Модернизация системы возбуждения дизель генератора

Оглавление………………………………………………………………..6
Список принятых сокращений…………………………………………..7
Введение…………………………………………………………………..9
1. Теоретическая часть…………………………………………………11
1.1 Процесс работы атомной электростанции…………………………11
1.2 Главная схема электрических соединений………………………...15
1.3 Система электроснабжения собственных нужд…………………...17
1.4 Аналитика работы системы возбуждения………………………….23
2. Практическая часть…………………………………………………..32
2.1 Расчет токов короткого замыкания в цепях вольтодобавочного трансформатора……………………………………………………...32
2.2 Проверка автоматического выключателя на срабатывание при коротком замыкании………………………………………………...36
2.3 Проверка кабеля на термическую стойкость………………………39
Заключение………………………………………………………………43
Список используемых источников……………………………………..44
Приложение А (обязательное) ВКР2024.13.02.03.177.01.00Р6……….45
Приложение Б (обязательное) ВКР2024.13.02.03.177.02.00Э7……….46
Приложение В (обязательное) ВКР2024.13.02.03.177.03.00Э3………47
Приложение Г (обязательное) ВКР2024.13.02.03.177.04.00Э5……….48

Весь текст будет доступен после покупки

Принципом развития энергосистемы России является производство электроэнергии на крупных электростанциях, объединяемых в Единую энергосистему страны общей высоковольтной сетью 500-1150 кВ.
Прирост энергетических мощностей в России обеспечивается в основном за счет ввода энергоблоков атомных электростанций (АЭС).
Ядерная энергетика стала крупной отраслью народного хозяйства, без которой невозможно представить его дальнейшее развитие. Сейчас нет никакой серьезной альтернативы ядерной энергетике. К преимуществам АЭС необходимо отнести низкую себестоимость вырабатываемой электроэнергии, а также возможность размещения АЭС в местах концентрации потребителей.
Проект Ростовской АЭС относится к серии унифицированных проектов с реакторами ВВЭР-1000. Каждый из энергоблоков мощностью по 1000 МВт размещается в отдельно стоящем главном корпусе. Энергоблок включает в себя реакторную установку и турбоустановку. Тепловая, схема энергоблоков двухконтурная.
На Ростовской АЭС производство электрической энергии осуществляется четырьмя генераторами блока №1, 2, 3, 4 напряжением 24 кВ. Через блочные трансформаторы ГТ1 и ГТ2 электрическая энергия трансформируется с 24 кВ на 500 кВ и поступает на открытое распределительное устройство ОРУ 500, откуда по 7 линиям поступает в энергосистему.

Весь текст будет доступен после покупки

1. Теоретическая часть

1.1 Процесс работы атомной электростанции
Атомные электростанции производят электрическую энергию за счет термодинамического цикла. Ядерное топливо чрезвычайно энергоёмко, один килограмм урана 235 заменяет 2800 тонн угля, но и весьма опасно для человека, что накладывает множество ограничений на его использование из соображений безопасности. По этой и многим другим причинам ядерное топливо гораздо сложнее в применении, чем любой вид органического топлива и требует множества специальных технических и организационных мер при его использовании, а также высокую квалификацию персонала, имеющего с ним дело.
Реактор ВВЭР-1000 – произведен из стального корпуса, рассчитанного на давление – 160 кгс/см2. В активной зоне происходит ядерная реакция деления ядерного топлива под действием нейтронов. В результате образуется продукты деления ядер. В них высокая радиация, поэтому их помещают в трубки из циркония – ТВЭЛы. Объединяют их по несколько штук в сборки – ТВС. Реактор ВВЭР-1000 содержит в себе 163 сборки.
В России используется в основном ядерные реакции расщепления урана U-235 под действием тепловых нейтронов. Для их осуществления в реакторе, кроме топлива (U-235), должен быть замедлитель нейтронов и, естественно, теплоноситель, отводящий тепло из реактора. В реакторах типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) в качестве замедлителя и теплоносителя используется техническая вода под давлением [2].
В первом контуре реактор типа ВВЭР, через который с помощью ГЦН прокачивается вода под давлением 15,7 МПа (160 ат). При таком давлении вода в первом контуре не закипает. На входе в реактор вода имеет температуру 289°С, на выходе – 322°С.
Из ядерного реактора вода с температурой 322°С поступает в парогенератор. Парогенератор — это горизонтальный цилиндрический сосуд (барабан), частично заполненный питательной водой второго контура; над водой имеется паровое пространство. В воду погружены многочисленные трубы парогенератора ПГ, в которые поступает вода из ядерного реактора. С помощью питательного насоса ПН и соответствующего выбора трубы в парогенераторе создается давление существенно меньшее, чем в первом контуре. Поэтому уже при нагреве до 275°С вода в парогенераторе закипает вследствие нагрева ее теплоносителем, имеющим температуру 322 °С. Таким образом, в парогенераторе, являющимся связывающим звеном первого и второго контура (но расположенном в реакторном отделении), генерируется сухой насыщенный пар с давлением Р0 = 60 ат. и температурой t0 = 275 °С (свежий пар).
ВВЭР-1000 включает в себя:
- систему управления и защиты реактора (СУЗ);
- главный циркуляционный контур;
- систему компенсации давления;
- систему аварийного охлаждения зоны (САОЗ).
Технологическая схема АЭС изображена на рисунке 1.
Свежий пар от парогенераторов к турбине проходит по четырем паропроводам системой паропроводов свежего пара.
Три ступени защиты защищают от повышения давления главных паропроводов. Первая ступень осуществляет БРУ-К, вторая при запрете их открытия (или отказе) открываются БРУ-А. При неэффективности первых двух ступеней срабатывают импульсно-предохранительные устройства ИПУ парогенераторов.


Рисунок 1 - Технологическая схема АЭС с реактором ВВЭР-1000
1 – реактор типа ВВЭР-1000; 2 – топливо; 3 – регулирующие стержни; 4 – приводы СУЗ; 5 – компенсатор давления; 6 — теплообменные трубки парогенератора; 7 — подача питательной воды в парогенератор; 8 — цилиндр высокого давления турбины; 9 — цилиндр низкого давления турбины; 10 — генератор типа ТВВ-1000; 11 — возбудитель; 12 — конденсатор; 13 — система охлаждения конденсаторов турбины; 14 — подогреватели; 15 — турбопитательный насос; 16 — циркуляционный насос; 17 — главный циркуляционный насос; 18 — подключение генератора к сети; 19 — подача пара на турбину; 20 — гермооболочка.

Преобразование тепловой энергии пара, генерируемого в парогенераторах, в механическую энергию вращения привода генератора осуществляется турбоустановкой типа К-1000-60/1500-2 ТУ 108.1055-82.
Турбина конденсационного типа представляет собой одновальный четырехцилиндровый агрегат без регулируемых отборов пара, с сепарацией и с однократным двухступенчатым паровым промежуточным перегревом в СПП.

Весь текст будет доступен после покупки

1. Зорин, В.М. Атомные электрические станции [Текст]: Учебное пособие / В.М. Зорин– М.: Издательский дом МЭИ, 2012. – 672 с.
2. Техническая информация щит собственных нужд постоянного тока ООО НПП «ЭКРА». ЭКРА.657171.005ТИ0. г. Чебоксары, 2018 г.
3. Руководство по эксплуатации системы контроля сопротивлений изоляции в сети оперативного постоянного тока ЭКРА-СКИ. ЭКРА.656122.014 РЭ.2022г.
4. Паспорт выпрямителя типа D 220 G 208 / 600 BWLrug-Dt6; типа D 380 G 208 / 100 BWLrug-Dt6 фирмы «Benning».
5. Паспорт трехфазного инвертора тока с переключающим устройством G 220 D 400 / 144,5/2rfg-WPD; типа G 220 D 400 / 289,9/2rfg-WPD фирмы «Benning».
6. Паспорт аккумуляторной батареи фирмы (Hawker) серии PowerSafe типа Vb 2414 NP (filled).

Весь текст будет доступен после покупки