Способ расхолаживания водоохлаждаемого реактора при полном обесточивании аэс


 


Владельцы патента RU 2499307:

Егоров Александр Николаевич (RU)
Юрин Валерий Евгеньевич (RU)
Аминов Рашид Зарифович (RU)

Изобретение относится к способам расхолаживания водоохлаждаемого реактора при полном обесточивании атомной электростанции (АЭС). АЭС содержит паропроизводящую установку с ядерным энергетическим водоохлаждаемым реактором, пароэнергетическую турбогенераторную установку, дополнительную паровую турбину, систему производства и хранения водорода и кислорода, систему расхолаживания паропроизводящей установки. Расхолаживание реактора обеспечивается тем, что при полном обесточивании пар, генерируемый в паропроизводящей установке за счет остаточных тепловыделений в активной зоне реактора, перегревается и пополняется в необходимом количестве в пароводородном перегревателе путем сжигания водорода и впрыска воды. Затем пар направляется в дополнительную паровую турбину, в которой вырабатывается электроэнергия, необходимая для электроснабжения собственных нужд АЭС и останова энергоблока в плановом режиме. Технический результат - возможность расхолаживания водоохлаждаемого реактора в штатном режиме при полном обесточивании АЭС без использования аварийных систем. 1 ил.

 

Изобретение относится к области энергетики и предназначено для использования в атомной энергетике, на атомных электрических станциях с водоохлаждаемыми реакторами.

Предложенный способ позволяет решить задачу расхолаживания водоохлаждаемого реактора в штатно режиме при полном обесточивании атомной электростанции, с использованием остаточных тепловыделений и энергии сжигания водородного топлива.

Известен ряд устройств: парогазовая установка (см. авт. свид. СССР на изобретение №1163681, МПК F01K 23/10, опубл. 15.12.1985 г.), предназначенная для повышения маневренности атомной электростанции за счет использования газовой турбины, к рабочему телу которой подводится тепло от сжигания водорода в кислороде; принципиальная схема двухконтурной АЭС с пароводородным перегревом пара на параллельно подключенной к основной (сателлитной) турбоустановке (см., например, статью Малышенко С.П., Назарова О.В., Сарумов Ю.А. Некоторые термодинамические и технико-экономические аспекты применения водорода как энергоносителя в энергетике // Атомно-водородная энергетика и технология. - М.: Энергоатомиздат. - 1986. - Вып.7. - С.116-117), схема предназначена для повышения маневренности энергоблока АЭС; турбинная установка атомной электростанции (см. авт. свид. СССР на изобретение №936734, МПК G21D 1/00, опубл. 07.09.1983 г.), позволяющая повысить мощность и эффективность АЭС за счет водородного перегрева пара после ЦВД паровой турбины и водородного подогрева питательной воды; энергетическая установка (см. авт. свид. СССР на изобретение №1133428, МПК F01K 17/00; 13/00, опубл. 07.01.1985 г.), предназначенная для получения дополнительной пиковой мощности за счет энергии, аккумулируемой в аккумуляторе фазового перехода; установка для обеспечения маневренности атомных электрических станций (см. патент РФ на изобретение №70312, МПК F01K 13/02 (2006.01), H02J 9/04 (2006.01), G21D 3/08 (2006.01). опубл. 20.01.2008 г.), предназначенная для обеспечения маневренности атомных электрических станций за счет выработки дополнительной энергии в пиковой турбине, работающей на высокотемпературном паре, генерируемом в водород-кислородном парогенераторе.

Выше приведенные устройства с установкой дополнительной паровой турбины предназначены только для повышения маневренности энергоблока атомной электростанции и не могут быть использованы для расхолаживания реактора в штатном режиме при полном обесточивании атомной электростанции.

Известна система пассивной безопасности атомной электростанции (см. авт. свид. СССР на изобретение №1829697, МПК G21C 9/00, опубл. 09.06.1995 г.). Известная система пассивной безопасности атомной электростанции предназначена для повышения безопасности при аварии с потерей электроснабжения путем обеспечения привода агрегатов вентиляционной системы, а также интенсификации теплоотвода из-под внутренней оболочки. Сущность изобретения заключается в том, что для повышения безопасности АЭС с двойной вентилируемой защитной оболочкой - внутренней и наружной - последняя снабжена вентиляционной системой, газодувный агрегат которой подключен к турбине дополнительного контура с легкокипящим теплоносителем. В случае аварии с разгерметизацией первого контура и потерей источников электроснабжения с помощью теплообменника выделяющееся под оболочкой тепло передают в парогенератор. Конденсатор размещен выше парогенератора в вытяжной шахте, за счет чего в контуре обеспечивается естественная циркуляция теплоносителя.

Недостатком известного способа является невозможность его использования для останова энергоблока в плановом режиме при полном обесточивании атомной электростанции. При этом энергия остаточных тепловыделений активной зоны реактора используется лишь частично в виде тепла из-под оболочки реакторного отделения.

Известен способ и устройство для расхолаживания и вывода АЭС из работы при полном обесточивании (см. В.А.Иванов "Полное обесточивание энергоблока", "Эксплуатация АЭС", Энергоатомиздат, Санкт-Петербург, 1994, с.330-332.) Известный способ предназначен для обеспечения возможности расхолаживания и вывода АЭС из работы при полном обесточивании. Известный способ заключается в том, что при полном обесточивании энергоблока АЭС, которое может произойти в результате аварий в энергосистеме, коротких замыканий, как во внешней сети, так и в энергооборудовании самого энергоблока, и др., возникает аварийный режим, сопровождающийся обесточиванием шин собственных нужд, срабатыванием аварийной защиты первого рода реактора (введение в активную зону всех штатных поглотителей) и формированием сигнала на автоматическое включение аварийных дизель-генераторов. При этом мощность реактора быстро снижается до уровня остаточных тепловыделений. Сброс остаточного пара осуществляется в атмосферу через быстродействующие редукционные устройства и, как правило, предохранительные клапаны парогенераторов. Электропитание всех механизмов, обеспечивающих расхолаживание и вывод энергоблока из работы, производится от дизель-генераторов.

Недостатком известного способа является невозможность его использования для останова энергоблока в плановом режиме при полном обесточивании атомной электростанции. Также недостатком является то, что при расхолаживании не используется полезно энергия остаточных тепловыделений активной зоны реактора, а остаточный пар сбрасывается в атмосферу.

Наиболее близким аналогом является известный способ расхолаживания и вывода из работы энергоблока атомной электрической станции или ядерной энергетической установки другого назначения при полном обесточивании и устройство для его осуществления (см. патент РФ на изобретение №2162621, МПК G21C 15/18, G21D 3/00, опубл. 27.01.2001 г.). Известный способ предусматривает ускоренный останов турбогенератора при полном обесточивании благодаря использованию остаточных тепловыделений реактора и аккумулированной тепловой энергии для генерирования водяного пара и срабатывания его в специально предназначенной для этого дополнительной паротурбинной установке. Дополнительная паротурбинная установка, получая пар из главного паропровода, обеспечивает подачу требуемого расхода питательной воды в паропроизводящую установку энергоблока и масла на подшипники штатного турбогенератора.

Недостатком известного способа является невозможность его использования для останова энергоблока в плановом режиме при полном обесточивании атомной электростанции, так как описанный способ позволяет осуществить лишь частичное расхолаживание энергоблока, после чего необходимо подключение дополнительных источников энергии (дизель-генератора). Поддержание необходимой для этого специальной паротурбинной установки в состоянии немедленной готовности к работе (в режиме горячего резерва или в работе с минимальной нагрузкой), а также обеспечение необходимого запаса теплоносителя с необходимыми параметрами в теплогидроаккумуляторе требует дополнительных расходов энергии, усложняет и снижает безотказность работы схемы.

Задачей настоящего изобретения является обеспечение штатного режима расхолаживания водо-охлаждаемого реактора при полном обесточивании атомной электростанции.

Техническим результатом, достигаемым при использовании настоящего изобретения, является возможность расхолаживания водоохлаждаемого реактора в штатном режиме при полном обесточивании АЭС, без использования аварийных систем расхолаживания реактора, за счет использования энергии остаточных тепловыделений в активной зоне, энергии сжигания водородного топлива и дополнительной турбины, эффективно используемой для повышения маневренности энергоблока АЭС в эксплуатационных режимах.

Указанный технический результат достигается за счет того, что в способе расхолаживания реактора при полном обесточивании атомной электростанции, имеющем в своем составе паропроизводящую установку с ядерным энергетическим водо-охлаждаемым реактором, пароэнергетическую турбогенераторную установку и дополнительную паровую турбину, включающем систему расхолаживания паропроизводящей установки, согласно изобретения, при полном обесточивании энергоблока, пар, генерируемый в паропроизводящей установке за счет остаточных тепловыделений активной зоны реактора, перегревается и пополняется в пароводородном перегревателе, после чего направляется в дополнительную паровую турбину, в которой вырабатывает необходимую электроэнергию для останова энергоблока в плановом режиме и электроснабжения собственных нужд станции. В режиме дополнительной генерации пара в пароводородном перегревателе предусмотрена возможность охлаждения водород-кислородного пара впрыском воды.

Сущность изобретения заключается в использовании остаточных тепловыделений активной зоны реактора и энергии сжигания водородного топлива для обеспечения возможности расхолаживания энергоблока в штатном режиме при полном обесточивании атомной электростанции. По мере расхолаживания активной зоны, либо разгерметизации контура теплоносителя количество пара генерируемого в паропроизводящей установке за счет остаточных тепловыделений будет снижаться, что будет компенсироваться генерацией недостающего количества пара в паро-водородном перегревателе, для чего в камеру сгорания пароводородного перегревателя будет впрыскиваться вода для обеспечения расчетной температуры пара.

Изобретение иллюстрируется чертежом, где на рис.1 представлена принципиальная технологическая схема расхолаживания водоохлаждаемого реактора при полном обесточивании АЭС за счет использования остаточных тепловыделений активной зоны реактора и энергии сжигания водородного топлива. Позиции на чертеже обозначают следующее: 1 - цилиндр высокого давления (ЦВД) паровой турбины; 2 - цилиндр низкого давления (ЦНД) паровой турбины; 3 - сепаратор; 4 - промежуточный паро-паровой перегреватель; 5 - электрические генераторы; 6 - конденсаторы; 7 - устройство парораспределения; 8 - пароводородный перегреватель с пароводяным охлаждением камеры сгорания; 9 - дополнительная паровая турбина.

В эксплуатационном режиме работы атомной электростанции пар из паропроизводящего устройства через парораспределительное устройство 7 направляется в цилиндр высокого давления (ЦВД) 1, затем через сепаратор 3 и промежуточный паро-паровой перегреватель 4 поступает в цилиндр низкого давления (ЦНД) 2, после чего пар конденсируется в конденсаторе 6 паровой турбины. При этом на генераторе 5 паровой турбины вырабатывается электрическая мощность.

В ночные внепиковые часы электрической нагрузки за счет процесса электролиза воды происходит аккумулирование невостребованной электроэнергии в виде водорода и кислорода, которые при помощи дожимных водородных и кислородных компрессорных агрегатов поступают в емкости хранения (на схеме не показаны). В эксплуатационных режимах работы АЭС пар из паропроизводящего устройства через парораспределительное устройство 7 и паро-водородный перегреватель 8 (в пиковые часы электрической нагрузки) направляется в дополнительную турбину 9, после чего конденсируется в конденсаторе 6 дополнительной паровой турбины 9. При этом на генераторе 5 дополнительной паровой турбины 9 вырабатывается дополнительная мощность.

В аварийной ситуации, вызванной, например, обесточиванием, на дополнительную турбину 9 продолжает поступать пар из паропроизводящего устройства, генерируемый остаточными тепловыделениями активной зоны реактора, при этом на паро-водородный перегреватель 8 через резервные ресиверы подают запасенный в резервной системе хранения водород и кислород. По мере уменьшения остаточных тепловыделений активной зоны, либо разгерметизации контура теплоносителя полученного в парогенераторе пара будет недостаточно для питания собственных нужд и охлаждения камеры сгорания пароводородного перегревателя 8, в связи с чем, в камеру сгорания паро-водородного перегревателя 8 начинает впрыскиваться балластировочная вода, посредством которой обеспечивается охлаждение камеры сгорания и генерация дополнительного количества пара.

Отличительным признаком способа расхолаживания реактора при полном обесточивании АЭС является возможность расхолаживания водоохлаждаемого реактора в штатном режиме без использования аварийных систем, за счет использования энергии остаточных тепловыделений в активной зоне реактора и энергии сжигания водорода в кислороде для генерации пара с последующей подачей в дополнительную паровую турбину.

Способ расхолаживания водоохлаждаемого реактора при полном обесточивании атомной электростанции (АЭС), имеющего в своем составе паропроизводящую установку с ядерным энергетическим водоохлаждаемым реактором, пароэнергетическую турбогенераторную установку, дополнительную паровую турбину, систему производства и хранения водорода и кислорода, систему расхолаживания паропроизводящей установки, отличающийся тем, что при полном обесточивании АЭС пар, генерируемый в парогенераторе за счет остаточных тепловыделений активной зоны реактора, перегревается и пополняется в необходимом количестве в пароводородном перегревателе путем сжигания водорода и впрыска воды, после чего направляется в дополнительную паровую турбину, в которой вырабатывает необходимую электроэнергию для электроснабжения собственных нужд АЭС и останова энергоблока в плановом режиме.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к технике ядерных реакторов, а именно к способам улучшения радиационной обстановки на АЭС и снижения дозовых нагрузок на обслуживающий персонал.

Изобретение относится к энергетике, а именно к энергосистемам переменного электрического тока, в состав которых входят атомные электростанции с реакторами ВВЭР-1000.

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к способам определения парового коэффициента реактивности на атомных электростанциях с ядерными реакторами типа РБМК.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно - к автоматическому управлению мощностью ядерной энергетической установкой с реактором водо-водяного типа. .

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к способам останова энергетического ядерного реактора, и может быть использовано для повышения радиационной безопасности и снижения дозозатрат при проведении ремонтных работ на реакторном оборудовании, для снижения дефектности оболочек ядерного топлива.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности регулированию глубины выгорания ядерного топлива, и может быть использовано в любой момент кампании канального ядерного реактора.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способу управления внутриреакторными процессами в канальных реакторах формированием загрузки канального ядерного реактора, и может быть использовано для оптимизации процесса выгорания ядерного топлива.
Наверх