Парогазовая установка двухконтурной аэс

Изобретение относится к двухконтурным АЭС с турбинами, работающими на насыщенном паре. Парогазовая установка двухконтурной АЭС содержит реактор 12, основной парогенератор 11, паровую турбину с цилиндрами высокого (ЦВД) 1 и низкого давления (ЦНД) 2, соединенными между собой паропроводом с включенным в него сепаратором-пароперегревателем 3, конденсатор 4, электрогенераторы 5, конденсатный 6 и питательный 8 насос, подогреватель низкого 7 и высокого 9 давления и газовую турбину 15 с утилизационным парогенератором 17, подключенным по греющей стороне к тракту отработавших газов 16 газовой турбины 15. Утилизационный парогенератор 17 с трубопроводом греющего пара 20 подключен по нагреваемой стороне к трубопроводу отбора основного конденсата 19, при этом дополнительный подогрев питательной воды осуществляется в пароводяном подогревателе промежуточным паровым теплоносителем, генерируемым в утилизационном парогенераторе 17 газовой турбины 15. Технический результат - устранение гидравлических и тепловых потерь водяного и газового трактов, а также инерционности регулирования нагрузки паровой турбины и повышение эффективности использования тепла уходящих газов газовой турбины. 1 ил.

 

Изобретение относится к области энергетики и предназначено для использования в атомной энергетике, преимущественно на двухконтурных атомных электрических станциях с турбинами, работающими на насыщенном паре.

Известна ядерная парогазовая установка, содержащая реактор и, по меньшей мере, две самостоятельных циркуляционных петли, каждая из которых состоит из двух замкнутых контуров: первый включает в себя испаритель с сепаратором, второй контур включает в себя последовательно расположенные в газовом тракте пароперегреватель высокого давления, пароперегреватель низкого давления, экономайзер, паровую турбину высокого давления с подогревателем высокого давления и паровую турбину низкого давления с подогревателем низкого давления, газовую турбину, конденсатор, электрогенераторы. С целью повышения КПД и надежности работы установка снабжена сухой градирней, выполненной из купола и аппаратов воздушного охлаждения, соединенных посредством промежуточного контура с конденсатором, под куполом расположены все элементы ядерной парогазовой установки, при этом реактор размещен на центральной оси купола (см. Патент №86783 Российская Федерация, МПК G 21D 03/00, опубл. 10.09.2009). Парогазовая установка позволяет повысить КПД установки, в первую очередь паровой турбины, за счет увеличения температуры перегрева пара с помощью утилизации тепла выхлопных газов газовой турбины. Применение аппаратов воздушного охлаждения, выполненных в виде сухой градирни, позволяет отказаться от разомкнутых систем водного охлаждения, например прудов-охладителей, от сброса тепла в реки или моря, тем самым улучшая экологическую обстановку. При строительстве ядерной установки, используя предлагаемую конструкцию, нет необходимости привязываться к источникам охлаждения конденсатора. В данной конструкции работа ядерного реактора независимо с газовой турбиной вводит дополнительный независимый источник электроэнергии, что повышает надежность работы всей установки. Использование тепловой энергии ядерного реактора только для испарения воды ставит ядерный реактор в более стабильные условия работы, повышая его надежность.

Недостатком известной ядерной парогазовой установки является необходимость прокачки большого объема питательной воды через экономайзер котла-утилизатора. При этом питательная вода после системы регенерации имеет высокую температуру, что приводит к большим потерям тепла с уходящими газами в котле-утилизаторе и снижению общей эффективности парогазовой установки. Размещение газовой турбины вблизи паровой турбины затруднительно, поэтому большая протяженность трубопроводов питательной воды приведет к большим гидравлическим и тепловым потерям. Опасным следствием этого, с точки зрения регулирования нагрузки паровой турбины, является то, что в трубопроводах находится существенный объем теплоносителя, что приведет к инерционности процесса регулирования мощности установки. Подогрев питательной воды выхлопными газами газовой турбины также сопряжен с серьезными трудностями. Во-первых, для его осуществления необходима прокладка трубопроводов для подачи выхлопных газов к экономайзеру котла-утилизатора, что сопряжено с существенными гидравлическими потерями в тракте выхлопных газов. Во-вторых, газоводяное теплообменное оборудование отличается большими габаритными размерами и его размещение вблизи паровой и газовой турбины затруднительно, что также приведет к увеличению общей протяженности газового и водяного тракта и росту гидравлического сопротивления и тепловых потерь.

Задачей настоящего изобретения является обеспечение повышения мощности и экономичности двухконтурной АЭС без изменения тепловой мощности реакторной установки.

Техническим результатом, достигаемым при использовании настоящего изобретения, является устранение значительных гидравлических и тепловых потерь водяного и газового трактов, а также инерционности регулирования нагрузки паровой турбины и значительных потерь тепла с уходящими газами газовой турбины.

Указанный технический результат достигается тем, что в ядерной парогазовой установке, содержащей реактор и, по меньшей мере, две самостоятельных циркуляционных петли, каждая из которых состоит из двух замкнутых контуров: первый контур включает в себя испаритель с сепаратором, второй контур включает в себя паровую турбину высокого давления с подогревателем высокого давления, паровую турбину низкого давления с подогревателем низкого давления, газовую турбину, конденсатор и электрогенераторы, согласно изобретению, дополнительный подогрев питательной воды осуществляется в пароводяном подогревателе промежуточным паровым теплоносителем, генерируемым в утилизационном парогенераторе газовой турбины, при этом утилизационный парогенератор с трубопроводом греющего пара подключен по нагреваемой стороне к трубопроводу отбора основного конденсата паровой турбины, а по греющей стороне - к пароводяному подогревателю, включенному после подогревателя питательной воды высокого давления.

Повышение мощности и экономичности энергоблока двухконтурной АЭС достигается за счет того, что пар, генерируемый в утилизационном парогенераторе за счет теплоты отработавших газов газовой турбины, по трубопроводам греющего пара поступает в пароводяной подогреватель, повышая температуру питательной воды перед основным парогенератором. Таким образом, дополнительный подогрев питательной воды осуществляется промежуточным паровым теплоносителем, генерируемым в утилизационном парогенераторе, а повышение температуры питательной воды на входе в основной парогенератор позволяет повысить мощность энергоблока двухконтурной АЭС за счет увеличения расхода рабочего тела во втором циркуляционном контуре без изменения тепловой мощности реактора. Использование промежуточного теплоносителя позволяет исключить значительные гидравлические потери как по водяному, так и по газовому тракту установки, за счет чего достигается большая эффективность парогазовой установки по сравнению с аналогами. Кроме того, устраняется инерционность процесса регулирования паровой турбины при повышении ее мощности в режимах сброса нагрузки и аварийного останова. Снижение температуры воды, питающей утилизационный парогенератор, позволяет снизить температуру уходящих газов после утилизационного парогенератора и, тем самым, снизить потери тепла с выхлопными газами газовой турбины и повысить общую эффективность парогазовой установки.

Изобретение иллюстрируется чертежом, где на фиг. 1 показана схема парогазовой установки двухконтурной АЭС. Позиции на чертеже обозначают следующее: 1 - цилиндр высокого давления (ЦВД) паровой турбины; 2 - цилиндр низкого давления (ЦНД) паровой турбины; 3 - сепаратор-пароперегреватель; 4 - конденсатор паровой турбины; 5 - электрические генераторы; 6 - конденсатный насос; 7, 9 - подогреватель низкого и высокого давления, соответственно; 8 - питательный насос; 10 - пароводяной подогреватель; 11 - основной парогенератор; 12 - реактор; 13 - компрессор газовой турбины; 14 - камера сгорания газовой турбины; 15 - газовая турбины; 16 - тракт отработавших газов; 17 - утилизационный парогенератор; 18 - насос; 19 - трубопровод отбора основного конденсата; 20 - трубопровод греющего пара.

Парогазовая установка двухконтурной АЭС включает подачу пара от основного парогенератора 11 в паровую турбину с цилиндрами высокого 1 и низкого 2 давления, сепаратор 3, конденсатор 4, электрогенераторы 5, подогреватель низкого 7 и высокого 9 давления, конденсатный 6 и питательный 8 насос, реактор 12, компрессор газовой турбины 13, камеру сгорания газовой турбины 14, газовую турбину 15, тракт отработавших газов газовой турбины 16. При этом выход цилиндра высокого давления 1 через сепаратор-пароперегреватель 3 соединен с входом цилиндра низкого давления 2, а газовая турбина 15 через камеру сгорания 14 соединена с компрессором 13.

Парогазовая установка двухконтурной АЭС включает подачу основного конденсата паровой турбины по трубопроводу отборного конденсата 19 через насос 18 в утилизационный парогенератор 17, соединенный по греющей стороне с трактом отработавших газов 16 газовой турбины 15. За счет утилизации тепла уходящих газов происходит нагрев и испарение поступающего конденсата с образованием пара, который по трубопроводам греющего пара 20 подается в пароводяной подогреватель 10, где в процессе пароводяного теплообмена осуществляется подогрев питательной воды до заданной температуры, что позволяет повысить мощность паровой турбины за счет увеличения расхода рабочего тела при неизменной тепловой мощности реактора и, учитывая выработку энергии газовой турбиной 15, повысить мощность всего энергоблока, вырабатываемую электрогенераторами 5.

Парогазовая установка двухконтурной АЭС работает следующим образом.

Основной конденсат паровой турбины по трубопроводу отборного конденсата 19 через насос 18 подается в утилизационный парогенератор 17, подключенный по греющей стороне к тракту отработавших газов 16 газовой турбины 15. Насос 18 необходим для создания давления греющего пара на уровне давления насыщенного пара в основном парогенераторе. В утилизационном парогенераторе 17 за счет утилизации тепла отработавших газов происходит нагрев и испарение основного конденсата с образованием промежуточного парового теплоносителя, который по трубопроводам греющего пара 20 поступает в пароводяной подогреватель 10, где происходит подогрев питательной воды паровой турбины до заданной температуры.

Дополнительный подогрев питательной воды позволяет повысить мощность паровой турбины за счет увеличения расхода рабочего тела при неизменной тепловой мощности реактора и, учитывая выработку энергии газовой турбиной 15, повысить мощность всего энергоблока. Дополнительный подогрев питательной воды паровой турбины промежуточным паровым теплоносителем, генерируемым в утилизационном парогенераторе 17 за счет утилизация тепла отработавших газов газовой турбины 15, не приводит к существенным гидравлическим и тепловым потерям, как если бы подогрев питательной воды осуществлялся непосредственно в экономайзере котла-утилизатора. При этом исключается инерционность процесса регулирования мощности паровой турбины. Использование основного конденсата с более низкой температурой, чем у питательной воды после подогревателя высокого давления, позволяет снизить температуру уходящих газов после утилизационного парогенератора и, тем самым, снизить потери тепла с выхлопными газами газовой турбины и повысить общую эффективность парогазовой установки.

Отличительным признаком предложенной парогазовой установки является устранение значительных гидравлических и тепловых потерь водяного и газового трактов за счет использования промежуточного теплоносителя, генерируемого в утилизационном парогенераторе газовой турбины, а также устранение инерционности регулирования нагрузки паровой турбины и повышение эффективности использования тепла уходящих газов газовой турбины.

Парогазовая установка двухконтурной атомной электростанции, содержащая паровую турбину, на которую подается пар из основного парогенератора, с цилиндрами высокого и низкого давления, соединенными между собой паропроводом с включенным в него сепаратором-пароперегревателем, газовую турбину и утилизационный парогенератор, генерирующий пар, подключенный по греющей стороне к тракту отработавших газов газовой турбины, отличающаяся тем, что дополнительный подогрев питательной воды осуществляется в пароводяном подогревателе, включенном после подогревателя питательной воды высокого давления, промежуточным паровым теплоносителем, подаваемым из утилизационного парогенератора по трубопроводу греющего пара, при этом конденсат по трубопроводу отбора основного конденсата подается в утилизационный парогенератор, в котором происходит нагрев и испарение поступающего конденсата с образованием пара.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к теплообменной технике и предназначено для использования в системе водоподготовки при подпитке питательной водой второго контура в стояночном режиме при поддержании ядерной энергетической установки (ЯЭУ) собственным теплом, работающей на жидкометаллическом теплоносителе в режиме переменных нагрузок.

Изобретение относится к энергоустановке с замкнутым контуром, которая вырабатывает электричество за счет тепла, получаемого от высокотемпературного ядерного реактора.

Изобретение относится к энергетике. .

Изобретение относится к анализу и оценке безопасности технологических процессов и может быть использовано, в частности, для выполнения анализа и оценки безопасности при управлении АЭС.

Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам теплоснабжения, в которых осуществляется авторегулирование тепловой мощности в активной зоне реактора в зависимости от сезонных и суточных колебаний количества тепловой энергии, потребляемой потребителем.

Изобретение относится к энергетике и может быть использовано в энергоблоках атомных электрических станций (АЭС), в ядерных энергетических установках (ЯЭУ) другого назначения с любым типом реактора, а также на тепловых электростанциях.

Изобретение относится к способам определения парового коэффициента реактивности (ПКР) на реакторах типа РБМК. .

Изобретение относится к ядерной технике и может быть применено на атомной электростанции. .

Изобретение относится к автоматике и вычислительной технике и может быть использовано в системах автоматизированного контроля и управления АЭС для построения управляющих систем безопасности (УСБ) АЭС. УСБ содержит множество идентичных каналов безопасности, каждый канал включает станции ввода вывода сигналов технологического процесса, станции приоритетного управления исполнительными механизмами, контроллер автоматизации средств безопасности, шину ввода вывода средств безопасности и соединен с другими каналами безопасности с помощью перекрестных дуплексных оптоволоконных связей. Процессорный модуль автоматизации средств безопасности каждого канала безопасности соединен с ПМА СБ других каналов безопасности с помощью перекрестных связей, выполненных на основе межпроцессорных интерфейсов МПИ типа "точка-точка", построенных на базе интерфейса Ethernet и коммуникационного протокола уровня данных. Технический результат - повышение надежности многоканальной УСБ, устранение выдачи ложных команд управления и защиты на исполнительные устройства, повышение эффективности мажоритарного резервирования, расширение функций дистанционного управления и диагностирования с блочного и резервного пунктов управления и верхнего уровня системы нормальной эксплуатации, сокращение времени восстановления системы и повышение готовности. 2 з.п. ф-лы, 7 ил.

Изобретение относится к системе моделирования ядерного реактора. Технический результат заключается в автоматизации моделирования и симуляции ядерного реактора. Система содержит интерфейс моделирования для определения стандартизированных данных моделирования абстрактной модели ядерного реактора, преобразования этих данных в данные моделирования ядерного реактора, определяющие модель ядерного реактора, симулятор, включающий множество модулей симулятора, включающих модуль нейтронного симулятора, модуль симулятора выгорания топлива, модуль термогидравлического симулятора и модуль симулятора характеристик материала, причем симулятор связан с интерфейсом моделирования и сконфигурирован для генерирования данных симуляции для интерфейса моделирования, причем интерфейс моделирования сконфигурирован для избирательной и итерационной посылки данных моделирования ядерного реактора в выбранные модули симулятора для формирования данных симуляции ядерного реактора, приема данных симуляции ядерного реактора, анализа и обновления данных моделирования и данных симуляции для их сохранения, стандартизации обновленных данных моделирования ядерного реактора, базу данных, связанную с интерфейсом моделирования и сконфигурированную для приема стандартизированных данных. 28 з.п. ф-лы, 40 ил., 3 табл.

Изобретение относится к устройству для обнаружения несанкционированных манипуляций системным состоянием блока управления и регулирования, в частности программируемого логического контроллера ядерной установки. Технический результат заключается в повышении надежности контроля работы установки в соответствии с заданной программой. Для этого устройство обеспечивает возможность надежным образом обнаруживать несанкционированные манипуляции. Предусмотрен модуль мониторинга, который контролирует рабочее состояние, и/или состояние расширения аппаратных средств, и/или состояние программы блока управления и регулирования и при изменениях этого состояния формирует сообщение. 2 н. и 9 з.п. ф-лы, 4 ил.
Наверх