Способ управления теплосиловой установкой и устройство для его реализации



Способ управления теплосиловой установкой и устройство для его реализации
Способ управления теплосиловой установкой и устройство для его реализации
Способ управления теплосиловой установкой и устройство для его реализации

 


Владельцы патента RU 2604095:

федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" (ФГБОУ ВО "НИУ "МЭИ") (RU)

Предлагаемый способ управления теплосиловой установкой относится к области электроэнергетики и может быть использован на атомных электрических станциях (АЭС). Технический результат заключается в высокой маневренности установки при ее упрощении в целом и, как следствие, сокращение сроков окупаемости теплосиловой установки. Поставленная техническая задача решается тем, что в теплосиловой установке, использующей, например атомное или углеводородное, топливо, содержащей, по крайней мере, один контур рабочего тела и турбину с электрогенератором на валу, подключенным к энергосистеме, устанавливают заданную активную мощность электрогенератора, формируют задание на активную мощность, в соответствии с которым отбирают часть мощности от заданной мощности электрогенератора и используют эту отобранную часть мощности для дополнительного нагрева рабочего тела контура, одновременно пропорционально отобранной части мощности снижают расход топлива, а разность между заданной мощностью электрогенератора и указанной отобранной частью мощности отдают в энергосистему. 3 н. и 2 з.п. ф-лы, 2 ил.

 

Предлагаемый способ управления теплосиловой установкой относится к области электроэнергетики и может быть использован на атомных электрических станциях (АЭС).

Известен аналог - способ управления двухконтурной АЭС (учебник под редакцией Монахова А.С. Атомные электрические станции и их технологическое оборудование: Учебное пособие для техникумов. - М.: Энергоатомиздат, 1986, с. 13, рис. 2.2), состоящей из цилиндров высокого и низкого давления турбины с электрогенератором на валу, сепаратора, промперегревателя, включенного между указанными цилиндрами, сетевых подогревателей, конденсатора, конденсатного насоса, конденсатоочистки, охладителя основного эжектора, охладителя эжектора уплотнений, подогревателей низкого давления, дренажных насосов, деаэратора, питательного насоса, подогревателей высокого давления, заключающийся в том, что устанавливают режим АЭС, при котором электрогенератор имеет заданную, например номинальную, активную мощность и работает в базовом режиме графика энергосистемы.

Недостатком этого способа управления режимом АЭС является то, что он не обеспечивает соответствия вырабатываемой электрической мощности внешней переменной нагрузке согласно графику нагрузки энергосистемы из-за инертности первичного источника энергии - ядерного реактора.

Известен прототип - способ (заявка №2004118371) управления установкой для повышения безопасности и маневренности двухконтурных атомных электростанций с водно-водяными реакторами путем производства водорода на электролизной установке в периоды спада электрической нагрузки в энергосистеме.

Недостатком этого способа управления установкой является ограниченность спектра решаемых задач при больших капитальных вложениях на ее реализацию, так как предлагается использование установки в качестве резервного источника энергии, наравне с дизельным генератором, при аварийном обесточивании атомной станции.

Известна установка (Шестобитов И.В., Ляшов А.С, Щербак Д.С. Установка для обеспечения маневренности атомных электрических станций. Патент РФ на полезную модель №70312, МПК F01K 13/02, H02J 9/04, G21D 3/08. Опубликовано 20.01.2008) для обеспечения маневренности атомных электрических станций, содержащих ядерный реактор, парогенератор, паровую турбину, соединенную с электрогенератором и через конденсатор и конденсатный насос с системой регенеративных подогревателей низкого давления, связанной последовательно установленными деаэратором, питательным насосом парогенератора, подогревателями высокого давления, соединенными с парогенератором, причем подогреватели низкого давления и высокого давления через конденсатор связаны с паровой турбиной, вал которой соединен с электрогенератором, который связан с реактором для получения кислорода и водорода, за которым установлены емкости для накопления и хранения кислорода и водорода, соединенные с расположенными в технологической последовательности камерой сгорания, паровой турбиной сверхкритических параметров, вторым конденсатором и конденсатным насосом, связанным через регулирующий клапан с подогревателями низкого давления, деаэратором, питательным насосом камеры сгорания, подогревателями высокого давления, связанными с камерой сгорания, при этом конденсатный насос соединен с резервуаром для воды, связанным с помощью насосов с реактором для получения кислорода и водорода с одной стороны и с камерой сгорания с другой, а подогреватели низкого и высокого давления соединены через второй конденсатор с паровой турбиной сверхкритических параметров, соединенной со вторым электрогенератором.

Известная установка обладает тем недостатком, что рядом с атомной электростанцией, реализующей в тепловой части цикл Ренкина, для обеспечения ее маневренности установлена вторая электростанция с реактором для получения кислорода и водорода, в тепловой части реализующей также цикл Ренкина, что существенно усложняет установку и, как следствие, удорожает ее. Кроме того, следует отметить низкую эффективность возвратной выдачи электроэнергии в энергосистему при работе полной схемы последовательной цепочки - обоих циклов Ренкина (примем для них КПД 0.4) и реактора для получения кислорода и водорода (примем для него КПД 0.8). Тогда полный КПД составит всего η=0.4·0.4·0.8=0.128, т.е. примерно 13%.

Следует отметить, что на стр. 130 книги Бальян С.В. Техническая термодинамика и тепловые двигатели. Изд. 2-е, переработ. и доп. - Л.: Машиностроение, 1973, 304 с., указывается, что "Схемы атомных станций можно разделить в основном на двухконтурные и одноконтурные … Идеальным циклом одноконтурных атомных станций и контура рабочего тела двухконтурных станций является цикл Ренкина". Поэтому, не смотря на то, что в полезной модели - прототипе рассматривается только двухконтурная атомная электростанция, в данном предложении рассматриваются двухконтурные и одноконтурные атомные электростанции.

Техническая задача, решаемая изобретением, состоит в сохранении неизменными параметров цикла Ренкина теплосиловой установки при любых нормальных и аварийных режимах в энергосистеме и, как следствие, в повышении надежности работы АЭС.

Технический результат заключается в высокой маневренности установки при ее упрощении в целом и, как следствие, сокращение сроков окупаемости теплосиловой установки.

Поставленная техническая задача решается тем, что в теплосиловой установке, использующей, например атомное или углеводородное, топливо, содержащей, по крайней мере, один контур рабочего тела и турбину с электрогенератором на валу, подключенным к энергосистеме, согласно изобретению устанавливают заданную активную мощность электрогенератора, формируют задание на активную мощность, в соответствии с которым отбирают часть мощности от заданной мощности электрогенератора и используют эту отобранную часть мощности для дополнительного нагрева рабочего тела контура, одновременно пропорционально отобранной части мощности снижают расход топлива, а разность между заданной мощностью электрогенератора и указанной отобранной частью мощности отдают в энергосистему.

Кроме того, устройство управления теплосиловой установкой, например двухконтурной атомной электрической станцией, содержащей контур рабочего тела - теплоносителя ядерного реактора, и контур рабочего тела паротурбинного цикла Ренкина, включающего парогенератор, конденсатор, питательный насос и паровую турбину, выходной вал которой соединен с электрогенератором, статорные обмотки которого соединены с энергосистемой, дополнительно снабжено электрическим нагревателем и блоком питания электрического нагревателя, при этом электрический нагреватель расположен последовательно в контуре для нагрева рабочего тела - теплоносителя ядерного реактора, силовые входы электрического нагревателя соединены с силовыми выходами блока питания, силовой вход блока питания соединен с цепью статорной обмотки электрогенератора.

Кроме того, устройство управления теплосиловой установкой, например двухконтурной или одноконтурной атомной электрической станцией, содержащей контур рабочего тела паротурбинного цикла Ренкина, включающего, соответственно, парогенератор или ядерный реактор, а также конденсатор, питательный насос и паровую турбину, выходной вал которой соединен с электрогенератором, статорные обмотки которого соединены с энергосистемой, дополнительно снабжено электрическим нагревателем и блоком питания электрического нагревателя, при этом электрический нагреватель расположен последовательно в контуре для нагрева рабочего тела цикла Ренкина, силовые входы электрического нагревателя соединены с силовыми выходами блока питания, силовой вход блока питания соединен с цепью статорной обмотки электрогенератора.

Кроме того, устройство управления теплосиловой установкой, например двухконтурной или одноконтурной атомной электрической станцией, снабжено регулятором дополнительного нагрева рабочего тела контура, задатчиком мощности дополнительного нагрева рабочего тела контура, датчиком мощности силового входа блока питания нагревателя, блоком регулирования расхода топлива, регулятором мощности электрогенератора, задатчиком мощности электрогенератора, датчиком мощности электрогенератора, при этом управляющий вход блока питания соединен с выходом регулятора дополнительного нагрева рабочего тела контура, выход регулятора соединен с первым входом регулятора мощности электрогенератора, первый вход регулятора дополнительного нагрева рабочего тела контура соединен с датчиком мощности силового входа блока питания нагревателя, второй вход регулятора соединен с задатчиком мощности дополнительного нагрева рабочего тела контура, второй вход регулятора мощности электрогенератора соединен с выходом задатчика мощности электрогенератора, а третий вход регулятора мощности электрогенератора соединен с выходом датчика мощности электрогенератора, выход регулятора соединен с входом блока регулирования расхода топлива, выход которого соединен с управляющим входом ядерного реактора.

Предлагаемое устройство схематично представлено на чертежах.

На Фиг. 1 представлена упрощенная схема двухконтурной атомной электрической станции, содержащей контур рабочего тела ядерного реактора и контур рабочего тела цикла Ренкина, при включении электрического нагревателя последовательно в контур рабочего тела - теплоносителя ядерного реактора.

На Фиг. 2 представлена упрощенная схема двухконтурной атомной электрической станции, содержащей контур рабочего тела ядерного реактора и контур рабочего тела цикла Ренкина, при включении электрического нагревателя последовательно в контур рабочего тела цикла Ренкина.

Согласно Фиг. 1 устройство управления теплосиловой установкой, например двухконтурной атомной электрической станцией, содержит контур рабочего тела - теплоносителя, включающего ядерный реактор 1 и парогенератор 2, и контур рабочего тела паротурбинного цикла Ренкина, включающего парогенератор 2, конденсатор 4, питательный насос 8 и паровую турбину 3, выходной вал которой соединен с электрогенератором 11, статорные обмотки которого соединены с энергосистемой 12. Паровая турбина 3, цилиндры которой соединены между собой через пароперегреватель 24, соединена через конденсатор 4 и конденсатный насос 5 с системой регенеративных подогревателей 6 низкого давления, далее связанные последовательно установленными деаэратором 7, питательным насосом 8 парогенератора 2 и системой регенеративных подогревателей 9 высокого давления с парогенератором 2, причем системы регенеративных подогревателей низкого 6 и высокого 9 давления через отборы 10 связаны с паровой турбиной 3. Электрический нагреватель 13, выполненный, например, в виде выпускаемых в мире карбидкремниевых нагревателей, представляет собой набор цилиндрических стержней сплошного (тип КЭН Б по ГОСТ 16139-76) или трубчатого (КЭН В) сечения диаметром 4-110 мм, длиной рабочей теплоизлучающей части от 60 до 2440 мм и общей длиной нагревателя до 3280 мм (Полонский Ю.А., Захаренков В.К. Карбидкремниевые электронагреватели для электрических печей сопротивления. Известия Академии Наук, Энергетика. 1999. №3, стр. 119-127). Для подвода тока к нагревателям с помощью металлических гибких шин их "холодные" концы выполняются из материалов, имеющих удельное электрическое сопротивление в 10-100 раз меньше, чем сопротивление рабочей части. Электрический нагреватель 13 расположен последовательно в контуре для нагрева рабочего тела - теплоносителя ядерного реактора 1, силовые входы электрического нагревателя 13 соединены с силовыми выходами блока питания 14. Блок питания 14 может быть выполнен в виде переключателя, применяемого в трансформаторах с регулированием напряжения под нагрузкой (РПН) (Вольдек А.И. Электрические машины. Учебник для студентов Высш. техн. учебн. заведений. Изд. 2-е, перераб. и доп. - Л.: Энергия, 1974. стр. 307-308), в виде регулируемого выпрямителя (Розанов Ю.К. Силовая электроника: учебник для вузов / Ю.К Розанов, М.В. Рябчицкий, А.А Квасюк. 2-е изд., стереотипное. - М.: Издательский дом МЭИ. 2009. - 632.: ил., стр. 210-261) или в виде трехфазного тиристорного регулятора (там же, стр. 293-295). Силовой вход блока питания 14 соединен с цепью статорной обмотки электрогенератора 11.

Кроме того, устройство снабжено регулятором 16 дополнительного нагрева (выполненного, например, в виде регулятора пропорционального или пропорционально-интегрального типа) рабочего тела контура, задатчиком 18 мощности дополнительного нагрева (выполненного, например, в виде источника постоянного сигнала) рабочего тела контура, датчиком 15 мощности силового входа блока 14 питания нагревателя 13, блоком 23 регулирования расхода топлива, регулятором 17 мощности электрогенератора 11, задатчиком 21 мощности электрогенератора 11, датчиком 22 мощности электрогенератора 11, при этом управляющий вход блока питания 14 соединен с выходом регулятора 16 дополнительного нагрева рабочего тела контура, выход регулятора 16 соединен с первым входом регулятора 17 мощности электрогенератора 11, первый вход регулятора 16 дополнительного нагрева рабочего тела контура соединен с датчиком 15 мощности силового входа блока 14 питания нагревателя, второй вход регулятора 16 соединен с задатчиком 18 мощности дополнительного нагрева рабочего тела контура, второй вход регулятора 17 мощности электрогенератора 11 соединен с выходом задатчика 21 мощности электрогенератора 11, а третий вход регулятора 17 мощности электрогенератора 11 соединен с выходом датчика 22 мощности электрогенератора 11, выход регулятора 17 соединен с входом блока 23 регулирования расхода топлива, выход которого соединен управляющим входом ядерного реактора 1. При этом выключатель 20 в статорной цепи электрогенератора 11 снабжен датчиком 19 положения выключателя, выход которого соединен с входом задатчика 18 мощности дополнительного нагрева рабочего тела контура.

Рассмотрим три режима работы теплосиловой установки по Фиг. 1.

Первый режим - нормальный, например номинальный, при котором выключатель 20 находится во включенном состоянии и теплосиловая установка работает на энергосистему 12. Примем, что электрогенератор 11 работает с cosφ=1. Соответственно в относительных единицах мощность электрогенератора 11 составляет ту же величину, т.е. РЭГ=cosφ=1. Мощность электрического нагревателя 13 нулевая, т.е. ΔРЭН=0. Примем также, что КПД всей теплосиловой установки (т.е. всей электростанции) составляет η=0.4. Тогда полный секундный расход топлива (т.е. полная тепловая мощность, которую развивает топливо при сгорании) при этом в относительных единицах составляет . Очевидно, что нормальный секундный перерасход топлива (из-за η=0.4) в относительных единицах составляет ΔQ=QТОПЭГ=2.5-1=1.5. Эта мощность сбрасывается через конденсатор 4, а охлаждение конденсатора 4 осуществляется охлаждающей водой, подаваемой циркуляционным насосом 25.

Второй режим - аварийный. Предположим, в энергосистеме 12 произошла какая-то авария, при которой выключатель 20 был переведен в выключенное состояние. При этом датчик 19 положения выключателя 20 формирует сигнал о выключенном состоянии выключателя 20. Этот сигнал поступает на вход задатчика 18 мощности дополнительного нагрева рабочего тела контура, который формирует сигнал, поступающий на второй вход регулятора 16 дополнительного нагрева рабочего тела контура. Одновременно на первый вход регулятора 16 дополнительного нагрева рабочего тела контура поступает сигнал с датчика 15 мощности силового входа блока 14 питания нагревателя. По этим двум сигналам регулятор 16 дополнительного нагрева рабочего тела контура включает блок 14 питания нагревателя на полную мощность электрогенератора 11, что, соответственно в относительных единицах, составляет ту же доаварийную величину РЭГ=cosφ=1. При этом мощность дополнительного нагрева рабочего тела - теплоносителя контура ядерного реактора 1 электрическим нагревателем 13 равна ΔРЭНЭГ=1. Одновременно по сигналу регулятора 17 блок 23 регулирования расхода топлива, выход которого соединен с управляющим входом ядерного реактора 1, снижает секундный расход ядерного топлива на ту же величину и реальный расход ядерного топлива в этом режиме составляет ΔQТОП=QТОПЭГ=2.5-1=1.5. Очевидно, экономия секундного расхода топлива составляет ΔРЭНЭГ=1.

В таком экономичном режиме теплосиловая установка может работать сколь угодно долго вплоть восстановления нормального режима энергосистемы при сохранении неизменными (по температуре, давлению и расходу) параметров цикла Ренкина теплосиловой установки. При восстановлении нормального режима энергосистемы 12, т.е. при включении выключателя 20, теплосиловая установка сразу же на себя возьмет всю номинальную нагрузку, т.к. не требуется время на разогрев устройства. Очевидно, предложение позволяет исключить возможность полного "погасания" электростанций при тяжелых, аварийных потерях устойчивости в энергосистеме, как это было, например, в энергосистемах США, в частности аварии в Нью-Йоркской системе 9.11.1965 г., когда 2/3 США полностью "погасло" на несколько суток (Веников В.А. Переходные электромеханические процессы в электрических системах. Изд. 2-е, переработ. и доп. Учебник для электроэнергетич. специальностей вузов. - М.: Высшая школа. 1970, стр. 462). В принципе, сюда же можно отнести особые нормальные отключения электростанций в соответствии с графиком нагрузки энергосистемы на субботние, воскресные и праздничные дни.

Третий режим - любой между указанными выше двумя режимами. Такие режимы возникают в энергосистемах ежесуточно в периоды ночных провалов графиков нагрузки. Например, оператор задает с помощью задатчика 21 какую-то мощность электрогенератора 11. Затем оператор в пределах этой мощности с помощью задатчика 18 задает мощность дополнительного нагрева рабочего тела контура. В остальном устройство работает аналогично вышеописанному.

Работа двухконтурной атомной электрической станции по Фиг. 2, содержащей контур рабочего тела ядерного реактора и контур рабочего тела цикла Ренкина, при включении электрического нагревателя 13 последовательно в контур рабочего тела цикла Ренкина, отличается от работы вышеописанного устройства по Фиг. 1 тем, что осуществляется дополнительный нагрев рабочего тела контура цикла Ренкина. При этом максимальная мощность дополнительного нагрева рабочего тела контура цикла Ренкина электрическим нагревателем 13 также равна ΔРЭНЭГ=1, в общем случае может быть любой в пределах 0≤ΔРЭН≤1 при экономии расхода топлива. Для сравнения отметим, что для обычного энергоблока мощностью 300 МВт при снижении нагрузки до 200 МВт в период ночных минимумов продолжительностью 6.5 часов неизбежные потери топлива (из-за неэкономичности диктуемого энергосистемой режима) составляют 15.694 т в сутки (Трубицын В.И. Надежность электростанций: Учебник для вузов. - М.: Энергоатомиздат, 1997. 240 с.: ил., стр. 179, таблица 5.4). В течение года это составит 15.694×365=5728.31 т. При применении предложения, по крайней мере, это топливо будет сэкономлено.

Изобретение позволяет сохранить неизменными параметры цикла Ренкина теплосиловой установки при любых нормальных и аварийных режимах в энергосистеме, что, как следствие, повышает надежность работы АЭС. При этом нет необходимости в использовании резервного источника энергии, наравне с дизельным генератором, при аварийном обесточивании АЭС. Высокая маневренность теплосиловой установки позволяет использовать ее и для регулирования частоты в энергосистеме. Упрощение теплосиловой установки в целом сокращает сроки ее окупаемости.

Предложение может быть использовано на надводных и подводных атомоходах и надводных теплоходах, использующих электросиловой привод гребных винтов через реализацию цикла Ренкина.

1. Способ управления теплосиловой установкой, использующей топливо, содержащей, по крайней мере, один контур рабочего тела и турбину с электрогенератором на валу, подключенным к энергосистеме, основанный на том, что устанавливают заданную активную мощность электрогенератора, отличающийся тем, что формируют задание на активную мощность, в соответствии с которым отбирают часть мощности от заданной мощности электрогенератора и используют эту отобранную часть мощности для дополнительного нагрева рабочего тела контура, одновременно пропорционально отобранной части мощности снижают расход топлива, а разность между заданной мощностью электрогенератора и указанной отобранной частью мощности отдают в энергосистему.

2. Устройство управления теплосиловой установкой, например двухконтурной атомной электрической станцией, содержащей контур рабочего тела - теплоносителя ядерного реактора, и контур рабочего тела паротурбинного цикла Ренкина, включающего парогенератор, конденсатор, питательный насос и паровую турбину, выходной вал которой соединен с электрогенератором, статорные обмотки которого соединены с энергосистемой, отличающееся тем, что оно дополнительно снабжено электрическим нагревателем и блоком питания электрического нагревателя, при этом электрический нагреватель расположен последовательно в контуре для нагрева рабочего тела - теплоносителя ядерного реактора, силовые входы электрического нагревателя соединены с силовыми выходами блока питания, силовой вход блока питания соединен с цепью статорной обмотки электрогенератора.

3. Устройство управления теплосиловой установкой, содержащей контур рабочего тела паротурбинного цикла Ренкина, включающего, соответственно, парогенератор или ядерный реактор, а также конденсатор, питательный насос и паровую турбину, выходной вал которой соединен с электрогенератором, статорные обмотки которого соединены с энергосистемой, отличающееся тем, что оно дополнительно снабжено электрическим нагревателем и блоком питания электрического нагревателя, при этом электрический нагреватель расположен последовательно в контуре для нагрева рабочего тела цикла Ренкина, силовые входы электрического нагревателя соединены с силовыми выходами блока питания, силовой вход блока питания соединен с цепью статорной обмотки электрогенератора.

4. Устройство управления теплосиловой установкой по п. 2, отличающееся тем, что оно снабжено регулятором дополнительного нагрева рабочего тела контура, задатчиком мощности дополнительного нагрева рабочего тела контура, датчиком мощности силового входа блока питания нагревателя, блоком регулирования расхода топлива, регулятором мощности электрогенератора, задатчиком мощности электрогенератора, датчиком мощности электрогенератора, при этом управляющий вход блока питания соединен с выходом регулятора дополнительного нагрева рабочего тела контура, кроме того, выход регулятора соединен с первым входом регулятора мощности электрогенератора, первый вход регулятора дополнительного нагрева рабочего тела контура соединен с датчиком мощности силового входа блока питания нагревателя, второй вход регулятора соединен с задатчиком мощности дополнительного нагрева рабочего тела контура, второй вход регулятора мощности электрогенератора соединен с выходом задатчика мощности электрогенератора, а третий вход регулятора мощности электрогенератора соединен с выходом датчика мощности электрогенератора, выход регулятора соединен с входом блока регулирования расхода топлива, выход которого соединен управляющим входом ядерного реактора.

5. Устройство управления теплосиловой установкой по п. 3, отличающееся тем, что оно снабжено регулятором дополнительного нагрева рабочего тела контура, задатчиком мощности дополнительного нагрева рабочего тела контура, датчиком мощности силового входа блока питания нагревателя, блоком регулирования расхода топлива, регулятором мощности электрогенератора, задатчиком мощности электрогенератора, датчиком мощности электрогенератора, при этом управляющий вход блока питания соединен с выходом регулятора дополнительного нагрева рабочего тела контура, кроме того, выход регулятора соединен с первым входом регулятора мощности электрогенератора, первый вход регулятора дополнительного нагрева рабочего тела контура соединен с датчиком мощности силового входа блока питания нагревателя, второй вход регулятора соединен с задатчиком мощности дополнительного нагрева рабочего тела контура, второй вход регулятора мощности электрогенератора соединен с выходом задатчика мощности электрогенератора, а третий вход регулятора мощности электрогенератора соединен с выходом датчика мощности электрогенератора, выход регулятора соединен с входом блока регулирования расхода топлива, выход которого соединен управляющим входом ядерного реактора.



 

Похожие патенты:

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.

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.

Изобретение относится к области энергетики, а именно к области использования солнечной энергии, и может быть применено при генерировании электрического тока с использованием энергии солнечного излучения в качестве источника теплового излучения.

Изобретение относится к области энергетики, а именно к области использования солнечной энергии, и может быть применено при генерировании электрического тока с использованием энергии солнечного излучения в качестве источника теплового излучения.

Изобретение относится к процессу метанирования, в частности к рекуперации тепла в процессе, включающем реакцию метанирования и объединенном с процессом газификации угля.

Изобретение относится к области энергетики, а именно к теплоэнергетике. .

Изобретение относится к усовершенствованному способу утилизации энергии при получении ароматических карбоновых кислот жидкофазным окислением ароматических углеводородов, при котором в верхней части реактора образуется пар, содержащий растворитель реакции и воду, способ включает стадии: а) высокоэффективное разделение пара из верхней части реактора с образованием по меньшей мере газового потока высокого давления, содержащего воду и органические примеси; b) утилизацию тепла газового потока высокого давления путем теплообмена с теплопоглотителем, при котором образуется конденсат, содержащий примерно 20-60 мас.% воды, присутствующей в газовом потоке высокого давления, и отходящий газ высокого давления, содержащий примерно 40-80 мас.% воды, присутствующей в газовом потоке высокого давления, остается неконденсированным, и температура или давление теплопоглотителя повышается; и с) расширение отходящего газа высокого давления, неконденсированного на стадии (b), содержащего примерно 40-80 мас.% воды, присутствующей в газовом потоке высокого давления для утилизации энергии отходящего газа высокого давления в виде работы; и d) направление теплопоглотителя, температура и давление которого повышаются на стадии (с), на другую стадию способа для нагревания или использования вне способа.

Изобретение относится к области атомной энергетики и предназначено для использования на паротурбинных установках атомных электрических станций (АЭС) при температуре рабочего тела ниже температуры самовоспламенения водорода в смеси с кислородом (450°С).

Изобретение относится к области теплотехники. .

Изобретение относится к способам повышения маневренности и безопасности АЭС. В эксплуатационном режиме в период ночного провала электрической нагрузки, газотурбинная установка (ГТУ) 12 отключается, дополнительная паротурбинная установка 17 работает на пониженном режиме за счет незначительного снижения расхода свежего пара на основную турбоустановку 1. В пиковые часы электрической нагрузки включается в работу ГТУ 12, уходящие газы направляются в котел утилизации (КУ) 13. После питательного насоса 7 часть питательной воды направляется в КУ 13, нагревается там и подается дожимным насосом 14 в тракт питательной воды и, смешиваясь с основным потоком, подается в парогенератор. В результате уменьшения расхода через ПВД 9 уменьшаются отборы пара из основной паровой турбоустановки 1 на подогрев питательной воды. Избыток пара, полученный за счет снижения расхода на отборы, через устройство парораспределения 16 направляется на дополнительную паровую турбоустановку 17. Технический результат - выработка дополнительной энергии на АЭС в эксплуатационном режиме посредством газотурбинной и паротурбинной установок, способных обеспечить электроснабжение собственных нужд АЭС при аварии. 1 ил.
Наверх