Способ активного отвода остаточного тепловыделения реакторов в условиях полного обесточивания аэс



Способ активного отвода остаточного тепловыделения реакторов в условиях полного обесточивания аэс
Способ активного отвода остаточного тепловыделения реакторов в условиях полного обесточивания аэс

 


Владельцы патента RU 2609894:

Юрин Валерий Евгеньевич (RU)
Бессонов Валерий Николаевич (RU)
Аминов Рашид Зарифович (RU)

Изобретение относится к способам отвода остаточного тепловыделения реактора в условиях полного обесточивания АЭС. Дополнительная ПТУ 2 продолжает генерировать электроэнергию на собственные нужды станции, используя пар, получаемый в парогенераторе за счет энергии остаточного тепловыделения реактора. Избыток генерируемого в ПГ пара направляется в ПСА 8, где нагревает холодную воду из БХВ 6. Полученная горячая вода запасается в БГВ 9. Запасенная в БГВ 9 горячая вода направляется в ПГ. Отработавший в дополнительной ПТУ 2 пар направляется в конденсатор 4, откуда конденсат сливается в БХВ 6. В эксплуатационном режиме в период ночного провала электрической нагрузки, часть пара из ПГ направляется в ПСА 8, где подогревает холодную воду, подаваемую из БХВ 6. Полученная горячая вода запасается в БГВ 9. Дренаж греющего пара после ПСА 8 подается в тракт питательной воды после ПВД 12. Технический результат - работа на генерацию электроэнергии в сеть в штатном режиме установок повышения безопасности, отсутствие их простоя. 1 ил.

 

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

Известен способ резервирования собственных нужд АЭС (см. патент РФ №2520979, МПК- G 21 D 01/00, F 01 K 23/10, G 21 C 15/18, G 21 D 03/08, 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 площадки станции.

Недостатком известного способа является необходимость наличия нового энергоносителя - природного газа, а также 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 небольшой расход пара для исключения вероятности гидроударов в случае необходимости быстрого включения паровой турбины в аварийной ситуации с обесточиванием. При расхолаживании значительная часть энергии идет на поддержание в работе циркуляционных насосов конденсатора, в то время как отводимая в конденсаторе энергия может быть аккумулирована и полезно использована при дальнейшем расхолаживании.

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). 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, а также сжигания водородного топлива с использованием дополнительной паровой турбины.

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 такого способа. При расхолаживании значительная часть энергии идет на поддержание в работе циркуляционных насосов конденсатора, в то время как отводимая в конденсаторе энергия может быть аккумулирована и полезно использована при дальнейшем расхолаживании.

Известен 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 G 21C 15/18, G 21D 3/00, опубл. 27.01.2001 г.) Известный способ предусматривает ускоренный останов турбогенератора при полном обесточивании благодаря использованию остаточного тепловыделения реактора и аккумулированной тепловой энергии для генерирования водяного пара, и срабатывания его в специально предназначенной для этого дополнительной конденсационной паротурбинной установке.

Недостатком предлагаемой системы является ограниченный спектр решаемых задач: паротурбинная установка, включая турбину, питательный насос, масляный насос и генератор постоянного тока находятся в состоянии немедленной готовности к работе (в режиме горячего резерва или в работе с минимальной нагрузкой), что к тому же снижает готовность к работе на случай аварийной ситуации и требует дополнительных затрат на поддержание их в работоспособном состоянии. Кроме того, использование запасенной в теплогидроаккумуляторе перегретой воды для генерации пара в расширителе ведет к неизбежным значительным затратам теплоты на изменение фазового состояния перегретой воды. При расхолаживании значительная часть энергии идет на поддержание в работе циркуляционных насосов конденсатора, в то время как отводимая в конденсаторе энергия может быть аккумулирована и полезно использована при дальнейшем расхолаживании.

Наиболее близким аналогом является известная энергетическая установка (см. авт. свид. СССР на изобретение №1133428, МПК F 01 K 17/00; 13/00, опубл. 07.01.1985), 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 в рабочих режимах и не может быть использована для расхолаживания реактора при полном обесточивании атомной электростанции, так как пар, генерируемый за счет остаточного тепловыделения по предлагаемой авторами схеме, не может быть использован 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. При расхолаживании значительная часть энергии идет на поддержание в работе циркуляционных насосов конденсатора, в то время как отводимая в конденсаторе энергия может быть аккумулирована и полезно использована при дальнейшем расхолаживании.

Задачей настоящего изобретения является обеспечение электроснабжения собственных нужд реакторов атомной станции с использованием только энергии остаточного тепловыделения одного реактора без включения дополнительных источников электроэнергии.

Техническим результатом, достигаемым при использовании настоящего изобретения, является обеспечение электроэнергией собственных нужд АЭС в процессе расхолаживания реакторов при полном обесточивании путем использования энергии остаточного тепловыделения активной зоны одного реактора для подогрева питательной воды и генерации пара, используемого в качестве рабочего тела в дополнительной паровой турбине, генерирующей в аварийном режиме при полном обесточивании необходимую для расхолаживания электроэнергию, а в штатном режиме электроэнергию в сеть с использованием теплоты, аккумулированной в часы провала электрической нагрузки.

Указанный технический результат достигается тем, что на АЭС, содержащей парогенератор (ПГ), основную паровую турбину (ПТУ), состоящую из цилиндров высокого и низкого давления, систему регенерации, устройство парораспределения, дополнительную ПТУ, причем входы в основную ПТУ и дополнительную ПТУ соединены трубопроводами с устройством парораспределения, баки горячей (БГВ) и холодной (БХВ) воды, поверхностный подогреватель системы аккумулирования (ПСА), насосы холодной (НХВ) и горячей (НГВ) воды, насос дренажа греющего пара (НДГП), причем ПСА соединен трубопроводами с БГВ, БХВ (на соединяющем трубопроводе установлен НХВ), устройством парораспределения и трактом питательной воды (на соединяющем трубопроводе установлен НДГП), БГВ соединен трубопроводом с трактом питательной воды (на соединяющем трубопроводе установлен НГВ), в авариных ситуациях, сопровождаемых обесточиванием, согласно изобретению, дополнительная ПТУ продолжает генерировать электроэнергию на собственный нужды АЭС, используя пар, получаемый в ПГ за счет энергии остаточного тепловыделения реактора, избыток генерируемого в ПГ пара направляется в ПСА, где нагревает холодную воду из БХВ, полученная горячая вода запасается в БГВ, запасенная в БГВ горячая вода направляется в ПГ, отработавший в дополнительной ПТУ пар направляется в конденсатор, откуда конденсат сливается в БХВ, при этом в штатном режиме во внепиковые часы часть пара из парогенератора направляется в ПГВ, где подогревает холодную воду из БХВ, полученная горячая вода запасается в БГВ, при этом полученный дренаж после ПСА подается в тракт питательной воды после системы регенерации, после чего в пиковые часы нагрузки в тракт питательной воды после системы регенерации подается из БГВ горячая вода, полученный расход питательной воды подается в ПГ, где генерируется пар, часть которого направляется на дополнительную ПТУ, работающую на выработку электроэнергии в сеть, отработавший в дополнительной ПТУ пар направляется в конденсатор, откуда конденсат сливается в БХВ.

Сущность изобретения заключается в комбинировании АЭС с дополнительной маломощной паротурбинной установкой и системой аккумулирования горячей воды, которые в авариных ситуациях, сопровождаемых полным обесточиванием, обеспечивают электроснабжение собственных нужд станции в процессе расхолаживания посредством использования только энергии остаточного тепловыделения, а в штатном режиме работают на генерацию электроэнергии в сеть.

Изобретение иллюстрируется фиг. 1, где показана схема системы активного отвода остаточного тепловыделения реакторов АЭС. Позиции на чертеже обозначают следующее: 1 - устройство парораспределения; 2 - дополнительная ПТУ; 3 - электрический генератор; 4 - конденсатор; 5 - основная ПТУ; 6 - бак холодной воды (БХВ); 7 - насос подачи холодной воды (НХВ); 8 - поверхностный подогреватель системы аккумулирования (ПСА); 9 - бак горячей воды (БГВ); 10 - насос подачи горячей воды (НГВ); 11 - насос дренажа греющего пара (НДГП); 12 - подогреватели высокого давления; 13 - питательный насос; 14 - аварийный питательный насос; 15 - деаэратор; 16 - подогреватели низкого давления; 17 - конденсационный насос.

В авариных ситуациях, сопровождаемых обесточиванием, дополнительная ПТУ 2 продолжает генерировать электроэнергию на собственные нужды АЭС, используя пар, получаемый в парогенераторе за счет энергии остаточного тепловыделения реактора. Избыток генерируемого в ПГ пара направляется в ПСА 8, где нагревает холодную воду из БХВ 6. Полученная горячая вода запасается в БГВ 9. Запасенная в БГВ 9 горячая вода направляется в ПГ. Отработавший в дополнительной ПТУ 2 пар направляется в конденсатор 4, откуда конденсат сливается в БХВ 6.

В эксплуатационном режиме в период ночного провала электрической нагрузки часть пара из ПГ направляется в ПСА 8, где подогревает холодную воду, подаваемую из БХВ 6. Полученная горячая вода запасается в БГВ 9. Дренаж греющего пара после ПСА 8 подается в тракт питательной воды после ПВД 12.

В пиковые часы электрической нагрузки в тракт питательной воды после ПВД 12 из БГВ 9 подается горячая вода. Полученный расход питательной воды подается в ПГ, где генерируется пар, часть которого направляется на дополнительную ПТУ 2, работающую на выработку электроэнергии в сеть. Отработавший в дополнительной ПТУ 2 пар направляется в конденсатор 4, откуда конденсат сливается в БХВ 6.

Отличительным признаком способа активного отвода остаточного тепловыделения реакторов в условиях полного обесточивания АЭС является надежное электроснабжение собственных нужд АЭС в аварийных ситуациях, сопровождаемых полным обесточиванием посредством использования только энергии остаточного тепловыделения, при этом в штатном режиме предлагаемые установки повышения безопасности не простаивают, требуя дополнительные затраты на поддержание работоспособного состояния, а работают на генерацию электроэнергии в сеть.

Способ активного отвода остаточного тепловыделения реакторов в условиях полного обесточивания АЭС, содержащей парогенератор (ПГ), основную паровую турбину (ПТУ), состоящую из цилиндров высокого и низкого давления, систему регенерации, устройство парораспределения, дополнительную ПТУ, причем входы в основную ПТУ и дополнительную ПТУ соединены трубопроводами с устройством парораспределения, баки горячей (БГВ) и холодной (БХВ) воды, поверхностный подогреватель системы аккумулирования (ПСА), насосы холодной (НХВ) и горячей (НГВ) воды, насос дренажа греющего пара (НДГП), причем ПСА соединен трубопроводами с БГВ, БХВ (на соединяющем трубопроводе установлен НХВ), устройством парораспределения и трактом питательной воды (на соединяющем трубопроводе установлен НДГП), БГВ соединен трубопроводом с трактом питательной воды (на соединяющем трубопроводе установлен НГВ), отличающийся тем, что в авариных ситуациях, сопровождаемых обесточиванием, дополнительная ПТУ продолжает генерировать электроэнергию на собственный нужды АЭС, используя пар, получаемый в ПГ за счет энергии остаточного тепловыделения реактора, избыток генерируемого в ПГ пара направляется в ПСА, где нагревает холодную воду из БХВ, полученная горячая вода запасается в БГВ, запасенная в БГВ горячая вода направляется в ПГ, отработавший в дополнительной ПТУ пар направляется в конденсатор, откуда конденсат сливается в БХВ, при этом в штатном режиме во внепиковые часы часть пара из парогенератора направляется в ПГВ, где подогревает холодную воду из БХВ, полученная горячая вода запасается в БГВ, при этом полученный дренаж после ПСА подается в тракт питательной воды после системы регенерации, после чего в пиковые часы нагрузки в тракт питательной воды после системы регенерации подается из БГВ горячая вода, полученный расход питательной воды подается в ПГ, где генерируется пар, часть которого направляется на дополнительную ПТУ, работающую на выработку электроэнергии в сеть, отработавший в дополнительной ПТУ пар направляется в конденсатор, откуда конденсат сливается в БХВ.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерным реакторным установкам с жидкометаллическим теплоносителем. Раскрыт способ предотвращения коррозии металлоконструкций реактора путем управления вводом газа в теплоноситель ядерной реакторной установки.

Изобретение относится к контролю ЯЭУ с водяным теплоносителем. Система содержит комплекс измерения активности анализируемой среды, включающий датчик радиоактивного излучения (6) и устройство отбора и транспортировки анализируемой среды к датчикам радиоактивного излучения (6), и информационно-вычислительное устройство (10).

Изобретение относится к области теплотехники тяжелых жидкометаллических теплоносителей и может быть использовано в исследовательских, испытательных стендах и установках атомной техники с реакторами на быстрых нейтронах.

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).

Изобретение относится к ядерной, термоядерной и космической технике и может быть использовано в ядерно-энергетических установках (ЯЭУ) с жидкометаллическим теплоносителем, преимущественно космического назначения.

Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам водо-водяного типа, а более конкретно к системам удаления паро-газовой смеси из первого контура для предотвращения образования опасной концентрации кислорода и водорода в отдельных местах первого контура и для предовращения срыва естественной циркуляции в нем.

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано в ядерных энергетических установках с водоводяными реакторами с паровой системой компенсации давления.

Изобретение относится к вспомогательным элементам ядерных энергоустановок (ЯЭУ) космических аппаратов (КА). .

Изобретение относится к АЭС подводного базирования. Модуль (12) в виде удлиненного цилиндрического кессона содержит блок производства электроэнергии, содержащий кипящий ядерный реактор (30), связанный со средствами (37) производства электрической энергии, соединенными при помощи электрических кабелей (6) с внешним пунктом (7) распределения электрической энергии.

Изобретение относится к энергетическим модулям подводного базирования. Модуль содержит удлиненный цилиндрический кессон, в который интегрирован блок производства электроэнергии (12) с кипящим ядерным реактором (30).

Изобретение относится к средствам локализации тяжелой аварии атомного реактора. Прочность конструкции полотна (6) основания ядерного реактора, смонтированного на несущей решетке (7) основания ядерного реактора, не превышает прочность верхней и боковых конструкций ядерного реактора.

Изобретение относится к подводным модулям для производства электрической энергии. Модуль содержит удлиненный цилиндрический кессон (12), в который интегрирован электрический энергоблок, содержащий кипящий ядерный реактор (30), связанный со средством (37) производства электрической энергии, соединенный при помощи электрических кабелей (6) с внешним пунктом (7) распределения электрической энергии.

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.

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.
Наверх