Устройство повышения кпд и мощности траснпортабельной атомной электростанции



Устройство повышения кпд и мощности траснпортабельной атомной электростанции
Устройство повышения кпд и мощности траснпортабельной атомной электростанции

 


Владельцы патента RU 2550362:

Иванюк Виктор Николаевич (RU)

Изобретение относится к области теплотехники, а именно к атомной энергетике. Транспортабельная атомная электростанция включает ядерный реактор, соединенный с парогенератором, газовый котел-пароперегреватель, турбогенератор и воздухоподогреватель.

Дополнительно введен подогреватель питательной воды, к первому входу которого подключен второй выход котла-пароперегревателя, доводящего температуру пара до 540°С-600°С, а первый выход подогревателя питательной воды соединен со вторым входом воздухоподогревателя. Второй выход подогревателя питательной воды соединен с парогенератором, а первый выход котла-пароперегревателя подключен через турбогенератор, конденсатор, подогреватель низкого давления, деаэратор и подогреватель высокого давления ко второму входу подогревателя питательной воды. Технический результат - повышение КПД и эффективной мощности транспортабельных, в том числе плавучих, атомных электростанций. 2 ил.

 

-*Предлагаемое техническое решение относится к области теплотехники, а именно к атомной энергетике, и может быть использовано, преимущественно, при создании или модернизации транспортабельных атомных теплоэлектростанций, в том числе плавучих (ПАТЭС).

Известен ряд технических решений использования тепловой энергии внешнего источника для перегрева пара на атомных станциях.

Известны АЭС с водо-водяными реакторами на тепловых нейтронах (Маргулова Т.Х., Атомные электрические станции, 5. М.: МЭИ, 1994, стр.21). АЭС такого типа не могут производить пар с высокой температурой и давлением, близким к параметрам, достигнутым в традиционной энергетике на органическом топливе. Параметры таких станций обычно не превышают 330°С и 7,0 МПа, в судовых АЭУ - 290°С и 4,0 МПа, в то время как в обычной энергетике эти параметры уже достигли 590°С и 25,0 МПа.

КПД соответственно до 35% у водо-водяных АЭС, до 30% у судовых АЭУ и до 46% у теплоэлектростанций (ТЭС).

Наиболее близким к предлагаемому техническому решению является устройство, описанное в патенте RU №2335641 от 17.08.2006 г., вариант, где в качестве независимого источника тепловой энергии для перегрева используется природный газ. Техническое решение, выбранное за прототип, представлено на фиг.1, где 1 - реактор, 2 - парогенератор, 3 - циркуляционный насос, турбина, включающая цилиндры высокого 4, среднего 5 и низкого 6 давления, 7 - генератор, 8 - конденсатор, 9 - питательный насос, 10 - котел-пароперегреватель, 11 - независимый источник тепловой энергии, 12 - воздухонагреватель, 13 - вентилятор, 14 - турбодетандер, 15 - генератор электроэнергии, 16 - подогреватель природного газа, 17 - 1-я задвижка, 18 - магистральный трубопровод, 19 - газопровод, 20 - 2-я задвижка, 21 - 3-я задвижка, 22 - трубопровод. Турбодетандер 14 соединен валом с генератором электроэнергии 15, первый вход подогревателя природного газа 16 через первую задвижку 17 подключен к магистральному трубопроводу 18, а первый выход подогревателя природного газа 16 по газу соединен с первым входом в турбодетандер 14, второй вход его по продуктам сгорания - с выходом воздухонагревателя 12 при помощи газопровода 19, вход в котел-пароперегреватель 10 по газу через вторую задвижку 20 соединен с выходом турбодетандера 14 и одновременно через третью задвижку 21, установленную на газопроводе 22, с магистральным трубопроводом 18. За счет увеличения располагаемого перепада энтальпий достигается увеличение мощности нового блока примерно на 60%, по сравнению с существующим блоком АЭС.

Рассматриваемое решение, имеет несколько существенных недостатков.

Во-первых, в известном решении по патенту №2335641 предлагается использовать паровую турбину, работающую при температуре пара в диапазоне 800°С-850°С. Однако на настоящий момент, таких турбин не существует. Максимальная температура для современных паровых турбин находится на уровне 600°С-630°С или немногим выше. Это связано с отсутствием материалов, которые бы надежно и долго работали в таких условиях. Даже широко распространенная диаграмма «энтропия-энтальпия», используемая при расчетах, ограничивается 700°С.

Таким образом, вызывает сомнение возможность осуществления в настоящее время предложенного решения.

Во-вторых, применение турбодетандерной установки усложняет конструкцию при сомнительном положительном эффекте. Решение, изложенное в прототипе, требует, чтобы на АЭС был заведен газовый магистральный трубопровод высокого давления, что и дорого, и небезопасно.

Более того, в турбодетандере происходит охлаждение подаваемого газа, что снивилирует предварительный подогрев. Поэтому незначительное повышение КПД произойдет лишь за счет снижения давления газа от подающего газопровода до подачи в топку, а это всего 3-6 атм.

Заявляемое техническое решение ставит своей задачей при минимальных дополнительных затратах обеспечить повышение КПД и увеличение мощности ПАТЭС.

Как и ближайший аналог, предлагаемая конструкция включает ядерный реактор, соединенный с парогенератором, котел-пароперегреватель, турбогенератор и воздухоподогреватель.

Для решения поставленной задачи предлагается доводить в котле-пароперегревателе температуру пара до 540°С-600°С и дополнительно ввести в устройство подогреватель питательной воды, с соответственной схемой его подключения, где к первому входу подогревателя питательной воды подключен второй выход котла-пароперегревателя, а первый выход подогревателя питательной воды соединен со вторым входом воздухоподогревателя, при этом первый выход котла-пароперегревателя подключен через турбогенератор, конденсатор, подогреватель низкого давления (ПНД), деаэратор и подогреватель высокого давления (ПВД) ко второму входу подогревателя питательной воды, второй выход которого соединен с парогенератором.

Поставленная задача решается предложенной совокупностью существенных признаков, а именно наличием в схеме дополнительного подогревателя питательной воды, где к первому входу подогревателя питательной воды подключен второй выход котла-пароперегревателя, а первый выход подогревателя питательной воды соединен со вторым входом воздухоподогревателя, при этом первый выход котла-пароперегревателя подключен через турбогенератор, конденсатор, подогреватель низкого давления (ПНД), деаэратор и подогреватель высокого давления (ПВД) ко второму входу подогревателя питательной воды, второй выход которого соединен с парогенератором. При этом температура пара на выходе котла-пароперегревателя 540°С-600°С.

На фиг.1 представлена схема повышения КПД и мощности двухконтурной атомной станции по патенту RU №2335641.

На фиг.2 представлена схема предлагаемого технического решения, где:

1 - реактор;

2 - парогенератор;

3 - циркуляционный насос;

4 - котел-пароперегреватель;

5 - турбогенератор;

6 - конденсатор;

7 - насос охлаждения конденсатора;

8 - насос первого подъема;

9 - подогреватель низкого давления (ПНД);

10 - деаэратор;

11 - насос второго подъема;

12 - подогреватель высокого давления (ПВД);

13 - подогреватель питательной воды;

14 - воздухонагреватель.

Рассмотрим конкретный пример выполнения предлагаемого технического решения.

Ядерный водо-водяной реактор 1 подключен к парогенератору 2 через циркуляционный насос 3. Второй выход парогенератора 2 соединен паропроводом с первым входом котла-пароперегревателя 4, первый выход которого паропроводом соединен с входом турбогенератора 5. Основной выход турбогенератора 5 соединен с входом конденсатора 6, выход которого через насос 8 и ПНД 9 соединен с деаэратором 10. Выход деаэратора 10 через насос 11 и ПВД 12 подключен ко второму входу подогревателя питательной воды 13, второй выход которого соединен со вторым входом парогенератора 2.

Второй вход котла-пароперегревателя 4 соединен с трубопроводом подачи горячего воздуха из воздухоподогревателя 14. Третий вход котла-пароперегревателя 4 подключен к трубопроводу подачи газа. Второй выход котла-пароперегревателя 4 соединен с первым входом подогревателя питательной воды 13, первый выход которого подключен ко второму входу воздухонагревателя 14.

Предлагаемое устройство работает следующим образом. Питательная вода, образующаяся в конденсаторе 6, насосом 8 подается в ПНД 9 и далее в деаэратор 10, затем насосом 11 подается в ПВД 12 и далее в подогреватель питательной воды 13, обогреваемый отходящими дымовыми газами из котла-пароперегревателя 4.

Вода в подогревателе питательной воды 13 повышает свою температуру и поступает в парогенератор 2, где превращается в пар, который в дальнейшем по паропроводу подается в котел-пароперегреватель 4, где его температура повышается до температуры 540°С-600°С и далее по паропроводу подается в турбогенератор 5, где совершает полезную работу. После турбины отработавший пар подается в конденсатор 6, замыкая цикл пар-конденсат.

В котел-пароперегреватель 4 подается воздух из воздухоподогревателя 14 и природный газ, который, сгорая, передает свою энергию и поднимает температуру перегреваемого пара. Основную часть своей энергии дымовые газы отдают в котле-пароперегревателе 4 и затем через второй выход направляются в подогреватель питательной воды 13, где, отдавая еще часть своей энергии, нагревают питательную воду, поступающую в парогенератор 2. Далее дымовые газы поступают в воздухоподогреватель 14, в котором подогревают исходный воздух, подаваемый воздуходувкой в котел-пароперегреватель 4, и далее сбрасываются в атмосферу.

Повышение КПД и суммарной мощности устройства достигается за счет увеличения энтальпии свежего пара перед турбогенератором 5. При температуре пара в диапазоне 540°С-600°С в зависимости от давления можно получить КПД (нетто) от 40% до 44%.

В случае использования в качестве реактора - судового КЛТ-40С, примененного в строящейся в настоящее время ПАТЭС, можно получить, реализуя предлагаемое техническое решение, около 80 МВт электрической мощности, вместо 33,5 МВт. В этом случае добавляемая за счет сжигаемого газа тепловая энергия составит лишь около 1/3 от мощности ядерной установки, т.е. 150 МВт и 55 МВт. Таким образом, достигается существенное уменьшение экологической нагрузки на окружающую среду, а также уменьшение тарифов на электроэнергию.

КПД можно довести до еще больших величин, поднимая давление пара в парогенераторе до близкого к насыщению. То есть парогенератор будет производить почти насыщенный пар, который затем будет перегреваться в котле-пароперегревателе. Для судовых ЯЭУ характерны давление пара в 3,5-4,0 МПа и температуры 280°С-300°С. Такие температуры позволяют повысить давление пара в парогенераторе до 7,0-8,0 МПа. Такое увеличение давления свежего пара позволит поднять КПД еще на 1,5-2%.

Подогреватель питательной воды, работающий на отходящих дымовых газах котла-пароперегревателя можно установить и до ПВД, или секционировать и установить одну секцию до ПВД, а другую до деаэратора, при этом сократятся промежуточные отборы пара с турбины.

Предложенная схема позволяет отказаться от турбодетандера с генератором электроэнергии и подогревателя природного газа.

Таким образом, заявляемое техническое решение - введение дополнительного блока подогревателя питательной воды с предложенным подключением, позволяет получить повышение КПД и увеличение мощности транспортабельной атомной теплоэлектростанции при упрощении устройства за счет исключения турбодетандерной установки, дополнительного генератора электроэнергии и подогревателя природного газа.

Транспортабельная атомная электростанция включает ядерный реактор, соединенный с парогенератором, газовый котел-пароперегреватель, турбогенератор и воздухоподогреватель, отличающаяся тем, что
дополнительно введен подогреватель питательной воды, к первому входу которого подключен второй выход котла-пароперегревателя, доводящего температуру пара до 540°С-600°С, а первый выход подогревателя питательной воды соединен со вторым входом воздухоподогревателя, при этом второй выход подогревателя питательной воды соединен с парогенератором, а первый выход котла-пароперегревателя подключен через турбогенератор, конденсатор, подогреватель низкого давления, деаэратор и подогреватель высокого давления ко второму входу подогревателя питательной воды.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к атомной энергетике. Гибридная атомная станция включает ядерный реактор на тепловых нейтронах, реакторный парогенератор и паротурбинную установку, работающую на генератор.

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к конструкциям ядерных энергетических установок. .

Изобретение относится к области атомной техники и теплоэнергетики. .

Изобретение относится к области атомной техники и теплоэнергетики. .

Изобретение относится к области атомной энергетики и предназначено для использования на паротурбинных установках атомных электрических станций (АЭС) двухконтурного типа с водоводяными реакторами, в частности изобретение может быть применено на серийных и проектируемых блоках АЭС с реакторами и турбинами, имеющими подогреватели высокого давления (ПВД).
Наверх