиляция очищает воздух в зоне строгого режима. На выходе из вентиляционной системы очищенный воздух выбрасывается в верхние слои атмосферы через вентиляционную трубу.
В аварийных ситуациях вероятность выброса радиоактивных веществ резко возрастает. Такие аварийные режимы могут возникать при местном разрыве главного циркуляционного контура, при отключении всех ГЦН, при аварийном • останове ядерного реактора, при внешних событиях типа стихийных бедствий (пожар, наводнение, землетрясение) и т п. Опасность такого рода аварий заключается в разгерметизации реактора с выбросом радиоактивных веществ в зону свободного режима и окружающую среду. За максимальную проектную аварию принимается полный разрыв главного циркуляционного контура. При этом резко сокращается циркуляция теплоносителя через активную зону реактора, что может вызвать расплавление оболочек твэлов и их разгерметизацию.
В аварийных ситуациях, как правило, дается автоматическая команда на аварийный останов реактора. Однако при этом в реакторе сохраняется остаточное тепловыделение за счет продол-
жающегося радиоактивного распада продуктов деления, поэтому возможна разгерметизация оболочек твэлов. Чтобы исключить эту опасность, необходим надежный отвод остаточного тепловыделения при любом состоянии электрической части АЭС.
Безопасность АЭС в аварийных ситуациях обеспечивается с помощью защитных и локализующих устройств. В состав защитных устройств входят система аварийной защиты и аварийной остановки реактора, система аварийного охлаждения активной зоны реактора (САОАЗ), система охлаждения и снижения давления в помещениях реакторного контура и т. д.
В качестве примера на рис. 26.13 показана упрощенная схема системы аварийного охлаждения активной зоны во-до-водяного корпусного реактора типа ВВЭР-1000 (для одной петли). Действие системы основано на быстром вводе борного раствора в активную зону реактора при появлении в нем утечки теплоносителя. Бор хорошо поглощает тепловые нейтроны, т. е. уменьшает количество нейтронов, участвующих в процессе деления в активной зоне реактора.
Система аварийного охлаждения состоит из двух частей: пассивной — гидроаккумуляторов 1, не требующих каких-либо источников энергии, и активной — аварийных насосов высокого 2 и низкого 3 давления с соответствующими баками 4 и 5 борного раствора. Всего на реактор устанавливают три такие независимые системы, причем каждая из них обеспечивает 100% расчетной производительности.
В начальный период — до включения аварийного источника энергии — необходимое количество воды подают в активную зону гидроаккумуляторы 1, в которых нужное давление создается и поддерживается азотной подушкой. После включения аварийного источника энергии приходят в действие насосы высокого давления 2, которые впрыскивают концентрированный борирован-ный раствор из бака 4 в активную зону реактора (имеются три независимых канала связи с первым контуром). Одно-
временно автоматически включаются насосы низкого давления 3, которые подают холодный борный раствор из бака 5 в реакторный контур с помощью спринклерного насоса 6 в сопла 7. Струи раствора, разбрызгиваемые соплами, предотвращают повышение давления под защитной оболочкой. Собирающаяся в приямках 8 вода через теплообменник 9 теми же насосами снова закачивается в контур и в спринклерное устройство. Насосы низкого давления обеспечивают надежный отвод тепловыделений в послеаварийный период.
Из изложенного видно, что безопасность АЭС обеспечивается рядом систем, в состав которых входят рабочие агрегаты, нуждающиеся в особо надежном электропитании.
Классификация потребителей системы собственных нужд АЭС
В соответствии с предъявляемыми требованиями в отношении надежности4 электроснабжения потребители СН АЭС разделяются на три группы: I — особо ответственные потребители, не допускающие перерывов питания и требующие обязательного питания после срабатывания аварийной защиты; II — особо ответственные потребители, допускающие
перерыв питания на время 1—3 мин, что позволяет осуществить автоматический ввод резервного питания от автономного источника; они также требуют питания после срабатывания аварийной защиты; III — потребители, не предъявляющие повышенных требований к надежности электроснабжения.
В состав потребителей группы I входят электроприемники системы управления и защиты реактора (СУЗ), системы контроля и измерений реактора (КИП), системы дозиметрического контроля за содержанием радиоактивных излучений, системы памяти и логики информационно-вычислительной части АСУ ТП, аппаратура управления и автоматики, система аварийного останова реактора (САОР), двигатели аварийных масляных насосов системы регулирования и смазки турбины и т. п. Перечисленные электроприемники имеют небольшие единичные мощности и нуждаются в источниках энергии трехфазного переменного тока 380 — 660 В и постоянного тока 220 В.
К группе II потребителей относятся электродвигатели насосов, обслуживающих первый радиоактивный контур и его вспомогательные устройства; электродвигатели САОР; электроприемники ответственных вспомогательных систем, участвующих в обеспечении безопасности АЭС, — спецвентиляции, аварийного освещения, противопожарной защиты; электродвигатели аварийных питательных насосов и технической воды; электроприводы быстродействующих клапанов и арматуры САОР и т. д. Поскольку диапазон единичных мощностей указанных электроприемников довольно широк, для их электроснабжения необходимо предусмотреть два уровня напряжения трехфазного переменного тока: 6—10 кВ для питания мощных двигателей и 380 — 660 В для двигателей малой мощности и прочих электроприемников этой группы.
Потребители группы III аналогичны электроприемникам СН ТЭС. Их электроснабжение осуществляют на двух ступенях напряжения трехфазного переменного тока: 6-10 кВ и 380-660 В.
Главные циркуляционные насосы и газо-дувки
Мощными рабочими машинами на АЭС являются главные циркуляционные насосы для реакторов с водяным и жид-кометаллическим теплоносителями и га-зодувки для реакторов с газовым заполнителем.
Число ГЦН зависит от типа реакторов: для реакторов типа ВВЭР число ГЦН соответствует числу петель (4 петли у ВВЭР-1000), для реакторов типа РБМК-1000 предусмотрено по 4 ГЦН на каждую половину, т. е. всего 8, причем все ГЦН каждой половины работают с общими всасывающими и напорными коллекторами. Ответственность этих машин весьма велика: они должны обеспечить непрерывную циркуляцию теплоносителя через активную зону реактора не только в нормальном режиме, но и в режиме аварийного расхолаживания.
Главные циркуляционные насосы приводятся во вращение асинхронными двигателями с короткозамкнутым ротором типа ВДА, ВАЗ (реакторы типа ВВЭР и РБМК) или с фазным ротором типа ВАКЗ (реактор типа БН-600). Для питания этих электродвигателей требуется напряжение переменного тока 6 или 10 кВ.
В начале развития атомной энергетики мощности ядерных блоков были невелики и основное требование, которое предъявлялось к ГЦН, сводилось к исключению протечек. В этих условиях применялись ГЦН, у которых насос, подшипники и электродвигатель заключались в общий герметизированный корпус. Конструкция получалась дорогой, сложной, с низким КПД (50 — 65%) и малой инерционностью. Последнее приводило к тому, что на циркуляцию теплоносителя сильно влияли нарушения нормального электропитания приводных двигателей. Поэтому выдвигалось требование, чтобы питание не прерывалось на время более 1 с. С ростом мощностей ядерных блоков изменилось и конструктивное решение ГЦН. В настоящее время применяют ГЦН с выносным электродвигателем обычного ис-
полнения, с механическим уплотнением вала, с контролируемыми утечками. Агрегаты получаются приблизительно вдвое дешевле герметичных, а их КПД на 12—15% больше; значительно возрастает инерционность, которую дополнительно увеличивают с помощью маховика, устанавливаемого на валу агрегата. Момент инерции агрегата получается в 3 — 4 раза больше, чем агрегата общепромышленного назначения на те же параметры. Все это позволяет выполнить требование НТП, согласно которому собственного выбега агрегата должно быть достаточно для сохранения номинальной мощности реактора в течение 2 — 3 с при переходных режимах на станции и в энергосистеме. В случае- полного исчезновения напряжения на АЭС инерционность агрегата ГЦН обеспечивает переход на естественную циркуляцию теплоносителя. Это возможно при небольших нагрузках СН и отключении его от сети.
Современные конструкции ГЦН обеспечивают на выбеге в течение 30 с необходимую принудительную циркуляцию теплоносителя. Если в течение этого времени электропитание привода будет восстановлено, энергоблок будет сохранен в работе. В противном случае подключается система аварийного охлаждения активной зоны реактора. Продолжительность работы ГЦН до полного его останова составляет около 130 с. Большая инерционность ГЦН с выносными электродвигателями позволяет осуществлять электроснабжение последних при напряжении 6—10 кВ совместно с электродвигателями группы III.
Источники энергии системы собственных ну мед АЭС
Наличие на АЭС особо ответственных электроприемников, требующих повышенной надежности электроснабжения, определяет необходимость трех источников питания: ими являются генераторы АЭС, энергосистема, с которой АЭС должна иметь связь не менее чем по трем линиям, и автономный аварийный источник.
Нормальное электроснабжение СН осуществляют от генераторов через трансформаторы СН, подключаемые на ответвлении от них. Выключатель у генераторов обязателен. В случае исчезновения рабочего питания, не связанного с полной потерей напряжения на АЭС, резервирование электроснабжения СН происходит от энергосистемы через соответствующие резервные трансформаторы. Места их присоединения и число выбирают так же, как на ТЭС.
Для электроприемников группы III достаточно использовать только источники нормального рабочего и резервного питания, тогда как электроприемники групп I и II требуют еще третьего независимого источника питания — аварийного резервного. В качестве такого на АЭС применяют аккумуляторные батареи, автоматизированные дизель-генераторы, газотурбинные установки, или используют энергию выбега турбогенераторов. На отечественных АЭС наибольшее применение получили аккумуляторные батареи (для электроприемников группы I) и дизель-генераторы (для потребителей группы II). Каждая из трех систем безопасности имеет свои автономные источники питания.
Схемы электроснабжения системы собственных нужд АЭС
Ниже в качестве примеров рассмотрены схемы электроснабжения системы СН дубль-блока с реактором типа РБМК-1000 и моноблока с реактором типа ВВЭР-1000.
Дубль-блок с канальным водогра-фитовым реактором типа РБМК-1000 включает в себя два турбоагрегата с генераторами типа ТВВ-500-2. Оба генератора соединены по схеме укрупненного блока с трансформаторной группой мощностью 3-417 MB∙А (рис. 26.14). В цепи каждого генератора установлено по два последовательно включенных выключателя, между которыми имеются ответвления для рабочих трансформаторов СН мощностью по 63 MB∙А. Выключатель Q1 используется при нормальных пусках и остановах блока, а вы-
ключатель Q2 дает возможность использовать энергию выбега турбоагрегатов для аварийного расхолаживания реактора.
Моноблок с корпусным водо-водя-ным реактором типа ВВЭР-1000 и турбогенератором типа ТВВ-1000-4 имеет один генераторный выключатель и два трансформатора СН (рис. 26.15). Трансформатор мощностью 63 MB∙А предназначен для электроснабжения потребителейСН блока, а трансформатор мощностью 25 MB∙А — для электроприемников общестанционного назначения.
В системе СН АЭС следует различать: РУ СН 6 кВ и 380 В нормальной
эксплуатации, от которых питаются потребители группы III и ГЦН; РУ надежного питания 6 кВ и 380 В переменного тока и 220 В постоянного тока — для электроснабжения особо ответственных потребителей групп I и II. Количество секций РУ 6 кВ нормальной эксплуатации выбирают в зависимости от числа ГЦН. Нормы технологического проектирования рекомендуют подключать к одной секции не более двух ГЦН при общем их числе на блок от шести до восьми и не более одного ГЦН при четырех и менее ГЦН на блок. Отключение одной секции при этом не приводит к снижению нагрузки реактора.
В рассматриваемых примерах согласно указанным рекомендациям РУ 6 кВ блока имеют по четыре секции — А, В, С и D. Реактор типа РБМК-1000 имеет восемь ГЦН, и, следовательно, к каждой секции РУ 6 кВ подключается по два ГЦН (рис. 26.14). Циркуляцию теплоносителя в реакторе типа ВВЭР-1000 обеспечивают четыре ГЦН и, следовательно, на каждую секцию РУ 6 кВ приходится по одному ГЦН (рис. 26.15).
Для реактора типа РБМК-1000 применены питательные насосы с электроприводом (4 рабочих и 1 резервный). Для реактора типа ВВЭР-1000 предусмотрены питательные насосы с турбо-приводом, что заметно снижает нагрузку системы СН. В обеих схемах предусмотрены резервные трансформаторы мощностью по 63 MB∙А.
Распределительные устройства и сети
Для электроснабжения особо ответственных электроприемников групп I и II на АЭС сооружают особые секционированные РУ надежного питания. Количество секций соответствует числу систем безопасности АЭС, принятому в технологической части. В настоящее время приняты три системы безопасности с соответствующим разделением РУ СН надежного питания на три части: V, W и X (рис. 26.14 и 26.15).
Для питания электродвигателей мощных рабочих машин группы II сооружаются секции H1 надежного питания 6 кВ (H1V, H1W, Н1Х); к ним через соответствующие трансформаторы присоединяют секции Н2 надежного питания 380 В (H2V, H2W и H2X), от которых происходит электроснабжение остальных приемников группы II.
В нормальном режиме на секции надежного питания H1 энергия подается от секций А, В, С распределительного устройства 6 кВ нормальной эксплуатации, с которыми они связаны через два последовательно включенных выключателя.
Независимыми источниками энергии для потребителей группы II служат
дизель-генераторы, как показано на рисунке. Поскольку электроприемники группы II допускают кратковременный перерыв питания, применены дизель-генераторы, которые могут быть быстро введены в работу.
В аварийных ситуациях секции H1 надежного питания отделяются от секций РУ нормальной эксплуатации. Наличие двух последовательно включенных секционных выключателей обеспечивает надежное отделение секции H1 даже в случае отказа одного из выключателей. Устройство АВР включает дизель-генераторы.
Время от начала пуска до готовности к принятию нагрузки составляет 15—20 с для агрегатов мощностью 500 кВт и около 40 с для агрегатов 1800 кВт. Набор нагрузки происходит ступенями в очередности, диктуемой требованиями технологического процесса аварийного охлаждения реактора.
Электроснабжение потребителей постоянного тока группы I осуществляют от секций HЗ надежного питания 220 В (H3V, H3W, НЗХ), а потребителей переменного тока группы I - от секций Н4 надежного питания 380 В (H4V, H4W, Н4Х). Независимыми источниками энергии служат аккумуляторные батареи GB.
В нормальном режиме секции ИЗ и Н4 питаются от секций Н2 потребителей группы II, т. е. рабочим источником энергии для электроприемников группы I служит генератор. Через выпрямители VD происходит подзарядка аккумуляторной батареи, питание электроприемников постоянного тока группы I, а через автоматический инвертор UZ питание нагрузки 380 В группы I. Таким образом, имеет место последовательное выпрямление и инвертирование тока для передачи мощности от шин Н2 к шинам Н4.
В аварийных условиях, когда напряжение на шинах Н2 исчезает, потребители группы I продолжают получать питание от аккумуляторной батареи, которая переходит из режима подзаряда в режим разряда. Электроприемники постоянного тока получают питание от
аккумуляторной батареи непосредственно, а электроприемники переменного тока (шины Н4) — через инвертор. Благодаря выпрямителям прямая связь между шинами НЗ постоянного тока и шинами Н4 переменного тока отсутствует.