Теми рефератів
> Реферати > Курсові роботи > Звіти з практики > Курсові проекти > Питання та відповіді > Ессе > Доклади > Учбові матеріали > Контрольні роботи > Методички > Лекції > Твори > Підручники > Статті Контакти
Реферати, твори, дипломи, практика » Новые рефераты » Проект атомної електричної станції

Реферат Проект атомної електричної станції





ірювання теплотехнічних величин (температури, тиску, витрати пари і води і т.п.) за допомогою сукупності засобів здійснюють ці вимірювання.

Більшість теплотехнічних вимірювань здійснюється за допомогою вимірювальних систем дистанційної дії, що складаються з первинних вимірювальних перетворювачів (датчиків), вторинних, що показують або самописних, приладів і електричних або трубних ліній зв'язку між ними.

Сучасні системи теплотехнічного контролю створюються на основі використання уніфікованих сигналів зв'язку між первинними перетворювачами і вторинними приладами. Фізична сутність інформаційних уніфікованих сигналів може бути різною: електричної, пневматичної або гідравлічної. Однак діапазон зміни їх чисельних значень строго регламентується.

Для нормальної роботи станції передбачені наступні системи регулювання:

регулювання потужності блоку; регулювання нейтронного потоку; регулювання локального та просторового енерговиділення; регулювання основних і допоміжних агрегатів станції; регулювання рівня в барабанах - сепараторах і парогенераторах; регулювання парових компенсаторів об'єму.

У моєму проекті докладно розглядається схема регулювання потужності блоку реактора ВВЕР - 1000 з турбіною К - 1000-60/1500


5.3 Регулювання потужності блоку


Автоматичний регулятор потужності реактора призначений для приведення потужності реактора у відповідність з потужністю турбогенераторів і підтримки нейтронної потужності реактора за сигналами апаратури контролю нейтронного потоку АКНП.

Як критерій відповідності потужності реактора і турбогенератора вибирається відхилення теплотехнічного параметра від заданого значення, причому, величина і знак відхилення визначають величину і знак невідповідності.

Для реакторів типу ВВЕР автоматичний регулятор потужності АРМ забезпечує наступні режими роботи:

режим підтримки постійного тиску пари перед регулюючими клапанами турбіни (Р2=const);

стерегущий режим, тобто режим, при якому в регуляторі встановлюється розширена зона нечутливості при відхиленні теплотехнічного параметра вгору від заданого значення, а на зниження параметра регулятор не реагує (режим «С»);

режим підтримки постійної нейтронної потужності в реакторі (режим «Н»).

Автоматичний регулятор потужності включає в себе два регулятора:

регулятор нейтронної потужності реактора (РРН);

регулятор реактора по теплотехнічному параметру (РРТ).

Обидва регулятора виконані трьохканальними, вихідні сигнали в систему групового управління формуються за принципом «2 з З».

Регулятор РРН отримує інформацію від іонізаційних камер, розміщених у трьох парах каналів, зміщених один відносно одного на 120 градусів по колу реактора. Після обробки їх сигналів апаратурою АКНП інформація передається в регулятор РРН.

Ці ж сигнали, а також сигнали від 6 датчиків тиску в парових колекторах подаються в регулятор РРТ. Регулятор РРН разом з виконавчим механізмом - органом регулювання реактора - може розглядатися як інтегральний регулятор.


Назад | сторінка 15 з 33 | Наступна сторінка





Схожі реферати:

  • Реферат на тему: Регулятор потужності
  • Реферат на тему: Визначення оптимальних параметрів настройки контурів регулювання потужності ...
  • Реферат на тему: Дослідження ефективності і шляхів вдосконалення алгоритмів регулювання поту ...
  • Реферат на тему: Розробка системи неруйнівного контролю конструкційніх елементів реактора ВВ ...
  • Реферат на тему: Визначення втрати потужності ЛЕП. Економічний переріз по максимальній поту ...