Способ повышения маневренности и безопасности аэс



Способ повышения маневренности и безопасности аэс
Способ повышения маневренности и безопасности аэс

 


Владельцы патента RU 2604208:

Батенин Вячеслав Михайлович (RU)
Аминов Рашид Зарифович (RU)
Юрин Валерий Евгеньевич (RU)

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.

 

Изобретение относится к области энергетики и предназначено для использования на атомных электрических станциях (АЭС) с водоохлаждаемыми реакторами.

Известна энергетическая установка (см. авт. свид. СССР на изобретение №1133428, МПК F 01 K 17/00; 13/00, опубл. 07.01.1985 г.), содержащая подключенный к линии подачи острого пара из парогенератора в основную турбину фазовый аккумулятор, в котором в период уменьшения нагрузки аккумулируется тепловая энергия, а в часы пиковых нагрузок в аккумуляторе генерируется пар, служащий рабочим телом для дополнительной паровой турбины, предназначенной для получения дополнительной пиковой мощности.

Недостатком известной установки является то, что она предназначена для повышения маневренности энергоблока атомной электростанции и не может быть использована для расхолаживания реактора при полном обесточивании атомной электростанции, так как пар, генерируемый за счет остаточного тепловыделения, не используется на прямую в паровой турбине, а аккумулированного тепла недостаточно для расхолаживания в течение 72 часов (время, требуемое МАГАТЭ). Кроме того, аккумулятор фазового перехода имеет сложную и дорогую конструкцию, в связи с чем не получил развитие в современной энергетике.

Известен способ расхолаживания водоохлаждаемого реактора при полном обесточивании АЭС (см. патент РФ на изобретение № 2499307, МПК- G 21 D 01/00, F 01 K 23/10, G 21 D 05/08, G 21 D 03/08, опубл. 20.11.2013 г.) Известный способ предусматривает расхолаживание водоохлаждаемого реактора в штатном режиме при полном обесточивании АЭС, без использования аварийных систем расхолаживания реактора, за счет использования энергии остаточного тепловыделения активной зоны, энергии сжигания водородного топлива и дополнительной турбины, эффективно используемых для повышения маневренности энергоблока АЭС в эксплуатационных режимах.

Недостатком известного способа является дороговизна и сложность водородного комплекса. Использование взрывоопасного топлива, тем более на АЭС, требует значительных затрат на обеспечение безопасности. Кроме того, значительно возрастает количество элементов, участвующих в расхолаживании (камера сгорания, компрессорные установки, запорно-регулирующая арматура емкостей и т.д.) что ведет к снижению показателей надежности предлагаемого способа.

Известен способ повышения маневренности парогазовой установки, (см. авт. свид. СССР на изобретение № 1060798, МПК F 01K 23/10, опубл. 15.12.1983.), позволяющий обеспечить выработку пиковой мощности при высокой экономичности работы, обусловленной глубокой утилизацией тепла отработавших газов газовой турбины. Это достигается за счет того, что в пиковом режиме включают в работу газовую турбину и промежуточный перегрев пара паровой турбины осуществляют в газопаровом пароперегревателе за счет утилизации тепла выхлопных газов, а отбор острого пара в паропаровой пароперегреватель отключают, тем самым увеличивая расход пара через цилиндр высокого давления. Также, при включенном парогазовом пароперегревателе, воду из сепаратора направляют в газопаровой пароперегреватель, где происходит ее испарение и перегрев. Полученный перегретый пар смешивают с основным потоком пара после газопарового пароперегревателя и подают в цилиндр низкого давления паровой турбины. В результате увеличения расхода пара в обоих цилиндрах вырабатывается дополнительная пиковая мощность.

Недостатком известной турбинной установки является возникновение повышенного расхода рабочего тела в паровой турбоустановке, что снижает КПД турбоустановки и требует модернизации основного оборудования. Кроме того, появляются значительные гидравлические и тепловые потери, вызванные необходимостью прокачки большого объема острого насыщенного пара через основной пароперегреватель.

Известен способ резервирования собственных нужд на основе ГТУ (см., например, статью Сравнительная эффективность использования газотурбинных и газопоршневых установок для дополнительного резервирования собственных нужд АЭС / О.Н. Фаворский, Р.З. Аминов, А.Ф. Шкрет, М.В. Гариевский // Теплоэнергетика. 2009. №4. С.38-43.), схема предназначена для резервирования собственных нужд АЭС и повышения её маневренности. Постоянно работающие маневренные газотурбинные установки либо газопоршневые агрегаты применяются наряду с резервированием собственных нужд АЭС, также для покрытия пиковых электрических нагрузок энергосистемы, с утилизацией тепла продуктов сгорания для подогрева питательной воды.

Недостатком известной турбинной установки является возникновение повышенного расхода рабочего тела в паровой турбоустановке, что снижает КПД турбоустановки и требует модернизации основного оборудования. При расхолаживании не используется энергия остаточного тепловыделения активной зоны реактора, а остаточный пар сбрасывается в атмосферу. Кроме того, станция имеет малый диапазон маневрирования мощности, т.к. ГТУ продолжает находиться в работе во внепиковые часы. Работа ГТУ ночью неэкономична.

Наиболее близким аналогом является способ резервирования собственных нужд АЭС (см. патент РФ №2520979, МПК G 21 B 1/00, опубл. 27.06.2014), схема предназначена для резервирования собственных нужд АЭС и повышения ее маневренности на основе комбинирования с ПГУ. Маневренная парогазовая установка наряду с резервированием собственных нужд АЭС на случай аварийной ситуации, сопровождаемой полным обесточиванием, применяется для покрытия пиковых электрических нагрузок энергосистемы в эксплуатационном режиме работы. ПГУ вынесена за территорию станции.

Недостатком известного способа является необходимость установки протяженного паропровода от основного энергоблока до ПТУ, входящей в состав ПГУ, так как паровая турбина должна находиться в работе на случай полного обесточивания АЭС, а работа ГТУ ночью не экономична и приведет к снижению диапазона маневрирования мощности. Использование протяженного паропровода приведет к значительным гидравлическим и тепловым потерям. Кроме того, в дневные часы через паропровод, соединяющий ПТУ и парогенератор АЭС также придется прокачивать малый расход пара для исключения возможности гидроудара в случае аварии, что приведет к потерям тепла, учитывая протяженность паропровода.

Задачей настоящего изобретения является повышение маневренности и безопасности атомных электрических станций.

Техническим результатом, достигаемым при использовании настоящего изобретения, является выработка дополнительной электроэнергии на АЭС в эксплуатационном режиме посредством газотурбинной и дополнительной паротурбинной установок, способных обеспечить надежное электроснабжение собственных нужд АЭС в аварийных ситуациях, сопровождаемых полным обесточиванием.

Указанный технический результат достигается тем, что на АЭС, содержащей паровую турбину с цилиндрами высокого (ЦВД) и низкого (ЦНД) давления, подогреватели высокого (ПВД) и низкого (ПНД) давления, два устройства парораспределения, сепаратор, промежуточный перегреватель, причем вход ЦВД соединен трубопроводом с первым устройством парораспределения, вход ЦНД соединен трубопроводом со вторым устройством парораспределения, дополнительную паротурбинную установку (ПТУ), быстродействующую редукционную установку (БРУ), при этом дополнительная паротурбинная установка подключена к первому (через БРУ) и второму устройству парораспределения перед соответственно ЦВД и ЦНД основной турбины посредством трубопроводов, компрессор, камеру сгорания, газотурбинную установку (ГТУ), котел утилизатор (КУ), при этом КУ подключен к тракту питательной воды перед и после ПВД посредством трубопроводов, в штатном режиме часть питательной воды, согласно изобретению, направляется после питательного насоса в КУ, где подогревается за счет отработавших в генерирующей дополнительную электроэнергию ГТУ уходящих газов, и направляется в парогенератор (ПГ), при этом уменьшается расход питательной воды через ПВД, в результате чего снижаются расходы отборов из основной турбоустановки и появляется избыточное количество пара, которое после ЦВД направляется в дополнительную ПТУ, также работающую на выработку дополнительной электроэнергии, при этом в аварийных ситуациях, сопровождаемых обесточиванием, дополнительная ПТУ продолжает генерировать электроэнергию на собственные нужды АЭС, используя пар, получаемый в ПГ за счет энергии остаточного тепловыделения реактора, в случае отказа ПТУ электроснабжение собственных нужд осуществляется посредством ГТУ.

Сущность изобретения заключается в комбинировании АЭС с газотурбинной и дополнительной маломощной паротурбинной установками, которые в штатном режиме генерируют дополнительную электроэнергию, а в аварийных ситуациях, сопровождаемых полным обесточиванием, обеспечивают электроснабжение собственных нужд станции в процессе расхолаживания.

Изобретение иллюстрируется чертежом (фиг. 1), где показана схема повышения маневренности и безопасности АЭС. Позиции на чертежах обозначают следующее: 1 - основная паротурбинная установка; 2 - электрические генераторы; 3 - конденсатор; 4 - конденсатный насос; 5 - подогреватели низкого давления; 6 - деаэратор; 7 - питательный насос; 8 - аварийный питательный насос; 9 - подогреватели высокого давления; 10 - компрессор; 11 - камера сгорания; 12 - газотурбинная установка; 13 - котел утилизатор; 14 - дожимной насос; 15 - устройство парораспределения; 16 - устройство парораспределения; 17 - дополнительная паротурбинная установка.

В эксплуатационном режиме в период ночного провала электрической нагрузки ГТУ 12 отключается, дополнительная ПТУ 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 КУ 13. После питательного насоса 7 часть питательной воды направляется в КУ 13, нагревается там и подается дожимным насосом 14 (необходимым в связи с гидравлическими потерями в КУ) в тракт питательной воды после ПВД 9 и, смешиваясь с основным потоком питательной воды, подается в ПГ. 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.

В аварийной ситуации, вызванной, например, обесточиванием, на дополнительную паровую турбину 17 через устройство парораспределения 15 (снижая давление в БРУ до номинального в турбине), продолжает поступать пар из ПГ, генерируемый остаточным тепловыделением активной зоны реактора. По мере расхолаживания активной зоны количество пара генерируемого в ПГ будет снижаться, за это время приводится в рабочее состояние ГТУ 12, обеспечивающая электроснабжение собственных нужд АЭС до восстановления связи с энергосистемой или штатной работы станции.

Отличительным признаком способа повышения маневренности и безопасности АЭС, является выработка дополнительной электроэнергии на АЭС в эксплуатационном режиме посредством газотурбинной и дополнительной паротурбинной установок, способных обеспечить надежное электроснабжение собственных нужд АЭС в аварийных ситуациях, сопровождаемых полным обесточиванием, при этом в штатном режиме при выработке дополнительной мощности не изменяется режим работы реактора, парогенератора, конденсатора и ЦНД основной ПТУ, а в аварийном режиме в процессе расхолаживания полезно используется энергия остаточного тепловыделения реактора.

Способ повышения маневренности и безопасности АЭС, содержащей паровую турбину с цилиндрами высокого (ЦВД) и низкого (ЦНД) давления, подогреватели высокого (ПВД) и низкого (ПНД) давления, два устройства парораспределения, сепаратор, промежуточный перегреватель, причем вход ЦВД соединен трубопроводом с первым устройством парораспределения, вход ЦНД соединен трубопроводом со вторым устройством парораспределения, дополнительную паротурбинную установку (ПТУ), быстродействующую редукционную установку (БРУ), при этом дополнительная ПТУ подключена к первому (через БРУ) и второму устройству парораспределения перед соответственно ЦВД и ЦНД основной турбины посредством трубопроводов, компрессор, камеру сгорания, газотурбинную установку (ГТУ), котел утилизатор (КУ), при этом КУ подключен к тракту питательной воды перед и после ПВД посредством трубопроводов, отличающийся тем, что в штатном режиме часть питательной воды направляется после питательного насоса в КУ, где подогревается за счет отработавших в генерирующей дополнительную электроэнергию ГТУ уходящих газов, и направляется в парогенератор (ПГ), при этом уменьшается расход питательной воды через ПВД, в результате чего снижаются расходы отборов из основной турбоустановки и появляется избыточное количество пара, которое после ЦВД направляется в дополнительную ПТУ, также работающую на выработку дополнительной электроэнергии, при этом в аварийных ситуациях, сопровождаемых обесточиванием, дополнительная ПТУ продолжает генерировать электроэнергию на собственные нужды АЭС, используя пар, получаемый в ПГ за счет энергии остаточного тепловыделения реактора, в случае отказа ПТУ электроснабжение собственных нужд осуществляется посредством ГТУ.



 

Похожие патенты:

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.

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 расхолаживанию водоохлаждаемого реактора при полном обесточивании. Пар, получаемый в парогенераторе за счет энергии остаточного тепловыделения активной зоны, через быстродействующую редукционную установку направляется в дополнительную паротурбинную установку 17, в которой вырабатывает необходимую электроэнергию для электроснабжения собственных нужд станции.

Изобретение относится к системам локализации аварии на АЭС для улавливания кориума. В расположенной ниже корпуса реактора и предназначенной для охлаждающей жидкости камере установлено средство для приема расплава, выполненное в виде вертикальных труб.

Изобретения относится к ядерной технике, в частности к средствам обеспечения безопасности при хранении отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР-1000 в бассейнах выдержки, и предназначено для охлаждения чехлов с ОТВС и строительных конструкций при запроектной аварии, вызванной осушением бассейнов выдержки.

Группа изобретений относится к ядерной технике, в частности к средствам обеспечения безопасности при хранении отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР-1000, и предназначено для охлаждения чехлов с ОТВС при запроектной аварии, вызванной осушением бассейнов выдержки.

Изобретение относится к ядерному реактору с жидкометаллическим теплоносителем и способу отвода теплоты от такого реактора. Ядерный реактор 10 с жидкометаллическим теплоносителем содержит корпус 22 реактора, защитную оболочку 23, канал U для воздушного потока и узел 30 нагнетания.

Изобретение относится к ядерным реакторам бассейнового типа. Система охлаждения активной зоны и отражателя реактора содержит активную зону и отражатель, расположенные в заполненном теплоносителем бассейне реактора.

Изобретение относится к системам безопасности ядерного реактора. Система аварийного расхолаживания ядерного реактора бассейнового типа содержит емкость аварийного расхолаживания, расположенную в бассейне реактора и сообщающуюся посредством трубопровода с подзонным пространством, которое образовано горизонтальной разделительной перегородкой, расположенной ниже активной зоны, и днищем бассейна.

Заявляемое изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к системам охлаждения ядерного канального реактора, и может быть использовано для расхолаживания реактора.

Изобретение относится к ядерным реакторам. Ядерный реактор содержит бак (4), в котором расположена активная зона реактора, первичный контур для охлаждения реактора, колодец (6) бака, в котором находится бак (4), кольцевой канал (16), окружающий нижнюю часть бака (4) в колодце (6) бака, резервуар жидкости для заполнения колодца бака, герметичный корпус (22) реактора, камеру (26) сбора пара, генерируемого в верхнем конце колодца (6) бака, отделенную от герметичного корпуса (22), циркуляционный насос (40) и лопастный насос или паровую поршневую машину (32) для приведения в действие циркуляционного насоса (40).

Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам, а именно к пассивным системам безопасности. .
Наверх