Инструкция По Эксплуатации Атомного Реактора
Терминология РД ЭО 0007 2005: Типовая инструкция по эксплуатации производственных зданий. Всё о тепловой и атомной энергетике. По мере загрузки в реактор ЯТ степень его подкритичности уменьшается. При проведении физических экспериментов для измерения потока нейтронов в корпус реактора, заполненного водой — замедлителем, вводят специальные (нештатные) детекторы нейтронов. Энергетический пуск ЯР — это такой процесс ввода ЭБ АЭС в эксплуатацию, при котором ЭБ начинает производить энергию в соответствии с проектной технологической схемой и в течение которого проверяются режимы работы ЭБ на разных уровнях мощности вплоть до уровня, установленного для этапа опытной эксплуатации АЭС.
В связи с важностью проблемы в Главном техническом управлении ВМФ и ТУ флотов были созданы отделы, занимающиеся вопросами перезарядки ядерных реакторов (ЯР), а в 1-м ЦНИИ МО - лаборатория перезарядки. Наряду с подготовкой кадров для обеспечения качественной и безопасной перегрузки ядерного топлива создавались технические средства обеспечения перезарядки: от перегрузочного оборудования типа ПУ-1 для АПЛ 1-го поколения до универсальных ПО ОК-300 ПБМ и КН-3ПБ, от плавучей несамоходной технической базы перезарядки реакторов проекта 326, 326М до корабля 2-го ранга - ПТБ ПР проекта 2020. Многолетняя эксплуатация технических средств перезарядки ЯР показала их работоспособность, надежность, хорошую ремонтопригодность, безопасность и возможность применения в самых разнообразных климатических условиях. Перезарядка реакторов силами ВМФ Первая плановая перезарядка реакторов силами ВМФ была произведена в июне – июле 1961 г. На АПЛ «К-14» в Западной Лице.
Береговая техническая база (569 БТБ) в губе Андреева находились ещё в стадии строительства и укомплектования персоналом. Рабочими сменами на первой перезарядке руководили недавние выпускники Пушкинского ВВМИУ 1. Из двух вскрытых реакторов были выгружены 360 ОТВС, сформированы активных зоны из свежих тепловыделяющих сборок, на корпусы реакторов установлены крышки и уплотнены оба реактора. После физико-нейтронных измерений произведен физический пуск реакторов. Отработанные ТВС были доставлены в хранилище ПТБ «ПМ-124» пр.
326, прибывшей из Северодвинска. Из-за работы в стесненных условиях, больших физических нагрузок на персонал, неизбежного нахождения в зоне повышенной радиации, перезарядка лодочных реакторов является чрезвычайно трудоемкой и опасной операцией. Активная зона корабельного реактора содержит от 180 до 300 сборок весом по 20 кг и длиной до 3 м. Для доступа к реактору, находящемуся в нижней части реакторного отсека АПЛ, необходимо разобрать все, что находится над ЯР: корабельные конструкции, оборудование, трубопроводы, кабельные трассы, вырезать в районе реакторного отсека листы легкого и прочного корпусов размером 6 на 4 м. Организация процесса Перегрузку ОТВС активных зон ЯР изначально планировалось осуществлять силами ВМФ в местах его базирования. Система перезарядки реакторов основывалась на следующих принципах: - замену активных зон (АЗ) производить силами выездных команд БТБ и средствами ПТБ, включая прием и дальнейшее обращение с ОЯТ и РАО; - сопутствующие работы на корпусе АПЛ выполнять на судоремонтных заводах; - перезарядку реакторов совмещать с ремонтом корабля на территории судоремонтного предприятия.
Перезарядка реакторов АПЛ Северного флота производилась в акватории заводов «Звездочка» и «Севмаш» в Северодвинске, 10 СРЗ в Полярном, СРЗ «Нерпа» в Снежногорске, 35 СЗР в Мурманске, куда направлялись АПЛ, ПТБ и команда БТБ. Завод должен был производить корпусные работы, демонтаж общекорабельных систем, ремонт ППУ. На ПТБ возлагалась доставка перегрузочного оборудования и свежих активных зон, прием ОЯТ и РАО; на БТБ– вскрытие ядерного реактора, выгрузка ОТВС, профилактика ЯР, загрузка свежих ТВС, уплотнение реактора, физический пуск. Перегрузочное оборудование Замена ядерного топлива, выгрузка отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) из утилизируемых кораблей относятся к наиболее сложным этапам эксплуатации кораблей (АПЛ и НК) с ЯЭУ. Эти операции, проводимые на вскрытых реакторах при вырезанном легком и прочном корпусах АПЛ или вскрытой аппаратной выгородке НК, являются ядерно- и радиационно-опасными. Для их выполнения ОКБМ (г.Горький) создало специальное перегрузочное оборудование и другие средства обращения с ядерным топливом.
В конце 1950 гг. В ОКБМ были разработаны перегрузочные устройства ПУ‑1 и ПУ‑2 для перезарядки ЯЭУ типа ВМ-А АПЛ первого поколения. Для перегрузки топлива носового ЯР первой АПЛ проекта 627 (зав.
№ 254) в 1958 г. Северодвинское предприятие № 1 заключило 'трудовое соглашение' с бригадой конструкторов ОКБ ГМЗ на проектирование и разработку рабочих чертежей перегрузочного устройства для заказа 254 (в срок до 20 февраля 1959 г.) 2. В марте 1959 г.
Перегрузочное устройство ПУ-1 было принято межведомственной комиссией (МВК), а в апреле была проведена первая перегрузка каналов носового реактора АПЛ (зав. В процессе создания новых типов реакторов для АПЛ второго поколения в ОКБМ было решено разработать унифицированное перегрузочное оборудование (ОК-300ПБ) для поканальной перезарядки ЯР типа ВМ-А, ОК-300 и ОК-350, которое должно было 'вписываться' в уже созданную инфраструктуру обращения с ЯТ. Вместо “мокрого” подрыва крышек реакторов был предложен более безопасный “сухой” способ с помощью гидродомкратов. Повышенная эксплуатационная надежность не только перегрузочного оборудования ОК‑300ПБ, но и самих ядерных реакторов, позволила исключить повреждение крышек и уплотнительных поверхностей корпусов ЯР, повысить ЯБ за счет исключения возможности неконтролируемого подъема компенсирующих органов. Оборудование прошло межведомственные испытания и было принято на вооружение, а старые устройства ПУ-2 вскоре выведены из эксплуатации. С помощью ОК-300ПБ было выполнено более 1000 перезарядок, доказавших его работоспособность, надежность, хорошую ремонтопригодность, безопасность и возможность его использования в качестве базового прототипа для создания перегрузочного оборудования других типов. Для перезарядки реакторов ППУ АПЛ третьего поколения было создано перегрузочное оборудование ОК-300ПБМ/650Б-3.
Кроме совершенствования конструкции отдельных узлов и деталей, в составе комплекта появились устройство для подрыва нажимного фланца гидродомкратами, устройство для отвинчивания (завинчивания) гаек с одновременной вытяжкой шести шпилек основного разъема ЯР и ряд других устройств. В настоящее время на флоте эксплуатируются два комплекта этого оборудования. Всего на флот для перезарядки ЯР было поставлено более 30 комплектов различного перегрузочного оборудования (ПУ-1, ПУ-2, ОК-300ПБ, ОК-300ПБМ, КН-3ПБ, изд. 234 (УПО) (табл. Обозначение Кол-во Назначение Примечание ПУ-2 12 Перезарядка реакторов ВМ‑А АПЛ 1-го поколения Комплекты списаны ОК-300ПБ 8 Перезарядка реакторов ВМ‑А, ОК-300 и ОК-350 АПЛ 1-2-го поколений Комплект №1 списан, остальные находятся в эксплуатации ОК-300ПБМ 2 Перезарядка реакторов ОК‑650 АПЛ 3-го поколения Комплекты находятся в эксплуатации КН-3ПБ 2 Перезарядка реакторов КН-3 НК пр.1144 Комплекты находятся в эксплуатации Изд.234 (УПО) 1 Перезарядка реакторов с ЖМТ Комплект в эксплуатации Оборудование из состава изд.1006 1 Выгрузка ОЯТ из реакторов АПЛ пр. № 501 Комплект находится в стадии подготовки к работе. Первая перезарядка ректоров АПЛ с использованием ПТБ «ПМ-124» пр.
Мануал
№ 410) состоялась в марте-июне 1961 г. В Западной Лице.
Воду из корпусов реакторов в процессе их промывки откачивали ручной пожарной помпой. По результатам исследований, проведённых в в/ч 27177 в 1962–1963 гг., были разработаны требования к перегрузочному оборудованию для перезарядки корабельных реакторов. Специалисты пришли к выводу, что извлекать активные зоны водо-водяных реакторов целиком (одной «корзиной») не целесообразно. В июне 1963 г. В Северодвинске были проведены межведомственные испытания перегрузочного оборудования (ПУНАП), разработанного ЦКБ «Айсберг», обеспечивающего перезарядку реакторов АПЛ на плаву при волнении моря до 3 баллов. Было принято решение о нецелесообразности использования этого перегрузочного оборудования. Кроме того, было дано указание перезарядку реакторов АПЛ выполнять на тихой воде в отсутствии качки.
Инструкции Ру
Разработанное в 1983 г. «Руководство по организации перезарядки реакторов ядерных энергетических установок кораблей ВМФ. РОП-84» (с дополнениями от г.) стало основным руководящим документом по перезарядке реакторов кораблей ВМФ силами и средствами ВМФ. Плавучие судоремонтные заводы В апреле 1992 г. (директива ГШ ВМФ СССР № 730/1/00203 от г.) было принято решение о создании плавучего судоремонтного завода по перезарядке реакторов (ПСРЗ ПР) для обеспечения перегрузки и утилизации ядерных реакторов атомных подводных лодок и надводных кораблей Северного флота 3. Были создано три плавучих судоремонтных завода.
Два на Северном флоте и один на ТОФе. В состав ПСРЗ ПР № 422 в п.Оленья губа и г.Снежногорске (Мурманск.обл.) вошли плавучая техническая база (ПТБ) пр.2020 (ПМ-12), три ПТБ пр.326М (ПМ-50, ПМ-78, ПМ-128), технический танкер пр.11510 (ТХТН «Амур»), два танкера пр.1783-А (ТНТ-12, ТНТ-19). Перезарядка производилась на территории СРЗ «Нерпа». В состав ПСРЗ ПР № 412 в Северодвинске входили ПМ-63 и -124, ТМТ-25 (перезарядка на территории ОАО «Звёздочка»).
Большой Камень (Приморский край) был создан ПСРЗ ПР № 110 в составеПМ-74 и -133 и ТМТ (перезарядка на территории СРЗ ВМФ №30 б.Чажма, ДВЗ «Звезда» и СРЗ ВМФ №49 б.Сельдевая п/о Камчатка). ПСРЗ ПР №422 произвел выгрузку активных зон 59 АПЛ СФ, три полных перезарядки реакторов двух атомных подводных лодок СФ. Для утилизации было выгружено 114 реакторов различных типов (ВМ-А, ОК-300, ОК-350), перезаряжено 2 реактора типа ОК-300, 1 реактор типа ОК-650. Основная нагрузка пришлась на 1999-2003 гг., после выхода постановления Правительства РФ № 518 от 28.05.98 г. «О мерах по ускорению утилизации АПЛ и НК с ЯЭУ, выведенных из состава ВМФ, и экологической реабилитации радиационно-опасных объектов ВМФ». Была осуществлена выгрузка аварийных активных зон реакторов АПЛ «Б-192».
Из-за температурных деформаций конструктивных элементов активных зон, возникших при ядерной аварии, выгрузка штатным способом оказалась невозможной. Для выгрузки деформированных гильз была применена нештатная технология, согласованная с НИКИЭТ и утвержденная начальником ТУ СФ. Благодаря плотному взаимодействию с ОКБМ оперативно была произведена модернизация необходимых приспособлений, что позволило избежать аварийной ситуации и в срок осуществить выгрузку аварийных активных зон. В январе-феврале 2003 г.
В закрытом сооружении СРЗ «Нерпа» личным составом ПСРЗ №422 совместно с ПТБ «Имандра» ММП были выгружены реакторы АПРК «Курск» (зав.№ 662). В процессе выгрузки было установлено, что режим естественной циркуляции при полностью опущенных органах регулирования и компенсации и остановленных насосах не позволяет нормально расхолодить реактор без дополнительного внешнего теплосъёма. Из-за превышения температуры теплоносителя после холодильника ФА произошло спекание шихты фильтра и вымывание сгоревшей смолы в активную зону. Из-за температурных деформаций не удалось демонтировать удлинитель тяги КГ. Пришлось пилить его вручную, стоя на верхней плите экранной сборки. Кормовой реактор, находившийся в затопленной забортной водой аппаратной, расхолодился нормально, и был выгружен по штатной технологии 3. Перезарядка реакторов на АПЛ пр.
670, 659, 627А, 675 Самой сложной по радиационному риску является операция по вскрытию реактора. Для отрыва крышки от корпуса ЯР требуется приложить немалые усилия. Крышки весом 5 т и диаметром более 1,5 м первоначально подрывались давлением I контура. При этом требовалось не допустить перекоса крышки, обеспечить ее стопорение на безопасной высоте, сохранить при дальнейшем подъеме нахождение органов компенсации реактивности на нижних концевиках. Тяга компенсирующей решетки в ядерных реакторах I поколения проходила через крышку ЯР. Без её фиксации специальным упором крышка при подъеме могла захватить КР и вызвать несанкционированное высвобождение реактивности, что и произошло при перезарядке реакторов на АПЛ «К-11» и «К-431». В феврале 1965 г.
На СРЗ «Звездочка» в Северодвинске при перезарядке реактора АПЛ I поколения «К-11» (зав. № 285) в результате подъема компенсирующей решетки (КР) при извлечении крышки ЯР возникла неуправляемая цепная реакция. Межведомственной комиссией было установлено, что неконтролируемый разгон реактора произошел из-за ошибок персонала, производившего перезарядку. Первый взрыв был вызван отступлением от технологического процесса перезарядки: упор для тяги КР перед извлечением крышки реактора не был установлен, контроль над извлечением крышки реактора производился визуально по мерной линейке, установленной на тяге КР. Нарушения привели к подъему крышки вместе с КР, что привело к возникновению самопроизвольной цепной реакции (СЦР). Затем произошел второй взрыв из-за ошибки в монтаже упора для тяги КР: вместо упора для тяги КР реактора ВМ-А был установлен упор для тяги КР реактора ВМ, длина которого меньше. Взрыв привел к возникновению пожара в реакторном отсеке и значительному радиоактивному его загрязнению, в результате чего было принято решение о замене отсека.
Работы по замене отсека закончились только в 1966 г. Для обеспечения ядерной безопасности при выполнении работ, перед извлечением крышки в аварийный реактор был введен раствор кадмия.
Заливка произвели представители ЦКБ «Малахит» и в/ч 27177. В январе-августе 1973 г. При проведении второго этапа межведомственных испытаний перегрузочного оборудования ОК-300ПБ при перезарядке реактора АПЛ пр. № 703 (на береговой технической базе 928-III в губе Андреева с использованием плавучей технической базы пр. № 411 «ПМ-128») было оформлено особое мнение о невозможности допуска к использованию этого перегрузочного оборудования для перезарядки реакторов ВМ-А, так как утвержденные программой испытания этого оборудования при перезарядке реакторов ВМ-А не были проведены.
Это особое мнение позднее предотвратило обвинение МВК в допуске к эксплуатации перегрузочного оборудования ОК-300ПБ с реакторами ВМ-А, что могло являться одной из причин аварии при перезарядке реакторов АПЛ «К-431» пр. № 175) на СРЗ-30 в бухте Чажма в августе 1985 г. В июле 1979 - июне 1980 г. МВК провела второй этап испытаний перегрузочного оборудования (сб. 1006) при перезарядке реакторов АПЛ пр. № 501) на МП «Звездочка» с использованием берегового портального крана МП «Звездочка» и двух плавтехбаз пр.
Из-за отказа электродвигателей перегрузочного устройства из трех предусмотренных конструкцией режимов работы (автоматического, полуавтоматического и ручного) работоспособным оказался только ручной режим. В процессе перезарядки из направляющей (на головку ОТВС) трубы перегрузочного контейнера в реактор выпали шарики, с помощью которых обеспечивалось передвижение этой трубы. Извлечь их было невозможно. На завод-изготовитель доставили новые ТВС для установки на них специальных сеток, гарантированно обеспечивающих проток теплоносителя через ТВС. Все это привело к значительному увеличению сроков второго этапа испытаний. В мае-июне 1986 г. Межведомственной комиссией были проведены испытания перегрузочного оборудования ОК-300ПБ при выгрузке ОТВС из реакторов ВМА АПЛ пр.
№ 143) на «ДВЗ «Звезда» с использованием ПТБ «ПМ-74» пр. Комиссией, назначенной по результатам расследования аварии при перезарядке реакторов АПЛ «К-431» в бухте Чажма, была разработана особая технология извлечения крышки реактора ВМ-А. С целью контроля над возможным увеличением нагрузки при извлечении крышки (из-за возможной кривизны штока КР реактора ВМ-А) было предложено траверсу для подъема крышки навешивать на крюк крана плавтехбазы пр. 2020 через динамометр с максимальной нагрузкой 20 т. В 1998-2002 гг. На «МП «Звездочка» и «ДВЗ «Звезда» были построены береговые комплексы выгрузки (БКВ) ОЯТ утилизируемых АПЛ с использованием технологии поканальной загрузки ОТВС в чехлы защитных контейнеров ТК-18 в посту загрузки контейнеров. После этой операции контейнер на передаточной тележке вывозится из здания загрузки.
Портальным краном грузоподъёмностью 80 т контейнер устанавливается на автомобильный контейнеровоз, транспортирующий ТК-18 на площадку для их временного хранения. Козловым краном контейнер загружается в сооружение для временного хранения, откуда впоследствии в вагонах-контейнерах ТК-ВГ-18 транспортируется на «ПО «Маяк». Максимальное количество выгрузок ОТВС из реакторов АПЛ (17 - 19) пришлось на 2000-2002 гг. Минатом РФ в качестве государственного заказчика-координатора работ по комплексной утилизации АПЛ приступил к практической реализации постановления Правительства РФ (от 28 мая 1998 г.
№ 518) об ускорении утилизации АПЛ и НК с ЯЭУ в 1999 г. Для ускорения выгрузки ОТВС из реакторов АПЛ были сосредоточены основные ресурсы (в том числе, бюджетное финансирование и средства Минобороны США по программе «Совместного уменьшения угрозы (СУУ)». Начиная с 1961 г., все результаты перезарядок, а также образующиеся при эксплуатации и ремонте АПЛ твердые РАО и отслужившее оборудование ППУ переправлялись и складировались на БТБ в гб. Андреева и п. Гремиха (Кольский п-в), в бх.
Сысоева (Приморский край), в бх. Горбушечья (Камчатка). Все 4 береговые базы перезарядок реакторов были расформированы, а их территория и сооружения перешли в ведение вновь созданных структур Росатома – ФГУП «СевРАО» и ФГУП «ДальРАО». Плавучие технические базы исчерпали установленные показатели надежности. Проблему перезарядки реакторов, включая утилизацию РАО, образующихся при эксплуатации ядерных реакторов ВМФ, необходимо срочно решать.
Для оптимизации состава ВМФ, улучшения качества перезарядок и проверки нейтронно-физических параметров (НФП) ядерных реакторов руководство ПСРЗ ПР 3 предлагает в составе ВМФ создать научно-производственную организацию НПО «ВоенАтом», основной целью которой будет налаживание и поддержание прямых связей между разработчиками (НИИ, КБ), производителями и персоналом ВМФ, эксплуатирующим ядерные реакторы. Для транспортировки ОТВС по железной дороге имеется четырнадцать вагонов-контейнеров: 4 вагона-контейнера ТК-ВГ-18, 4 вагона-контейнера ТК-ВГ-18А (в каждом из которых может размещаться по три защитных контейнера ТК-18 или ТУК-108/1), 6 вагонов-контейнеров ТК-ВГ-18-2 (по два защитных контейнера ТК-18 или ТУК-108/1). Они формируются в три вагон-контейнерных поезда – по четыре вагона-контейнера ТК-ВГ-18, ТК-18-18А и шесть вагонов-контейнеров ТК-ВГ-18-2. Для обращения с ОЯТ транспортных ЯЭУ предоставлено 160 защитных контейнеров: 52 контейнера ТК-18 и 108 - ТУК-108/1. Срок службы ПТБ пр.
2020 истекает в 2015 г. После вывода её из эксплуатации береговые комплексы на «МП «Звездочка» и «ДВЗ «Звезда» останутся единственными объектами, обеспечивающими выгрузку ОЯТ из реакторов утилизируемых АПЛ и перезарядку реакторов эксплуатируемых АПЛ. В случае сбоев в функционировании транспортной схемы на «ПО «Маяк» и береговых комплексах выгрузки предусмотрено временное хранение ОЯТ утилизированных АПЛ в защитных контейнерах ТУК-108/1. Такое хранение сейчас реализуется на «ДВЗ «Звезда». В ВМИИ в рамках специальности «Эксплуатация АЭУ» успешно функционирует система подготовки специалистов по «Перезарядке реакторов корабельных АЭУ». В гражданской системе высшего образования специалистов с такой специализацией не готовят. Выпускники ВМИИ востребованы и успешно работают в системе разработки, создания и эксплуатации оборудования для перезарядки корабельных ядерных реакторов, обеспечивая проведение потенциально ядерно-опасных работ, в том числе, нейтронно-физических измерений и теплотехнических проверок, выгрузки-загрузки ядерного топлива, поддержание в технической готовности средств перезарядки, как в военных, так и в гражданских структурах.
За 50 лет с 1959 по 2008 г. Силами специалистов-перезарядчиков ВМФ было выполнено более 1000 перезарядок на 400 АПЛ и надводных кораблях (НК). Это обеспечило поддержание боеготовности ВМФ в течение десятков лет. Многие офицеры, представители промышленности за свой ратный и опасный труд были награждены орденами и медалями (Булыгин В.
К.– Герой Советского Союза, Павловский Ю. – Орден «Знак почета»), стали Лауреатами Государственных премий (Крылов Р. И в настоящее время силами специалистов-перезарядчиков производится утилизация ЯР и реакторного оборудования АПЛ. Участниками конференции было решено обратиться к в/ч 72190, 31270 с предложением определить стратегию развития системы перезарядки реакторов кораблей ВМФ, обращения с ядерным топливом и РАО и подготовки личного состава; Ядерному обществу России обратиться в Министерство обороны РФ с предложением о выделении направления «Ядерные физика и технологии» в рамках создания ГОС ВПО 3-го поколения для подготовки специалистов по эксплуатации ЯЭУ на всех этапах ее жизненного цикла. Для подготовки книги об истории создания системы обращения с ядерным топливом с рабочим названием «Перезарядка корабельных ЯЭУ. Люди и техника» решено создать редакционную коллегию.
Общие положения. Высоковольтные сети разделяются на сети с глухозаземленной нейтралью и сети с изолированной нейтралью.
К сетям с глухозаземленной нейтралью относятся сети напряжением 110-750кВ; к сетям с изолированной нейтралью относятся сети 6-35кВ. Статистические данные свидетельствуют, что из числа повреждений изоляции на линиях и подстанциях главное место (выше 75%) занимают повреждения изоляции одной фазы относительно земли, т.е. Замыкание одной фазы на землю. В сетях с глухозаземленной нейтралью повреждение существует непродолжительное время в течении времени работы защит. Сети с изолированной нейтралью и с компенсацией емкостных токов предназначены для нормального (без отключений и ограничений) электроснабжения потребителей при наличии в сети замыкания фазы на землю, длительность которого нормируется эксплуатационными соображениями в зависимости от места и характера повреждения, а также режимом работы сети. Однако длительная работа с изолированной нейтралью при определенной величине емкостного тока замыкания на землю, не безопасна для оборудования.
Инструкции На Русском
При замыкании одной фазы на землю возникают перенапряжения, превышающие номинальное рабочее в несколько раз. Для уменьшения тока замыкания на землю, снижения скорости восстановления напряжения на поврежденной фазе после гашения заземляющей дуги, уменьшения перенапряжений при повторных зажиганиях дуги и создания условий для ее самопогасания, применяется компенсация емкостного тока замыкания на землю в сетях 6-35кВ. Компенсация должна применяться при следующих значениях емкостного тока замыкания на землю сети в нормальных режимах ее работы: Напряжение сети 6кВ 10кВ 35кВ Емкостной ток замыкания на землю 30А 20А 10А При наличии в сети линии с железобетонными опорами 10А 10А 10А Допускается применять компенсацию в сетях 6-35 кВ также и при значениях емкостного тока меньших от приведённых выше. Для компенсации емкостного тока замыкания на землю должны применяться дугогасящие заземляющие реакторы (ДГР) или дугогасящие заземляющие катушки (ДГК) с плавным или ступенчатым регулированием индуктивности. При проектировании или модернизации электрических сетей рекомендовано применять только автоматическое регулирование компенсации емкостных токов.
В электрических сетях, где в процессе эксплуатации емкостной ток замыкания на землю изменяется не более чем на ±10%, применяются дугогасящие реакторы со ступенчатым регулированием индуктивности. В электрических сетях, где в процессе эксплуатации емкостный ток замыкания на землю изменяется более чем на ±10%, рекомендуется применять реакторы с плавным регулированием индуктивности, настраиваемые вручную или автоматически. Дугогасящие реакторы должны быть настроены на ток компенсации, как правило, равный емкостному току замыкания на землю (резонансная настройка). Допускается настройка с перекомпенсацией, при которой индуктивная составляющая тока замыкания на землю не превышает 5 А, а степень расстройки – 5%. Если установленные в сетях 6-10кВ дугогасящие реакторы со ступенчатым регулированием индуктивности имеют большую разность токов компенсации смежных ответвлений, допускается настройка с индуктивной составляющей тока замыкания на землю не более 10 А.
В сетях 35 кВ при емкостном токе менее 15 А допускается степень расстройки не более 10%. В сетях 6-10 кВ с емкостным током замыкания на землю менее 10 А степень расстройки не нормируется. Работа сетей с недокомпенсацией емкостного тока, как правило не допускается. Разрешается применение настройки с недокомпенсацией только при недостаточной мощности дугогасящей реакторы и при условии, что любые аварийно возникающие несимметрии емкостей фаз сети (обрыв проводов, растяжка жил кабеля) не могут привести к появлению напряжения смещения нейтрали, превышающего 70% фазного напряжения. При недокомпенсации расстройка не должна превышать 5%.
В сетях с компенсацией емкостного тока степень несимметрии фазных напряжений не должна превышать 0,75% фазного напряжения. При отсутствия в сети замыкания на землю напряжение смещения нейтрали допускается не выше 15% фазного напряжения длительно и не выше 30% в течение 1 часа. Снижение напряжения несимметрии и смещения нейтрали до указанных значений должно быть осуществлено выравниваем емкостей фаз относительно земли (транспозицией проводов ВЛ, а также распределением конденсаторов высокочастотной связи между фазами линий).
Статьи движения денежных средств в 1с ут. Пофазные включения и отключения воздушных и кабельных линий, которые могут приводить к напряжению смещения нейтрали, превышающие указанные значения, запрещается. Измерения емкостных токов замыкания на землю, напряжений несимметрии и смещения нейтрали с целью настройки компенсации емкостного тока должны проводиться при вводе дугогасящих реакторов в эксплуатацию и при значительных изменениях схемы сети, но не реже одного раза в 6 лет. В сетях 6-35 кВ с изолированной нейтралью расчёты емкостных токов замыкания на землю должны проводиться при вводе данной сети в эксплуатацию, а также при изменении схемы сети. Для подключения дугогасящих реакторов должны использоваться силовые трансформаторы со схемой соединения обмоток «звезда с выведенной нейтралью - треугольник». Трансформаторы с дугогасящими реакторами в нейтрали должны подключаться к шинам ПС через выключатель. Подключения реакторы к нейтрали трансформатора рекомендуется выполнять сталеалюминевыми поводами или шинами с сечением 50-70мм 2. Подключение дугогасящих реакторов к трансформаторам, защищённых плавкими предохранителями, запрещается.
Дугогасящие реакторы должны быть присоединены к нейтралям заземляющих трансформаторов через разъединитель. Возле привода разъединителя должна быть установлена световая сигнализация (две параллельно включённые лампы), подключённая к сигнальной обмотке реакторы и сигнализирующая о наличии в сети замыкания на землю. В цепи заземления реакторы должен быть установлен трансформатор тока. Установка дугогасящих реакторов в РУ должна выполняться в соответствии с действующими Правилами устройства электроустановок и инструкциями заводов-изготовителей.