EA045573B1 - Атомная тепловая станция с генерированием электроэнергии в режиме следования за нагрузкой - Google Patents
Атомная тепловая станция с генерированием электроэнергии в режиме следования за нагрузкой Download PDFInfo
- Publication number
- EA045573B1 EA045573B1 EA202192576 EA045573B1 EA 045573 B1 EA045573 B1 EA 045573B1 EA 202192576 EA202192576 EA 202192576 EA 045573 B1 EA045573 B1 EA 045573B1
- Authority
- EA
- Eurasian Patent Office
- Prior art keywords
- thermal
- nuclear
- power
- reactor
- storage system
- Prior art date
Links
- 230000005611 electricity Effects 0.000 title description 71
- 238000003860 storage Methods 0.000 claims description 152
- 238000004146 energy storage Methods 0.000 claims description 127
- 238000010248 power generation Methods 0.000 claims description 60
- 238000012546 transfer Methods 0.000 claims description 60
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims description 58
- 238000004891 communication Methods 0.000 claims description 52
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 claims description 49
- 239000012530 fluid Substances 0.000 claims description 48
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 claims description 46
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 44
- 230000008569 process Effects 0.000 claims description 37
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 claims description 31
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 claims description 31
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 28
- 238000013461 design Methods 0.000 claims description 28
- VNWKTOKETHGBQD-UHFFFAOYSA-N methane Chemical compound C VNWKTOKETHGBQD-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 26
- 238000005868 electrolysis reaction Methods 0.000 claims description 16
- 238000005338 heat storage Methods 0.000 claims description 16
- 238000012384 transportation and delivery Methods 0.000 claims description 16
- 238000013439 planning Methods 0.000 claims description 14
- 239000003345 natural gas Substances 0.000 claims description 13
- 230000005540 biological transmission Effects 0.000 claims description 12
- 238000009434 installation Methods 0.000 claims description 8
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 claims description 6
- 159000000000 sodium salts Chemical group 0.000 claims description 3
- 238000000629 steam reforming Methods 0.000 claims description 2
- 241000196324 Embryophyta Species 0.000 description 98
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 47
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 46
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 31
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 27
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 24
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 24
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 17
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 16
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 15
- 239000000047 product Substances 0.000 description 14
- 239000000463 material Substances 0.000 description 9
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 description 8
- 239000004568 cement Substances 0.000 description 8
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 description 8
- 239000011734 sodium Substances 0.000 description 8
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 8
- 230000008859 change Effects 0.000 description 7
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 7
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 7
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 7
- 239000003921 oil Substances 0.000 description 7
- 230000002829 reductive effect Effects 0.000 description 7
- 229910052799 carbon Inorganic materials 0.000 description 6
- 239000003245 coal Substances 0.000 description 6
- 230000002860 competitive effect Effects 0.000 description 6
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 6
- 238000005086 pumping Methods 0.000 description 6
- VWDWKYIASSYTQR-UHFFFAOYSA-N sodium nitrate Chemical compound [Na+].[O-][N+]([O-])=O VWDWKYIASSYTQR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 5
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 5
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 239000013529 heat transfer fluid Substances 0.000 description 5
- 229910001338 liquidmetal Inorganic materials 0.000 description 5
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 description 5
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 description 5
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 description 5
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 5
- 239000002918 waste heat Substances 0.000 description 5
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N Heavy water Chemical compound [2H]O[2H] XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N 0.000 description 4
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N Iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 4
- 230000033228 biological regulation Effects 0.000 description 4
- ZCCIPPOKBCJFDN-UHFFFAOYSA-N calcium nitrate Chemical compound [Ca+2].[O-][N+]([O-])=O.[O-][N+]([O-])=O ZCCIPPOKBCJFDN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 238000007689 inspection Methods 0.000 description 4
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 4
- 239000012782 phase change material Substances 0.000 description 4
- FGIUAXJPYTZDNR-UHFFFAOYSA-N potassium nitrate Chemical compound [K+].[O-][N+]([O-])=O FGIUAXJPYTZDNR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 3
- 238000013459 approach Methods 0.000 description 3
- 150000003841 chloride salts Chemical class 0.000 description 3
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 description 3
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 3
- 238000005336 cracking Methods 0.000 description 3
- 238000011161 development Methods 0.000 description 3
- 238000005265 energy consumption Methods 0.000 description 3
- 230000005496 eutectics Effects 0.000 description 3
- 238000011049 filling Methods 0.000 description 3
- 239000002803 fossil fuel Substances 0.000 description 3
- 239000011521 glass Substances 0.000 description 3
- 150000002431 hydrogen Chemical class 0.000 description 3
- 239000003949 liquefied natural gas Substances 0.000 description 3
- 230000007257 malfunction Effects 0.000 description 3
- 150000002739 metals Chemical class 0.000 description 3
- 238000005504 petroleum refining Methods 0.000 description 3
- 230000035755 proliferation Effects 0.000 description 3
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 3
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 3
- 239000004317 sodium nitrate Substances 0.000 description 3
- 235000010344 sodium nitrate Nutrition 0.000 description 3
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 description 3
- XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N Argon Chemical compound [Ar] XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N Atomic nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- CURLTUGMZLYLDI-UHFFFAOYSA-N Carbon dioxide Chemical compound O=C=O CURLTUGMZLYLDI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- CDBYLPFSWZWCQE-UHFFFAOYSA-L Sodium Carbonate Chemical compound [Na+].[Na+].[O-]C([O-])=O CDBYLPFSWZWCQE-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 2
- 238000001311 chemical methods and process Methods 0.000 description 2
- 230000001276 controlling effect Effects 0.000 description 2
- 238000007135 copper chlorine cycle reaction Methods 0.000 description 2
- 230000003247 decreasing effect Effects 0.000 description 2
- 238000004821 distillation Methods 0.000 description 2
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 2
- 230000004927 fusion Effects 0.000 description 2
- 239000003502 gasoline Substances 0.000 description 2
- 230000005484 gravity Effects 0.000 description 2
- 239000005431 greenhouse gas Substances 0.000 description 2
- 230000020169 heat generation Effects 0.000 description 2
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 description 2
- PQXKHYXIUOZZFA-UHFFFAOYSA-M lithium fluoride Chemical compound [Li+].[F-] PQXKHYXIUOZZFA-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 2
- 239000004323 potassium nitrate Substances 0.000 description 2
- 235000010333 potassium nitrate Nutrition 0.000 description 2
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 2
- 229920006395 saturated elastomer Polymers 0.000 description 2
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 2
- 229910052710 silicon Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000010703 silicon Substances 0.000 description 2
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 2
- 239000013589 supplement Substances 0.000 description 2
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 2
- HPICRATUQFHULE-UHFFFAOYSA-J uranium(4+);tetrachloride Chemical compound Cl[U](Cl)(Cl)Cl HPICRATUQFHULE-UHFFFAOYSA-J 0.000 description 2
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 2
- -1 AlSi 12 ) Chemical class 0.000 description 1
- 229910000789 Aluminium-silicon alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002028 Biomass Substances 0.000 description 1
- 229910001018 Cast iron Inorganic materials 0.000 description 1
- VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-M Chloride anion Chemical compound [Cl-] VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 1
- 229910001208 Crucible steel Inorganic materials 0.000 description 1
- MYMOFIZGZYHOMD-UHFFFAOYSA-N Dioxygen Chemical compound O=O MYMOFIZGZYHOMD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 241000202567 Fatsia japonica Species 0.000 description 1
- 229920002488 Hemicellulose Polymers 0.000 description 1
- 229910000528 Na alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 229920001131 Pulp (paper) Polymers 0.000 description 1
- 238000003723 Smelting Methods 0.000 description 1
- LYVWMIHLNQLWAC-UHFFFAOYSA-N [Cl].[Cu] Chemical compound [Cl].[Cu] LYVWMIHLNQLWAC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000006978 adaptation Effects 0.000 description 1
- 230000002411 adverse Effects 0.000 description 1
- 239000003570 air Substances 0.000 description 1
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 description 1
- 229910052786 argon Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000009286 beneficial effect Effects 0.000 description 1
- JZKFIPKXQBZXMW-UHFFFAOYSA-L beryllium difluoride Chemical compound F[Be]F JZKFIPKXQBZXMW-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 1
- 229910001633 beryllium fluoride Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000004305 biphenyl Substances 0.000 description 1
- 235000010290 biphenyl Nutrition 0.000 description 1
- 125000006267 biphenyl group Chemical group 0.000 description 1
- 229910052797 bismuth Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000004566 building material Substances 0.000 description 1
- 239000001569 carbon dioxide Substances 0.000 description 1
- 229910002092 carbon dioxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000012824 chemical production Methods 0.000 description 1
- 239000003153 chemical reaction reagent Substances 0.000 description 1
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 description 1
- 239000003034 coal gas Substances 0.000 description 1
- 238000000576 coating method Methods 0.000 description 1
- 239000000571 coke Substances 0.000 description 1
- 239000004567 concrete Substances 0.000 description 1
- 238000011109 contamination Methods 0.000 description 1
- 238000010411 cooking Methods 0.000 description 1
- 238000005262 decarbonization Methods 0.000 description 1
- 230000007123 defense Effects 0.000 description 1
- 230000006735 deficit Effects 0.000 description 1
- 238000010612 desalination reaction Methods 0.000 description 1
- USIUVYZYUHIAEV-UHFFFAOYSA-N diphenyl ether Chemical compound C=1C=CC=CC=1OC1=CC=CC=C1 USIUVYZYUHIAEV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000007907 direct compression Methods 0.000 description 1
- 238000006073 displacement reaction Methods 0.000 description 1
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 1
- 238000004534 enameling Methods 0.000 description 1
- 230000007613 environmental effect Effects 0.000 description 1
- 239000003344 environmental pollutant Substances 0.000 description 1
- 238000001125 extrusion Methods 0.000 description 1
- 150000004673 fluoride salts Chemical class 0.000 description 1
- 239000013505 freshwater Substances 0.000 description 1
- 231100001261 hazardous Toxicity 0.000 description 1
- 239000010763 heavy fuel oil Substances 0.000 description 1
- 239000001307 helium Substances 0.000 description 1
- 229910052734 helium Inorganic materials 0.000 description 1
- SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N helium atom Chemical compound [He] SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229930195733 hydrocarbon Natural products 0.000 description 1
- 150000002430 hydrocarbons Chemical class 0.000 description 1
- 230000006872 improvement Effects 0.000 description 1
- 238000009776 industrial production Methods 0.000 description 1
- 239000002655 kraft paper Substances 0.000 description 1
- 239000011133 lead Substances 0.000 description 1
- 229920005610 lignin Polymers 0.000 description 1
- 230000000670 limiting effect Effects 0.000 description 1
- 238000011068 loading method Methods 0.000 description 1
- 238000007726 management method Methods 0.000 description 1
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 description 1
- 229910001092 metal group alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000007935 neutral effect Effects 0.000 description 1
- 229910052757 nitrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 1
- 238000005025 nuclear technology Methods 0.000 description 1
- 238000012261 overproduction Methods 0.000 description 1
- 230000035515 penetration Effects 0.000 description 1
- ZUOUZKKEUPVFJK-UHFFFAOYSA-N phenylbenzene Natural products C1=CC=CC=C1C1=CC=CC=C1 ZUOUZKKEUPVFJK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000004033 plastic Substances 0.000 description 1
- 229920003023 plastic Polymers 0.000 description 1
- 231100000719 pollutant Toxicity 0.000 description 1
- 229920000642 polymer Polymers 0.000 description 1
- 238000012797 qualification Methods 0.000 description 1
- 238000005510 radiation hardening Methods 0.000 description 1
- 238000004064 recycling Methods 0.000 description 1
- 238000002407 reforming Methods 0.000 description 1
- 230000001172 regenerating effect Effects 0.000 description 1
- 230000004044 response Effects 0.000 description 1
- 238000010092 rubber production Methods 0.000 description 1
- 229910000029 sodium carbonate Inorganic materials 0.000 description 1
- 235000017550 sodium carbonate Nutrition 0.000 description 1
- 238000006467 substitution reaction Methods 0.000 description 1
- 231100000331 toxic Toxicity 0.000 description 1
- 230000002588 toxic effect Effects 0.000 description 1
- 230000001052 transient effect Effects 0.000 description 1
- SAWLVFKYPSYVBL-UHFFFAOYSA-K uranium(iii) chloride Chemical compound Cl[U](Cl)Cl SAWLVFKYPSYVBL-UHFFFAOYSA-K 0.000 description 1
- 239000002023 wood Substances 0.000 description 1
Description
Перекрестная ссылка на родственные заявки
В соответствии с параграфом 119(e) Главы 35 Свода Законов США, приоритет заявки на данное изобретение заявляется по дате подачи предварительной заявки США № 62/833623, поданной 12 апреля 2019 г., и предварительной заявки США № 62/929003, поданной 31 октября 2019 г., обе из которых озаглавлены Атомная тепловая станция с генерированием электроэнергии в режиме следования за нагрузкой, описания которых полностью включены в настоящий документ посредством ссылки.
Предпосылки
Область настоящего изобретения относится к ядерным реакторам, а более конкретно, к ядерным реакторам для выработки тепла с улучшенной безопасностью и способностью работы в режиме следования за нагрузкой.
В соответствии с известными способами и системами для выработки электроэнергии из ядерного реактора требуется, чтобы ядерный реактор прошел серьезное планирование, строительство и обязательное лицензирование радиационной части перед запуском реактора. Ядерный реактор подключен к энергетическому циклу для преобразования ядерной тепловой энергии в электричество, обычно с помощью паровой турбины, использующей воду в качестве рабочего тела. Несмотря на то, что ядерные реакторы, работающие таким образом, существуют уже несколько десятилетий, типичная установка имеет несколько недостатков.
Например, радиационная часть, которая содержит зону реактора, системы манипулирования топливом и системы преобразования энергии, обычно работает при высоких температурах и давлениях, что требует больших защитных конструкций. Кроме того, конструкция, расположенная на ядерном оборудовании, также должна быть проинспектирована и должна получить атомную лицензию от регулирующего органа для эксплуатации, что является длительным и дорогостоящим мероприятием.
Кроме того, реактор подвергается балансу аварийных остановов станции, когда неисправное оборудование вызывает автоматический останов атомной станции. Наконец, атомная электростанция не рассчитана на быстрое изменение мощности и, следовательно, не может эффективно отслеживать потребность в нагрузке от электрической сети.
Несмотря на то, что атомные станции предлагают многочисленные и значительные преимущества по сравнению с другими формами производства электроэнергии, было бы желательно обеспечить усовершенствования, которые приводят к более безопасной, более гибкой и эффективной системе для выработки, хранения и преобразования тепловой энергии, а также другие признаки, которые станут очевидными из последующего описания.
Сущность изобретения
В соответствии с некоторыми вариантами выполнения, атомная электростанция может быть реконфигурирована, перекомпонована и работать как атомная тепловая станция, что обеспечивает многочисленные преимущества. Например, атомная электростанция может быть реконфигурирована и эксплуатироваться для выработки тепловой энергии, которая может транспортироваться дистанционно в теплоаккумулирующую систему. Теплоаккумулирующая система, в свою очередь, может быть соединена с установкой преобразования энергии, которая преобразует тепловую энергию в промышленное тепло, электричество или используется для других полезных целей. Развязывая ядерный реактор от неядерного оборудования станции, включая систему преобразования энергии, можно реализовать множество преимуществ.
Например, обязательное лицензирование может выполняться намного более эффективно, когда в радиационной части установлено меньше оборудования. В некоторых ядерных реакторах теплоносителем является жидкий металл, например, натрий. Когда натрий вступает в контакт с водой, возникает экзотермическая и энергетическая реакция, и должны быть предусмотрены системы безопасности, чтобы подавить эту реакцию и сдержать эту реакцию, если она произойдет. Благодаря размещению паровой установки удаленно от реактора, реактор, тем самым, изолирован от любых водосодержащих систем, которые обычно могут использоваться вместе с атомной электростанцией.
Кроме того, несколько атомных тепловых станций могут быть подключены к общей теплоаккумулирующей системе, что обеспечивает преимущества с точки зрения затрат и времени на строительство, простоту обслуживания, поскольку один или несколько реакторов могут быть остановлены без воздействия на всю атомную тепловую станцию, причем атомная тепловая станция может эффективно доставлять больше энергии в период высокого спроса, чем она могла бы доставить, если бы она была подключена непосредственно к системе преобразования энергии.
В последующем описании представлены концепции, которые предлагают прорывной потенциал для экономики установки ядерного реактора с натриевым теплоносителем, а также атомных электростанций, использующих другие виды топлива, теплоносители и технологии. Эти прорывы могут быть результатом переосмысления технологии для снижения затрат и неопределенности графика или расширения потоков доходов, например, путем поставки электроэнергии и тепла потребителям. В дополнение к экономическим преимуществам, обеспечение возможности решения политических проблем (надежность сети, устойчивость к распространению оружия, возможность экспорта, легкость размещения и т.д.) является фактором, позволяющим реализовать эти преимущества.
- 1 045573
Краткое описание чертежей
Лучшее понимание особенностей, преимуществ и принципов настоящего изобретения будет получено при обращении к последующему подробному описанию, в котором излагаются иллюстративные варианты выполнения и сопровождающие чертежи, на которых:
фиг. 1 изображает типичную атомную электростанцию;
фиг. 2 изображает атомную тепловую станцию, отделенную от установки выработки электроэнергии, в соответствии с некоторыми вариантами выполнения;
фиг. 3 изображает атомную тепловую станцию, соединенную с теплоаккумулирующей установкой, в соответствии с некоторыми вариантами выполнения;
фиг. 4 изображает атомную тепловую станцию, соединенную с удаленной теплоаккумулирующей установкой с необязательным аккумулятором тепла, в соответствии с некоторыми вариантами выполнения;
фиг. 5 изображает атомную тепловую станцию, соединенную с удаленной теплоаккумулирующей системой, которая соединена с внешними нагрузками, в соответствии с некоторыми вариантами выполнения;
фиг. 6 изображает иллюстративное промышленное отопление и требуемые температуры;
фиг. 7 изображает энергетическую систему, в которой, в соответствии с некоторыми вариантами выполнения, несколько источников тепла совместно используют общую систему аккумулирования тепла и преобразования энергии;
фиг. 8 изображает энергетическую систему, в которой, в соответствии с некоторыми вариантами выполнения, несколько источников тепла совместно используют общую систему аккумулирования тепла и преобразования энергии с вспомогательной системой питания;
фиг. 9 изображает атомную тепловую станцию, соединенную с удаленной теплоаккумулирующей системой, связанной с внешними нагрузками и дополнительным тепловым использованием, в соответствии с некоторыми вариантами выполнения;
фиг. 10 изображает гибридную энергетическую систему, в которой, в соответствии с некоторыми вариантами выполнения, несколько форм генераторов тепловой энергии подключены к общей системе аккумулирования тепла и общей системе преобразования энергии; и фиг. 11 изображает энергетическую систему, в которой, в соответствии с некоторыми вариантами выполнения, ядерный блок отделен от силового блока интегрированным блоком аккумулирования энергии.
Подробное описание
Последующее подробное описание обеспечивает лучшее понимание признаков и преимуществ изобретений, описанных в настоящем патенте, в соответствии с раскрытыми в настоящем документе вариантами выполнения. Несмотря на то, что подробное описание содержит много конкретных вариантов выполнения, они представлены только в качестве примера и не должны рассматриваться как ограничивающие объем раскрытых в настоящем документе изобретений.
В то время как стоимость ядерной энергии важна и заслуживает внимания, доходная часть и политический аспект ядерной энергетики в равной степени заслуживают внимания. Стоимость атомной энергии была важным показателем при описании коммерческой привлекательности при выходе на строго регулируемый коммерциализированный рынок производства электроэнергии с базовой нагрузкой. Поиск подходов к снижению нормативного бремени и расширению возможностей коммерческого рынка является ключом к революционным экономическим изменениям, которые увеличивают доходы при умеренном увеличении затрат. Технические решения политических проблем также имеют стратегическое значение, которое трудно уловить, оценивая стоимость строительства в одночасье. Использование недооцененных в настоящее время факторов, таких как отсутствие выбросов СО2, с возможностью интеграции со все более динамичной электрической сетью, станет более ценным в ближайшие десятилетия.
Помимо проблем с эксплуатационными расходами в отношении ядерной энергии, связанными со следованием за нагрузкой, производство электроэнергии с базовой нагрузкой не имеет возможности отслеживать доход, поскольку цены на электроэнергию меняются в течение дня, как пиковые электростанции (например, электростанции, которые могут работать только тогда, когда существует высокий или пиковый спрос). Для повышения конкурентоспособности ядерной энергетики в меняющемся энергетическом ландшафте необходимы производственные и технологические инновации, которые позволят ядерной энергетике работать на полную мощность и получить доступ к возможностям рыночных спекуляций в дополнение к производству электроэнергии на полную мощность. В то время, когда цены на электроэнергию ниже себестоимости из-за перебоев в использовании возобновляемых источников энергии, атомным электростанциям требуется альтернативный производственный канал вместо одного только спроса на электроэнергию со следованием за нагрузкой. Это принципиально требует понимания конкурентных преимуществ атомных станций по сравнению с периодически возобновляемыми источниками энергии. Эти конкурентные преимущества приводят к желанию и возможности совмещения с другими производственными процессами для достижения экономии за счет концентрации в процессах производства энергии и изготовления.
- 2 045573
Одной из отличительных характеристик ядерной энергетики по сравнению с ветровой, солнечной и другими возобновляемыми источниками энергии является концентрированная мощность на валу до выработки электроэнергии и тепловыделения. Использование этих различий может определить конкурентные преимущества в периоды производства энергии по низким ценам, чтобы либо более эффективно хранить энергию, либо производить другой товарный продукт. Многие предприятия по производству электроэнергии используют паровой цикл Ранкина для преобразования тепловой энергии в электричество. Хотя преобразование мощности на валу в электрическую во вращающемся генераторе имеет высокий КПД (98-99%), преобразование электроэнергии обратно в мощность на валу немного менее эффективно (~95%). Дополнительные потери возникают при повышении напряжения для передачи по линиям электропередачи и понижении напряжения для локального потребления. Точные потери от передачи до потребления зависят от местоположения и расстояния, но общие расчетные потери от производства энергии на атомной электростанции до потребления энергии на объекте для этого примера оцениваются в 24%. Комбинированные потери КПД показывают, что прямая мощность на валу дает прирост КПД на 811% по сравнению с производством электроэнергии на мощность на валу в другом месте. В результате существует потенциальный пограничный арбитраж между производством электроэнергии и работой с прямым приводом на валу с достаточно мощной системой сцепления и зубчатой передачи. Система сцепления и зубчатой передачи будет способна полностью или частично преобразовывать мощность вала в неэлектрическую производственную работу. Задача состоит в том, чтобы запускать/останавливать процессы вплоть до гигаваттного масштаба и соответствующих массовых расходов продукта, чтобы поддерживать огромную рабочую нагрузку.
Одним из таких примеров может быть использование аккумулятора энергии сжатого воздуха (CAES) или аккумулятора энергии сжиженного воздуха (LAES), чтобы атомные электростанции могли работать на полную мощность при низких ценах на электроэнергию (и, следовательно, при низком спросе на электроэнергию) за счет обеспечения мощности на валу для сжижения воздуха в дополнение к обеспечению потребностей в электроэнергии базовой нагрузки. Криогенный сжиженный воздух, хранящийся при атмосферном давлении, впоследствии может быть испарен вместе с отработанным ядерным теплом для приведения в действие турбины для выработки электроэнергии. CAES и LAES рассчитаны на масштабирование хранилища в гигаватт-часах и представляют собой значительную возможность для управления энергией. Хранящийся сжиженный воздух затем может приводить в движение турбину во время пиковых цен на электроэнергию, чтобы увести атомную энергетику от ценообразования только при базовой нагрузке. Благодаря масштабируемости технологий CAES и LAES и технической зрелости больших криогенных резервуаров для хранения существует возможность объединить концентрированную мощность на валу ядерной энергетики для криогенного охлаждения и отработанное тепло для кипячения сжиженного воздуха для привода турбины. Такое сочетание возможностей будет более эффективным, чем обеспечивают требования к насосам с электрическим приводом и потребности в аккумулировании тепла предлагаемых в настоящее время технологий CAES и LAES, что дает объединенной технологии конкурентное преимущество по сравнению с любой другой технологией в отдельности. Эта технология, при соответствующем развитии, может быть модернизирована на существующем ядерном парке Соединенных Штатов, который производит 99 ГВт электроэнергии.
Тогда как наиболее вероятное использование CAES и LAES заключается в производстве энергии, более избирательная перегонка сжиженного сжатого воздуха также может дать потоки газов высокого качества в качестве товарного продукта. Примером может быть продажа потоков чистого кислорода путем температурной перегонки для медицинских целей или производства энергии для компаний, которые надеются упростить улавливание углерода, удалив осложнения, связанные с производством NOX и SOX путем сжигания только природного газа и кислорода. Это открывает возможность совместного размещения электростанций, работающих на природном газе, с электростанциями CAES-Nuclear для упрощения улавливания углерода. Оставшиеся дистиллированные газы могут быть использованы из-за их низкой температуры, удельного значения газа или потребляться в турбине, например, для производства электроэнергии.
Другим аналогичным применением полезной мощности в США является экспортный рынок сжиженного природного газа (СПГ), спрос на который продолжает расти и достиг к 2019 году приблизительно 8,9 миллиарда кубических футов в день. В настоящее время в технологическом процессе потребляется до 10% исходного газа для сжижения. Используя более консервативную оценку для процесса сжижения, равную 4100 кДж/кг, для поддержки текущего процесса сжижения требуется около 230 ГВт-ч энергии в год. Атомные электростанции могут сыграть значительную роль в увеличении экспорта СПГ в остальной мир либо за счет прямого сжатия, либо за счет комбинации с аккумулятором энергии CAES с использованием холодного CAES с одной стороны теплообменника и природного газа - с другой. В этой комбинированной системе природный газ сжижается для хранения или экспорта, а сжатый воздух закипает для вращения электрической турбины. В любом случае воздух и природный газ можно подавать на электростанцию и легко обрабатывать, и они относительно легко поддаются операциям запуск - останов для адаптации к режиму следования за нагрузкой.
Другой пример перекачки текучей среды - это массовая перекачка гидроэнергии/обновление водо
- 3 045573 носного горизонта в качестве разумного применения для запуска/останова. Если предположить, что рыночные ценовые сигналы разовьются в следующем десятилетии, чтобы гарантировать масштабные усилия по откачке воды и связанных с ними трубопроводов, повышение эффективности при использовании прямой мощности на валу для обновления водоносного горизонта может составить более семи квадрильонов единиц энергии (т.е. один квадрильон составляет 1015 BTU, или 1,055x101s Дж) или больше в год. Предположительно, меры по регенерации воды уменьшат необходимое усилие по откачке, но, вероятно, не устранят потребность в замене воды. Кроме того, это насосное усилие также представляет собой мощную закачиваемую гидроэнергетику, которая может работать в обратном направлении вдоль трубопровода для дополнения периодически возникающих источников энергии и пополнения местных водоносных горизонтов.
Как указывалось выше, сконцентрированная мощность на валу является лишь одной из отличительных характеристик ядерной энергии по сравнению с солнечной, ветровой и другими вариантами возобновляемой энергии. В промышленных процессах для производства таких продуктов, как рафинированное масло, кокс и сталь, химикаты, цемент и т.д., требуется\ как энергия, так и определенная температура. Минимальная температура, необходимая для протекания химического процесса, является ключевым фактором, определяющим наилучший первичный источник энергии. Несмотря на то, что потребление первичного тепла зависит от конкретного рынка, требования к температуре для данного процесса являются универсальными. Несмотря на то, что для процессов существует целый спектр требований к температуре, основные интересные температуры, по-видимому, составляют 100-250°C, при производстве пара и горячей воды, в процессах нефтепереработки (нефтехимии) в диапазоне 250-550°C, а также в высокотемпературных процессах для цемента, чугуна, производство стали и стекла при температуре >1000°C. Если смотреть на энергетический рынок в целом, нефтепереработка потребляет более 6 квадрильонов единиц энергии в год, а продукция лесного хозяйства - немногим более 3 квадрильонов единиц энергии в год.
В настоящее время ископаемое топливо удовлетворяет как масштабу потребности в энергии, так и температуре. В мире безуглеродной энергетики найти лучший способ заменить полезность и универсальность ископаемого топлива является сложной задачей. В случае ветровой, солнечной энергий и гидроэнергетики они могут генерировать значительное количество энергии, но они не производят значительного количества высококачественного тепла. Эти источники энергии должны подвергнуться другому преобразованию энергии, чтобы получить технологическое тепло более высокого качества. Дополнительные этапы, такие как резистивные нагреватели или производство водорода с помощью доменных печей, должны быть включены в ценообразование на эти источники энергии. Также может потребоваться дополнительное аккумулирование энергии для достижения высоких коэффициентов мощности для работы промышленного оборудования 24 ч в сутки или принятия упущенной возможности с установками с низким коэффициентом мощности.
Конкурируя за счет тепла, а не электроэнергии, атомная электростанция имеет ценовую конкуренцию, основанную на долларах США за MMBTU при температуре по сравнению с долларами США за 1 кВт (эл.), преобразованную в требуемую температуру. Одна из наиболее очевидных отправных точек конкуренции - прямое производство и потребление пара. Продукция лесного хозяйства потребляет 1,3 квадрильонов единиц энергии пара в год, что составляет более 45 ГВт тепловых атомных электростанций, работающих круглосуточно, просто на переработки пара. При производстве продуктов лесного хозяйства часть процесса создает отходы, такие как черный щелок (например, отходы крафт-процесса при переработке балансовой древесины в бумажную массу с удалением лигнина, гемицеллюлозы и других экстрактивных веществ из древесины для высвобождения целлюлозных волокон), биомассы и другого остаточного топлива, которые сжигаются для получения технологического тепла для получения пара. Остальная часть необходимого топлива в настоящее время пополняется углем или природным газом. Использование ядерной энергии для производства пара высвобождает 1330 тепловых BTU (1,3 квадрильонов единиц энергии) первичной энергии для использования в других высокотемпературных применениях, таких как нефтеперерабатывающие заводы или производство цемента. Путем использования ядерной тепловой энергии для обеспечения высококачественного технологического тепла для лесной промышленности, рекуперированная энергия лесных продуктов может обеспечить потребности в энергии как для производства цемента, так и для производства стекла в Соединенных Штатах (в сумме менее 1 квадрильона единиц энергии) с запасом энергии. Сжигание продуктов лесного хозяйства считается углеродно-нейтральным действием и, следовательно, позволяет использовать ядерную замену производства пара для непосредственной поддержки высокотемпературных процессов. Несмотря на то, что источник топлива для производства цемента обладает большой степенью универсальности, обеспечение возможности транспортировки и использования лесных топливных продуктов в других использованиях первичного тепла может потребовать технологических инноваций. Подобно продукции лесного хозяйства, химическая промышленность в целом потребляет 1,2 квадрильона единиц энергии пара, который может быть напрямую заменен паром, создаваемым ядерной энергией. Однако такое вытеснение энергии не освобождает полностью возобновляемый источник топлива, а просто снижает количество природного газа и угля, необходимое для управления процессом, даже если возобновляемые источники энергии так
- 4 045573 же сжигаются для поддержки их преобразования в продукты.
Другое использование пара, создаваемого с помощью ядерной энергии, может быть комбинацией атомной электростанции, которая производит пар для электролиза водорода, в то время как источники энергии периодического действия производят дешевую электроэнергию, и производства электроэнергии, когда источники энергии периодического действия отключены. По мере увеличения температуры пара требуется меньше электричества для проведения электролиза. Однако повышение эффективности использования электроэнергии при более высоких температурах может быть экономически неинтересным в мире, где пиковые периодические выработки электроэнергии приводят к тому, что стоимость электроэнергии становится слишком дешевой для измерения. Если стоимость оборудования для электролиза может быть дешевым образом интегрирована в байпасный паропровод, то ядерный реактор может легко перейти, частично или полностью, на электролиз в периоды низкой стоимости электроэнергии. Это позволяет атомным станциям конкурировать в производстве тепла при низких ценах на электроэнергию и в производстве электроэнергии при более высоких ценах на электроэнергию. Получающееся в результате производство водорода следует рассматривать не только как механизм аккумулирования энергии, но, скорее, как источник промышленных потребностей в тепле >1000°C, например, для производства цемента, железа, стали и стекла.
В случае усовершенствованных ядерных реакторов, которые имеют более высокую температуру на выходе из реактора, становятся доступными более прямые возможности для промышленных процессов. Например, более высокая температура на выходе из реактора может использоваться в качестве предварительного нагревателя для других промышленных процессов или в качестве первичного источника тепла для химического процесса. В случае переработки нефти существует значительная потребность в энергии при перегонке и крекинге углеводородов, требующих более 6 квадрильонов (британских тепловых единиц, BTU; эквивалентна 2,05x1016 Дж) энергии. Реактор с натриевым охлаждением может быть основным источником тепла для ряда низкотемпературных процессов крекинга, а тепло реактора также может быть повышено до требуемых пиковых температур нефтеперерабатывающего завода с помощью электрического нагрева или небольших количеств ископаемого топлива. Большая часть технической проблемы в этом случае состоит в том, чтобы минимизировать количество теплообменников/потерь во время теплообмена, а также разработать технологию для нефтеперерабатывающих заводов, позволяющую принимать температурные и энергетические входные параметры, отличные от параметров нефти, электричества и пара. Примером может служить замена теплообменника соль/масло в традиционной камере сжигания для высокотемпературного крекинга. Другие типы усовершенствованных ядерных реакторов, такие как, например, реактор на расплавленной соли, могут использоваться для непосредственного получения необходимого более высокотемпературного промышленного технологического тепла.
Возможности аккумулирования тепла также существуют для разделения производства тепла и использования тепла для атомных теплоэлектростанций.
Предложение общего характера состоит в том, чтобы использовать первичный теплоноситель атомных теплоэлектростанций для нагрева большого теплового аккумулятора, например, солей с фазовым переходом, и перекачивать их в большие резервуары. Эти большие резервуары с нагретыми солями можно затем использовать для производства электроэнергии, например, с помощью парового цикла Ранкина или для подачи технологического тепла в зависимости от конкретного применения. Разделяя производство тепла и прямое его использование, аккумулятор тепла представляет собой гибкое средство для следования за нагрузкой при производстве электроэнергии, работая на полную мощность и заполняя резервуары горячей соли, но производя электричество в более ценное время во время пикового спроса или более традиционное производство энергии при постоянной нагрузке. Этот подход также позволяет атомной электростанции работать как пиковая станция для возможностей ценовой спекуляции, продолжая при этом работать на полной мощности. Дополнительная экономия средств также существует, если атомная электростанция и первичный теплоноситель/солевые теплообменники и хранилища соли могут быть разделены, поскольку они не важны для безопасности реактора, поэтому правила строительства и оборудования для производства электроэнергии аналогичны неядерным электростанциям. Это позволяет использовать стандартные коммерческие протоколы безопасности, затраты на эксплуатацию и техническое обслуживание (О&М) и стандарты качества, которые могут оправдать использование любых теплообменников или наличие потерь тепла за счет откачки горячих солей из безопасного места атомной электростанции. По сути, энергосистема для атомной электростанции может быть построена в среде, отличной от NQA1 (с соответствующими операциями по техническому обслуживанию), чтобы получить от существующих солнечно-тепловых соляных энергетических компаний коммерчески конкурентоспособные конструкции.
Реакторы с более высокой температурой, такие как реакторы с натриевым охлаждением, на расплаве соли, высокотемпературные газовые реакторы и другие, также могут участвовать в производстве водорода с использованием процессов, отличных от ветряных и фотоэлектрических солнечных, в дополнение к паровому электролизу, который обсуждался выше. Одним из примеров высокотемпературных процессов является цикл медь-хлор. В этом цикле технологическое тепло от 400 до 500°C используется для производства водорода и кислорода. На последнем этапе цикла используется электролиз при температу
- 5 045573 ре окружающей среды для рециркуляции всех химикатов, кроме воды, которая превращается в газ. Этот процесс представляет собой интересную возможность поставлять с отслеживанием дешевую электроэнергию, произведенную во время пика ветровой и солнечной энергии. При непрерывной эксплуатации высокотемпературной атомной теплоэлектростанции для производства водорода и кислорода затраты на оборудование и эксплуатацию и техническое обслуживание оправдываются при заполнении резервуаров медно-хлорными реагентами для электролиза. Когда электричество становится дешевым, электролиз при температуре окружающей среды используется для преобразования содержимого резервуаров обратно в соответствующие исходные химические продукты, чтобы снова запустить цикл. Этот процесс аналогичен по сущности заполнению соляных резервуаров горячей солью, которая будет использоваться в более позднее время, но более конкретно адаптирована к конечному химическому продукту. Этот пример необязательно используется для отстаивания цикла медь-хлор, но общая идея в том, что электроснабжение - это другой подход, чем аккумулирование энергии для удовлетворения спроса. Этот процесс также позволяет использовать большую часть оборудования атомной станции, используемого для производства водорода, при этом только некоторые резервуары и электролизное оборудование простаивают во время нормальной работы.
Эти особенности и преимущества, наряду со многими другими, могут быть реализованы путем перестройки атомной электростанции, которая позволяет размещать атомную тепловую станцию с промышленными и химическими системами нагрева, уменьшая площадь, занимаемую квалификационной областью NQA1, и загружая следующие возможности при эксплуатации ядерного реактора на полной мощности.
На фиг. 1 показана типичная атомная электростанция 100. Конструкция атомной электростанции 100 состоит из двух основных частей: радиационной части и турбинного оборудования. Центром радиационной части является зона 102 ядерного реактора, в которой находится ядерный реактор. Зона обращения с топливом 104 примыкает к зоне реактора, и обе конструкции обычно расположены внутри защитной зоны 106. Защитная зона 106 может содержать конструкцию защитной оболочки, которая может быть выполнена из армированной стали, бетона или свинца, или из комбинации материалов, которая создает конструкцию, окружающую ядерный реактор. Его конструкция и функция заключаются в том, чтобы удерживать выходящий радиоактивный пар или газ, и во многих случаях он предназначен для удержания выходящего газа под давлением до 550 кПа или более. Конструкция защитной оболочки спроектирована как последняя линия защиты от проектных аварий. Стоимость строительства защитной конструкции прямо пропорциональна не только размеру реактора, но также зависит от неядерных систем и компонентов станции, которые необходимо разместить в нем. Радиационная часть также содержит вспомогательные компоненты, такие как насосы, контуры текучей среды, диспетчерскую и другие вспомогательные компоненты.
Зона 104 обращения с топливом, которая может находиться внутри защитной зоны 106, спроектирована так, чтобы обеспечивать возможность перезагрузки топлива со скоростью, обеспечивающей непрерывную работу реактора. Она также содержит подкритическое топливо вне активной зоны реактора и предотвращает повреждение и загрязнение топлива. Она также может содержать оборудование для перемещения тепловыделяющих стержней и тепловыделяющих сборок, например для перезагрузки топлива в активную зону реактора.
К зоне реактора и части радиационной части примыкают парогенераторы 108. В некоторых случаях парогенераторы 108 находятся внутри защитной зоны 106 и подают перегретый пар в паровые турбины 110. Парогенераторы 108 получают тепловую мощность от реактора и передают тепловую энергию паровым турбинам 110, которые преобразуют энергию пара в механическую энергию. В некоторых установках радиоактивная вода проходит через паровые турбины 110, которые должны находиться в пределах радиологически контролируемой зоны атомной электростанции. Паровые турбины 110, в свою очередь, механически связаны с генераторами 112, которые преобразуют механическую энергию паровых турбин 110 в электричество.
Зона 114 проверки тепловыделяющих стержней может находиться на месте для проведения пострадиационного обследования (PIE) и анализа. Зона 114 проверки тепловыделяющих стержней часто примыкает к области 104 обращения с топливом, чтобы использовать общее оборудование для обращения с топливом. Зона 114 проверки тепловыделяющих стержней может дополнительно содержать горячую камеру для хранения и исследования облученных топливных стержней.
Как показано на фиг. 1, может потребоваться, чтобы защитная зона 106 охватывала зону 102 реактора, а также зону 104 обращения с топливом. В некоторых случаях конструкции парогенераторов 108 и связанное с ними оборудование находится за пределами защитной зоны 106, но во многих случаях требуется, чтобы они находились внутри защитной зоны 106. Один или несколько контуров с теплоносителем используются для передачи тепла из зоны 102 реактора через теплообменник в теплоноситель, который не только охлаждает активную зону ядерного реактора, но также позволяет теплу переноситься за пределы защитной зоны в конструкции парогенераторов 108. Во многих случаях первичный контур с теплоносителем получает тепло от активной зоны реактора через первичный теплообменник и передает тепловую энергию вторичному контуру с теплоносителем через вторичный теплообменник. Во многих
- 6 045573 случаях теплоноситель в первичном контуре с теплоносителем становится радиоактивным. Многие реакторы, используемые в настоящее время, в качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов используют воду под высоким давлением. Первичный теплоноситель обычно претерпевает фазовый переход жидкости в пар, поскольку он поглощает тепловую энергию из активной зоны реактора и затем передает тепловую энергию вторичному контуру.
Теплоноситель во вторичном контуре, который также может быть водой, получает тепло от первичного контура теплоносителя и претерпевает фазовый переход жидкости в пар, который используется для приведения в действие парогенераторов. Этот перегретый пар обычно находится под высоким давлением, что требует принятия мер безопасности для удержания пара высокого давления и высокой температуры в случае нарушения целостности.
В некоторых случаях первичный и/или вторичный теплоноситель может быть другим материалом, например расплавленным металлом. Например, в некоторых быстрых реакторах в качестве теплоносителя используется расплавленный металл, такой как жидкий натрий. В других случаях в качестве теплоносителя можно использовать расплав соли. И расплавленные металлы, и соли имеют низкое давление пара даже при высоких температурах и, таким образом, способны передавать тепло при более низких давлениях, чем вода при аналогичных температурах.
Атомная электростанция 100 обычно защищена границей 120 объекта, которая может включать периметр безопасности, такой как высокий забор с колючей проволокой. Атомная электростанция 100 и связанные с ней здания, конструкции, системы, трубопроводы и т.д. могут называться ядерным объектом, который находится в границах 120 ядерного объекта. Для обеспечения безопасности ядерного объекта обычно используются дополнительные меры безопасности, такие как ворота на всех точках доступа, охрана на точках доступа, камеры наблюдения, датчики движения и/или электрифицированные ограждения, среди прочего.
Атомная электростанция 100 дополнительно должна иметь зону аварийного планирования (ЗАП), которая требуется для подготовки к серьезным авариям на атомной электростанции. Во многих случаях ЗАП находится в радиусе 10 миль (около 16,5 км) от атомной электростанции 100.
Как показано на фиг. 2, зона 202 реактора и зона 204 обращения с топливом расположены внутри защитной зоны 206, имеющей защитную конструкцию. Эти два основных здания вместе с диспетчерской составляют радиационную часть. По сравнению с типичной атомной электростанцией, показанной на фиг. 1, видно, что парогенераторы, паровые турбины, генераторы и зона проверки тепловыделяющих стержней больше не находятся в радиационной части. Скорее, эти компоненты были установлены удаленно от радиационной части. Проиллюстрированная зона 202 реактора выполнена как атомная тепловая станция 200 и спроектирована и эксплуатируется для выработки тепла (в отличие от электричества, как на типичной атомной электростанции). В проиллюстрированной конфигурации система 208 аккумулирования тепла удалена от ядерного оборудования и принимает тепловую энергию от атомной теплоэлектростанции 200. Следует отметить, что тепловая энергия, генерируемая атомной теплоэлектростанцией 200, транспортируется за пределы ядерного оборудования и во многих случаях за границу 210 объекта и даже за пределы ЗАП.
Одно непосредственное преимущество этой конфигурации состоит в том, что аккумулятор 208 тепла и установки 212 выработки энергии находятся за пределами области регулирования ядерной энергетики. Это позволяет построить и лицензировать атомную тепловую станцию 200 гораздо более эффективно, чем это возможно с атомной электростанцией.
Конструкция ядерного реактора, изображенная на фиг. 2, может представлять собой ядерный реактор любого подходящего типа. Например, ядерный реактор может включать, но не ограничивается этим, ядерный реактор с тепловым спектром, ядерный реактор с быстрым спектром, ядерный реактор с множеством спектров, ядерный реактор-размножитель или реактор на бегущей волне. Тепловая энергия, производимая ядерным реактором, может передаваться в систему аккумуляции тепла с использованием системы 214 передачи энергии.
В некоторых вариантах выполнения в ядерном реакторе может использоваться топливо, которое не требует тяжелого оборудования для работы с топливом, такого как для перезагрузки тепловыделяющих стержней или для перезагрузки реактора. Следовательно, в этих вариантах выполнения область 204 обращения с топливом может быть намного меньше, чем требуется для перемещения тепловыделяющих стержней и тепловыделяющих сборок в активную зону реактора и из нее. Такой реактор может представлять собой, среди других, реактор бассейнового типа или реактор на расплавленной соли. Одним из преимуществ реактора этого типа является то, что зона 204 обращения с топливом может быть намного меньше, и, следовательно, радиационная часть и/или защитная зона 206 могут быть меньше, чем обычно требуется для реакторов, в которых используются тепловыделяющие стержни и тепловыделяющие сборки, и поэтому требуется тяжелое оборудование для их работы и обращения с ними.
Ядерный реактор, в некоторых вариантах выполнения, может представлять собой ядерный реактор с жидким теплоносителем. Например, жидкий теплоноситель ядерного реактора может содержать, помимо прочего, жидкий металлический или солевой теплоноситель (например, хлорид урана, трихлорид урана, тетрахлорид урана, фторид лития, фторид бериллия или другие хлоридные или фторидные соли),
- 7 045573 жидкометаллический теплоноситель (например, натрий, NaK, другие сплавы натрия, свинец или свинецвисмут), жидкий органический теплоноситель (например, дифенил с дифенилоксидом) или жидкий теплоноситель на водной основе.
В другом варианте выполнения ядерный реактор может представлять собой ядерный реактор, имеющий теплоноситель на основе сжатого газа. Например, теплоноситель на основе сжатого газа может содержать, но не ограничивается этим, сжатый газообразный гелий или сжатый газообразный диоксид углерода.
В другом варианте выполнения ядерный реактор может представлять собой ядерный реактор, имеющий теплоноситель смешанных фаз. Например, теплоноситель смешанных фаз может содержать, но не ограничивается этим, материал смешанной фазы газ-жидкость (например, водяной пар - жидкая вода).
Система 208 аккумулирования тепла может представлять собой любую подходящую установку для аккумулирования тепла, известную в настоящее время или которая будет создана позже. В некоторых вариантах выполнения система аккумулирования тепла способна аккумулировать тепловую энергию в диапазоне 500°С или выше. В некоторых случаях система аккумулирования тепла хранит энергию при 550, 600, 700, 750°С или выше. В некоторых случаях система 208 аккумулирования тепла предназначена для хранения тепловой энергии выше 1000°С. В некоторых вариантах выполнения система 208 аккумулирования тепла имеет несколько тепловых резервуаров и сохраняет тепловую энергию при различных температурах.
Система 208 аккумулирования тепла находится в тепловом сообщении с ядерным реактором посредством системы 214 передачи энергии. Система 214 передачи энергии получает тепловую энергию от первичного теплообменника, связанного с ядерным реактором. Например, первичный теплоноситель ядерного реактора проходит через первичный теплообменник и передает тепловую энергию из активной зоны реактора в систему 214 передачи энергии, таким образом охлаждая первичный теплоноситель и передавая тепловую энергию системе 214 передачи энергии. Система 214 может считаться вторичным контуром теплоносителя, предназначенным для приема тепловой энергии от первичного контура теплоносителя и передачи тепловой энергии в систему 208 аккумулирования тепла.
Например, первая часть системы 214 передачи энергии может находиться в тепловом сообщении с частью первичного контура теплоносителя ядерного реактора, а вторая часть системы 214 передачи энергии может находиться в тепловом сообщении с системой 208 аккумулирования тепла.
Специалистам в данной области техники будет понятно, что комбинация теплообменных контуров, теплообменников и тепловых труб может использоваться совместно для подачи тепла из ядерного реактора в систему 214 передачи энергии и в систему 208 аккумулирования тепла. Например, первичный теплообменник, содержащий несколько тепловых труб, может использоваться для обеспечения теплового контакта первого теплообменного контура ядерного реактора с системой 214 передачи энергии. Второй теплообменник, который также может содержать несколько тепловых трубок, может использоваться для обеспечения теплового контакта системы 214 передачи энергии с системой 208 аккумулирования тепла. Таким образом, тепловая энергия, генерируемая ядерным реактором, может передаваться в систему 208 аккумулирования тепла. Система 214 передачи энергии может использовать жидкий металл, соль или некоторую другую рабочую текучую среду для облегчения переноса тепла. В качестве альтернативы, система 214 передачи энергии может находиться в непосредственном тепловом сообщении с аккумулирующими средами в системе 208 аккумулирования тепла, например, там, где аккумулирующие среды могут перемещаться из системы 208 аккумулирования тепла и переходить в первичный теплообменник в корпусе реактора.
Система 212 выработки энергии может располагаться ниже по потоку от системы 208 аккумулирования тепла и находиться в тепловом сообщении с системой 208 аккумулирования тепла. Результатом такого типа конфигурации является то, что радиационная часть отделена от системы 212 выработки энергии. Другими словами, неисправность, возникающая в оборудовании, связанном с системой 212 выработки энергии или системой 208 аккумулирования тепла, не оказывает немедленного воздействия на ядерный реактор. В традиционных системах ядерных реакторов неисправность оборудования, связанного с системой 212 выработки энергии, часто вызывает автоматическое и немедленное отключение активной зоны реактора. Обычно это предусмотрено в качестве меры безопасности, чтобы обойти проблему с избыточным генерируемым теплом без достаточной теплопередающей способности для отвода избыточного тепла из системы ядерного реактора.
В некоторых случаях система 208 аккумулирования тепла имеет большую емкость по тепловой энергии, чем расчетная выходная тепловая мощность реактора. Например, система 208 аккумулирования тепла может быть спроектирована для доставки 1200 МВт-ч энергии, в то время как ядерный реактор спроектирован и эксплуатируется для выработки 400 МВт-ч энергии. Это обеспечивает системе 208 аккумулирования тепла возможность аккумулирования избыточной энергии сверх того, что доставляет ядерный реактор, и доставки этой энергии на электростанцию 212 по мере необходимости. Например, если потребность в нагрузке системы 208 аккумулирования тепла ниже, чем мощность реактора, система 208 аккумулирования тепла заряжается дополнительной тепловой энергией. В течение времени высокой
- 8 045573 нагрузки, когда потребность в нагрузке на систему 208 аккумулирования тепла больше, чем выходная мощность реактора, система 208 аккумулирования тепла опорожняется.
Как далее проиллюстрировано на фиг. 2, установка 212 выработки энергии соединена с системой 208 аккумулирования тепла. Система 212 выработки энергии может быть любой системой 212 выработки энергии, которая известна в настоящее время или которая будет разработана позднее. В некоторых вариантах выполнения система 212 выработки энергии получает тепловую энергию от системы 208 аккумулирования тепла и преобразует тепловую энергию в электрическую.
В некоторых случаях тепловая энергия проходит через парогенератор для создания пара высокой температуры и высокого давления, который может использоваться для приведения в действие паровой турбины. Паровая турбина, в свою очередь, приводит в действие генератор и преобразует механическую работу паровой турбины в электричество, которое, как известно, может быть передано в электрическую сеть.
В других случаях тепловая энергия от системы 208 аккумулирования тепла может быть доставлена к твердотельным устройствам, генерирующим электричество, которые преобразуют тепло непосредственно в электричество без необходимости генерировать пар или преобразовывать тепловую энергию в механическую работу. Такие системы в настоящее время находятся в разработке, при этом раскрытые варианты выполнения хорошо подходят для связи с будущим разработанным планом выработки энергии, который требует тепла для генерации электроэнергии.
Система 208 аккумулирования тепла находится в тепловом сообщении с системой 212 выработки энергии с помощью любых подходящих средств. Например, для доставки тепловой энергии от системы 208 аккумулирования тепла в систему 212 выработки энергии может быть задействована система 216 доставки энергии. Например, система 216 доставки энергии может содержать контур текучей среды, имеющий первую часть, находящуюся в тепловом сообщении с системой 208 аккумулирования тепла, например, посредством теплообменника, и вторую часть, находящуюся в тепловом сообщении с системой 212 выработки энергии, например, посредством другого теплообменника. Теплообменники могут представлять собой любые подходящие теплообменники, такие как, помимо прочего, кожухотрубные теплообменники, двухтрубные теплообменники, пластинчатые теплообменники, конденсаторы, испарители, бойлеры или комбинацию одного или нескольких различных типов теплообменников.
Проиллюстрированная конфигурация и применение системы 208 аккумулирования тепла позволяют изолировать ядерный реактор от задач преобразования энергии. Это дает множество преимуществ. Например, ядерный реактор больше не подвержен переходным процессам за пределами границы 210 объекта, которые могут вызвать баланс аварийных остановов станции. С этими типами неисправностей можно справиться, не останавливая ядерный реактор. На традиционных атомных электростанциях переходный режим работы станции приводит к отключению реактора, что является проблемой с экономической точки зрения и с точки зрения безопасности. Эти переходные процессы могут быть вызваны сбоями в неядерных системах станции, таких как неисправный компонент парогенератора, паровой турбины или какой-либо другой вспомогательный компонент, который вызывает остановку ядерного реактора. Эти вопросы больше не являются проблемой для атомной тепловой станции 200, поскольку ядерный реактор отделен от неядерных систем станции. Система 212 выработки энергии, система 208 аккумулирования тепла или система ядерного реактора могут быть безопасно остановлены, например, для обслуживания, без воздействия на другие системы.
Например, система ядерного реактора может быть остановлена и переведена в автономный режим, в то время как система 208 аккумулирования тепла может продолжать подавать тепловую энергию в систему 212 выработки энергии, которая продолжает вырабатывать энергию. Аналогичным образом, система 212 выработки энергии может быть остановлена или работать с пониженной мощностью, в то время как система ядерного реактора продолжает вырабатывать тепловую энергию и по существу заряжает систему 208 аккумулирования тепла. В некоторых вариантах выполнения система ядерного реактора работает на полную мощность, и тепловая энергия передается в систему 208 аккумулирования тепла, которая полностью независима от нагрузки на систему 212 выработки энергии. Нагрузка на систему 212 выработки энергии имеет тенденцию меняться в течение дня, недели, месяца и сезона, тогда как система ядерного реактора способна непрерывно работать на полную мощность независимо от нагрузки.
Кроме того, на атомных тепловых станциях, которые используют реактор с натриевым охлаждением, перемещение системы генерации пара, как описано, в удаленное место, повышает безопасность, поскольку существует очень небольшой или нулевой риск того, что вода из парового цикла будет взаимодействовать с натрием, используемым в ядерном реакторе.
На традиционной атомной электростанции промежуточный контур теплоносителя передает тепловую энергию от первого контура теплоносителя реактора к парогенератору, подвергающемуся радиационному воздействию, поскольку он находится в непосредственной близости от активной зоны ядерного реактора и должен быть выполнен с возможностью выдерживать этот вид излучения, разрушающего строительные материалы. Например, некоторые металлы могут стать хрупкими из-за радиационного упрочнения, что снижает ударную вязкость и приводит к возможным хрупким трещинам. В описанной схеме промежуточный контур теплоносителя удален от ядерного реактора (или полностью исключен) и
- 9 045573 может быть изготовлен из материалов, которые легче найти и изготовить, и поэтому они менее дороги и более доступны.
Как проиллюстрировано, система 208 аккумулирования тепла и система 212 выработки энергии находятся за пределами границы 210 объекта ядерной тепловой станции 200. В частности, атомная тепловая станция 200 находится в пределах границы 210 объекта, такой как защищенный забор, и все оборудование в пределах объекта подлежит строгому ядерному регулированию. Там, где неядерные системы установки, такие как система 208 аккумулирования тепла и система 212 выработки энергии, расположены удаленно и за пределами границы 210 объекта, эти системы подвержены регулированию в значительно меньшей степени, что делает строительство, лицензирование и эксплуатацию намного более эффективными. Эти неядерные системы установки могут быть также размещены за пределами ЗАП.
В некоторых вариантах выполнения атомная тепловая станция 200 может содержать ядерный реактор, который является безопасным по своей сути, и размер ЗАП может быть таким, чтобы он совпадал с границей 210 объекта. В других случаях размер ЗАП может быть такой, чтобы она находилась в пределах границы 210 объекта. В любом случае размещение неядерных систем станции за пределами границы 210 ядерного объекта дает многочисленные преимущества с точки зрения безопасности, эффективности, а также скорости строительства и лицензирования.
Кроме того, в описанной конструкции атомная тепловая станция 200 способна работать в режиме следования за нагрузкой. Следование за нагрузкой - это концепция регулирования выходной мощности, когда спрос на электроэнергию колеблется в течение дня. Традиционная атомная электростанция обычно работает на полную мощность все время и обычно не меняет свою выходную мощность. В описанной конструкции атомная тепловая станция 200 может работать на полной мощности, которая может быть спроектирована с учетом требований базовой нагрузки электрической сети. Базовая нагрузка на электрическую сеть - это минимальный уровень спроса за определенный период времени. Этот спрос может быть удовлетворен с помощью электростанций непрерывного действия, диспетчерской генерации (например, энергосистемы по требованию), набора более мелких периодически возникающих источников энергии или сочетания источников энергии. Остальная часть спроса, изменяющаяся в течение дня, может быть удовлетворена за счет управляемой генерации, которую можно быстро увеличить или уменьшить, например, электростанций, следующих за нагрузкой, пиковых электростанций или аккумулирования энергии.
Выходная тепловая энергия атомной тепловой станции 200 хранится в системе 208 аккумулирования тепла и доставляется в систему 212 выработки энергии по мере необходимости. Другими словами, атомная тепловая станция 200 может заряжать аккумулятор тепла с почти постоянной скоростью, а система 208 аккумулирования тепла может обеспечивать тепловую энергию в систему 212 выработки энергии для генерации электроэнергии, которая соответствует спросу на электрическую нагрузку от электрической сети. Таким образом, атомная тепловая станция 200 может удовлетворять не только требованиям базовой нагрузки, но также обеспечивать возможность следования за нагрузкой при непрерывной работе на полной мощности или почти на полной мощности.
Кроме того, поскольку система аккумулирования тепла может иметь размер больше, чем тот, который атомная тепловая станция 200 выполнена с возможностью снабжать, атомная тепловая станция 200 может заряжать систему аккумулирования тепла во время непикового потребления электроэнергии. На многих электростанциях, следующих за нагрузкой, они работают днем и ранним вечером и работают в непосредственной зависимости от изменения спроса на электроснабжение. Электростанция может отключиться рано вечером или ночью, когда спрос низкий, а затем снова запускаться, когда спрос возрастает в течение дня. В описанных конструкциях атомная тепловая станция 200 может работать непрерывно, а произведенная тепловая энергия может храниться до тех пор, пока она не понадобится для генерации электроэнергии или какой-либо другой цели. В некоторых случаях атомная тепловая станция 200 может производить меньше тепловой энергии, чем требуется для удовлетворения потребности в пиковой нагрузке, но, поскольку она может заряжать аккумулятор тепла в непиковые периоды использования, общий выход энергии из атомной тепловой станции 200 может обеспечивать базовую нагрузку и спрос на пиковую нагрузку с течением времени.
В других случаях атомная тепловая станция 200 может производить больше энергии, чем требуется для удовлетворения потребности в базовой нагрузке. Например, атомная тепловая станция 200 может производить достаточно тепловой энергии для использования для удовлетворения потребности в базовой нагрузке, плюс избыточная тепловая энергия для удовлетворения требований пиковой нагрузки, а также для обеспечения дополнительной тепловой энергии для других промышленных целей.
На фиг. 3 проиллюстрирована атомная тепловая станция 200, которая содержит ядерный реактор 302, вырабатывающий тепло. Ядерный реактор 302 находится в тепловом сообщении с системой 304 аккумулирования тепла. Система 304 аккумулирования тепла находится в тепловом сообщении с системой 306 преобразования энергии, которая находится в сообщении с внешней нагрузкой 308.
Ядерный реактор 302, генерирующий тепло, может представлять собой ядерный реактор любого подходящего типа, известный в настоящее время или который будет создан позже, такой как реакторы
- 10 045573 деления или термоядерные реакторы. Такие подходящие реакторы включают, но не ограничиваются этим, ядерные реакторы на быстрых нейтронах, ядерные реакторы на тепловых нейтронах, ядерные реакторы на тяжелой воде, ядерные реакторы с легководным замедлителем, реакторы на расплавленных солях, реакторы с жидкометаллическим теплоносителем, ядерные реакторы с органическим замедлителем, реакторы с водяным охлаждением, ядерные реакторы с газовым охлаждением, реакторы размножения и сжигания, и это лишь некоторые из них. Кроме того, ядерный реактор 302, генерирующий тепло, может представлять собой ядерный реактор любого подходящего размера, такой как небольшой модульный реактор, микрореактор и даже реактор мощностью до гигаватт или больше. Кроме того, в интегрированной системе преобразования энергии можно использовать один или несколько реакторов, которые могут быть реакторами одного типа или реакторами разных типов и размеров.
Граница 310 ядерного объекта представляет собой физический барьер, окружающий ядерную тепловую станцию 200, и предназначена для защиты ядерного реактора 302. Во многих случаях граница 310 объекта окружает радиационную часть, которая, как ранее было указано в связи с описанными вариантами выполнения, может иметь намного меньший размер, чем на типичных атомных электростанциях. Система 304 аккумулирования тепла расположена за пределами границы 310 ядерного объекта. Как описано, система 304 аккумулирования тепла может представлять собой систему 304 аккумулирования тепла любого подходящего типа и может использовать любой подходящий тип среды аккумулирования тепла. Например, теплоносители могут включать эвтектические растворы, материалы с фазовым переходом, сплавы с интервалом несмешиваемости, смеси металлов (например, AlSi12), материалы на основе цемента, расплавленные соли (например, хлоридные соли, нитрат натрия, нитрат калия, нитрат кальция, NaKMg или NaKMg-Cl, среди прочих), твердый или расплавленный кремний или комбинации этих или других материалов.
В некоторых примерах теплоноситель также используется в качестве теплоносителя в системе 312 передачи энергии и/или в системе 314 доставки энергии. Таким образом, система 312 передачи энергии может проточно сообщаться с системой 306 преобразования энергии, и при этом теплопередающая среда системы 312 передачи энергии может напрямую взаимодействовать с теплоаккумулирующей средой системы 304 аккумулирования тепла. Аналогичным образом, в некоторых примерах система 314 доставки энергии может использовать теплопередающую среду, которая является теплоаккумулирующей средой системы 304 аккумулирования тепла. В некоторых случаях система 304 аккумулирования тепла может находиться в прямом жидкостном контакте с системой 314 доставки энергии.
Система 304 аккумулирования тепла находится в тепловом сообщении с ядерным реактором 302 посредством системы 312 передачи энергии, которая может находиться в тепловом контакте с ядерным реактором 302 и системой 304 аккумулирования тепла посредством теплообменников. Система 312 передачи энергии передает тепловую энергию, обычно через изолированные трубопроводы, в систему 304 аккумулирования тепла, где тепловая энергия накапливается до тех пор, пока она не понадобится.
Система 304 аккумулирования тепла находится в тепловом сообщении с системой 306 преобразования энергии, например, посредством системы 314 доставки энергии. Система 306 преобразования энергии может иметь любой подходящий тип известной в настоящее время технологии или технологии, которая будет разработана позже, которая способна преобразовывать тепловую энергию в полезную энергию в другой формы. В некоторых примерах система 306 преобразования энергии использует паровую турбину, которая может работать по циклу Ранкина, для преобразования пара в механическую работу. Во многих случаях пар проходит через паровую турбину, которая вращает вал генератора для выработки электричества.
Система 314 доставки энергии может представлять собой любую подходящую комбинацию теплопередающего оборудования. В некоторых случаях один или несколько теплообменников связаны с каждой из системы 304 аккумулирования тепла и системы 306 преобразования энергии. Рабочая текучая среда, имеющаяся в системе 314 доставки энергии (например, в контуре текучей среды), получает тепловую энергию от системы 304 аккумулирования тепла в одном или нескольких теплообменниках, связанных с системой 304 аккумулирования тепла, и доставляет тепловую энергию в систему 306 преобразования энергии в одном или нескольких теплообменниках, связанных с системой преобразования энергии. Система 314 доставки энергии может использовать любую подходящую рабочую текучую среду, как описано в настоящем документе.
Система 306 преобразования энергии может быть соединена с внешней нагрузкой 308 с помощью системы 316 передачи энергии. Внешняя нагрузка может представлять собой коммунальную электрическую сеть. Система 306 преобразования энергии может доставлять выработанную электроэнергию в электрическую сеть, например, по высоковольтным передающим линиям, которые переносят мощность от системы преобразования энергии в центры потребления. Примечательно, что система 306 преобразования энергии удалена от ядерного реактора 302 и во многих случаях находится за пределами границы 310 ядерного объекта, а во многих случаях также находится за пределами ЗЭЗ. Как описано, ядерный реактор 302 отделен от системы 306 преобразования энергии, при этом любые неисправности в системе 306 преобразования энергии не оказывают отрицательного воздействия на ядерный реактор 302, и наоборот. Фактически, даже когда ядерный реактор 302 остановлен, например, для обслуживания или
- 11 045573 дозаправки, система 304 аккумулирования тепла может продолжать подавать тепловую энергию в систему 306 преобразования энергии для подачи электроэнергии на внешнюю нагрузку.
Относительно низкая стоимость системы 304 аккумулирования тепла по сравнению с атомной тепловой станцией 200 способствует расширению системы 304 аккумулирования тепла и уменьшению масштабов атомной тепловой станции 200. Кроме того, в случаях, когда используется перенос тепла при низком давлении (например, расплав соли в качестве теплоносителя), относительно дорогое оборудование 306 преобразования энергии устанавливается удаленно на ядерной тепловой станции 200, где оно может быть спроектировано более эффективно и без необходимого регулирования, если оно было построено на ядерном объекте. В настоящем описании термин низкое давление используется для обозначения давлений ниже приблизительно 3,5 МПа.
Кроме того, в тех случаях, когда нет систем высокого давления (например, более приблизительно 3,5 МПа), связанных с ядерным реактором 302, ЗЭЗ может быть минимизировано, а расстояния переноса тепла могут быть уменьшены. В некоторых случаях система 304 аккумулирования тепла может быть установлена рядом с ядерным объектом, но за пределами границы 310 объекта. Это минимизирует расстояние переноса тепла, сохраняя при этом систему 304 аккумулирования тепла и систему 306 преобразования энергии за пределами границы 310 и ядерного объекта вне сферы правил ядерного регулирования.
Показанный на фиг. 4 ядерный реактор 302 может быть аналогичен реактору, описанному со ссылкой на фиг. 3, и соединен с системой 304 аккумулирования тепла, которая может быть по существу аналогичной системе 304 аккумулирования тепла, показанной на фиг. 3. Ядерный реактор 302 также может быть соединен со вспомогательной системой 402 аккумулирования тепла. В некоторых случаях система 304 аккумулирования тепла может, необязательно, находиться в тепловом контакте со вспомогательной системой 402 аккумулирования тепла. Ядерный реактор 302 может быть выполнен с возможностью переноса тепловой энергии к системе 304 аккумулирования тепла, вспомогательной системе 402 аккумулирования тепла или к той и другой системе.
Система 304 аккумулирования тепла соединена с системой 306 преобразования энергии, как было описано ранее в настоящем документе. Система 306 преобразования энергии соединена с внешней нагрузкой 308, которая может быть любой нагрузкой, такой как электрическая нагрузка или тепловая нагрузка.
Вспомогательный аккумулятор 402 тепла может быть установлен за пределами границы 310 ядерного объекта, как проиллюстрировано, или в некоторых случаях может быть установлен в пределах границы 310 ядерного объекта. В некоторых вариантах выполнения его функция заключается в управлении температурой текучей среды в обратной магистрали и входа в активную зону в ядерном реакторе 302. Если есть разница между фактическим Tin и ожидаемым Tin, система управления реактором может инициировать изменение реактивности с учетом разницы температур. Например, если температура на входе в активную зону выше ожидаемой, система управления реактором может снизить реактивность, чтобы учесть более высокую, чем ожидалось, температуру на входе.
Вспомогательный аккумулятор 402 тепла может быть предназначен конкретно для этого реактора и использоваться для управления и/или стабилизации температуры на входе в активную зону. Например, вспомогательный аккумулятор 402 тепла может находиться в тепловом сообщении с первичным контуром теплоносителя внутри корпуса реактора. Поскольку первичный теплоноситель имеет температуру, которая отличается от ожидаемого Tin, вспомогательный аккумулятор 402 тепла может взаимодействовать с первичным контуром теплоносителя для добавления тепла в первичный контур теплоносителя или отвода из него тепла. Поскольку первичный контур теплоносителя взаимодействует с рабочей текучей средой вспомогательного аккумулятора тепла, в результате первичный теплоноситель достигает теплового равновесия с дополнительным теплоносителем. Контролируя температуру первичного теплоносителя, реактивность в активной зоне стабилизируется, а любые естественные колебания сглаживаются.
В некоторых примерах вспомогательный аккумулятор 402 тепла находится в непосредственном тепловом сообщении с ядерным реактором 302, например, за счет того, что часть тепловой энергии ядерного реактора направляется во вспомогательный аккумулятор 402 тепла. В других примерах вспомогательный аккумулятор 402 тепла находится в тепловом сообщении с системой 304 аккумулирования тепла, при этом часть тепловой энергии от системы 304 аккумулирования тепла направляется во вспомогательный аккумулятор 402 тепла для использования при регулировании температуры на входе в активную зону ядерного реактора.
Специалист в данной области техники легко поймет, как эти различные системы могут находиться в тепловом сообщении друг с другом и использоваться для регулирования температуры на входе в активную зону.
На фиг. 5 проиллюстрирована атомная тепловая станция 500, которая может быть по существу такой же, как было описано выше. Примечательно, что в некоторых конструкциях реакторов нет необходимости полагаться на оборудование для манипулирования тяжелыми тепловыделяющими сборками. Например, в реакторе бассейнового типа, таком как реактор на расплавленной соли, нет тепловыделяющих стержней или тепловыделяющих сборок, которые необходимо хранить, перемещать, вставлять или
- 12 045573 извлекать из активной зоны реактора. Следовательно, зона 204 обращения с топливом может быть значительно уменьшена по размеру по сравнению с зоной обращения традиционной атомной электростанции. Более того, многие конструкции реакторов основаны на топливных циклах, гарантирующих нераспространение делящихся материалов, например реакторы-самоеды или реакторы на расплавленной соли, и необязательно должны включать зону 204 обращения с топливом в защитную зону. В этих вариантах выполнения защитная зона 206 может быть намного меньше и включать только ядерный реактор и меньшие подсистемы реактора. Это приводит к значительно меньшей защитной зоне 206, что, в свою очередь, приводит к более низким затратам на строительство, лицензирование и эксплуатацию.
Кроме того, защитная зона 206 меньшего размера приводит к меньшему охвату границы 310 объекта. Более того, в тех конструкциях реакторов, которые по своей природе безопасны, граница 210 объекта может быть минимизирована, а также может быть минимизирована 3Э3. В некоторых случаях граница 3Э3 совпадает с границей 210 ядерного объекта или в некоторых случаях 3Э3 находится в пределах границы 210 объекта. Это позволяет системе 208 аккумулирования тепла и/или системе 212 выработки энергии располагаться за пределами границы 210 объекта, будучи расположенными относительно близко к границе 210 объекта для уменьшения расстояния передачи тепла системой 214 передачи энергии.
Как проиллюстрировано, аккумулятор 208 тепла может находиться в тепловом сообщении с одной или несколькими нагрузками 510. Например, система 208 аккумулирования тепла может доставлять тепловую энергию, среди прочего, для промышленного нагрева 512, централизованного теплоснабжения 514 или выработки энергии 212.
Применения промышленного нагрева 512 разнообразны и требуют тепла при различных температурах. Применение промышленного тепла может включать нагрев текучей среды, например, для приготовления пищи, химическое производство, риформинг, дистилляцию, гидроочистку, при которых требуются температуры в диапазоне от приблизительно 110 до приблизительно 460°С. Аналогично, процессы отверждения и формования, например, для покрытий, производства полимеров, эмалирования, экструзии и т.п. требуют нагрева в диапазоне от приблизительно 140 до приблизительно 650°С. Другие процессы включают формовку железа, плавку и производство стали, а также производство пластмасс и резины. Это промышленное тепло может обеспечиваться системой 208 аккумулирования тепла, если необходимо, по качеству и количеству в соответствии с конкретными требованиями к промышленному теплу 512.
Централизованное теплоснабжение 514 представляет собой систему распределения тепла от централизованного источника через систему изолированных труб, например, для коммерческих и жилых систем отопления (например, для отопления помещений и нагрева воды). Это тепло обычно имеет температуру в диапазоне более низких температур и может, при необходимости, быть обеспечено системой 208 аккумулирования тепла.
Как уже обсуждалось, система 208 аккумулирования тепла может быть соединена с установкой 212 выработки энергии, при этом тепловая энергия системы 208 аккумулирования тепла может использоваться для генерирования электроэнергии. Система 212 выработки энергии может вырабатывать электроэнергию по запросу, а следование за нагрузкой обеспечивает отслеживание потребностей в электрической сети. Во многих случаях система 212 выработки энергии будет производить отработанное тепло, т.е. тепло, которое не используется для генерации электроэнергии. Оно может быть в форме пара после того, как он прошел через паровую турбину. Это так называемое отработанное тепло может быть рециркулировано, например, для обеспечения централизованного теплоснабжения, которое обычно следует более низким температурным требованиям, чем задачи для выработки энергии 212 или промышленного тепла 512. Аналогично, отработанное тепло от задач промышленного тепла 512 можно улавливать и/или рециркулировать для обеспечения тепла для других целей, таких как централизованное теплоснабжение, или возвращать в систему 208 аккумулирования тепла.
В некоторых вариантах выполнения система 208 аккумулирования тепла способна обеспечивать тепловую энергию для всех требуемых нагрузок одновременно. Это может быть достигнуто путем увеличения размера аккумулятора тепла до размера, способного обеспечить потребность в тепловой энергии от всех ожидаемых нагрузок. Поскольку нагрузки являются переменными, например, централизованное теплоснабжение 514 пользуется более высоким спросом при более низких температурах окружающей среды, а выработка 212 энергии, например, для домашнего использования увеличивается в течение дня и уменьшается ночью, система 208 аккумулирования тепла может быть рассчитана и выполнена с возможностью обеспечения всех необходимых для нагрузки 510 требований.
Система 208 аккумулирования тепла может содержать большое количество хранилищ, соединенных вместе. Эти хранилища могут иметь одинаковые или разные теплоаккумулирующие среды и могут поддерживаться при разных температурах, которые лучше подходят для разных тепловых нагрузок. Например, для некоторых задач 512 промышленных тепла требуется температура, превышающая 800°С. В этих случаях одно или несколько индивидуальных хранилищ могут хранить тепловую энергию, превышающую 800°С, для доставки к этим высокотемпературным нагрузкам. Аналогично, одно или несколько индивидуальных хранилищ могут поставлять относительно низкотемпературную тепловую энергию,
- 13 045573 например от 100 до 300°С, нагрузкам, требующим более низких температур. Конечно, в отдельных хранилищах могут использоваться разные теплоаккумулирующие среды, специально разработанные для работы при требуемых температурах.
Например, высокотемпературное хранилище может использовать расплав солей в качестве теплоаккумулирующей среды, состав которой может быть термически стабильным до 1000°С или выше. Низкотемпературное хранилище может использовать воду в качестве теплоносителя из-за его высокой теплоемкости (приблизительно 4,2 Дж/ (см3-К)).
Фиг. 6 иллюстрирует различные промышленные применения тепла, для которых система аккумулирования тепла может обеспечивать требуемую тепловую энергию. Как показано, для централизованного теплоснабжения требуется температура около 50°С. Это может быть обеспечено системой аккумулирования тепла, имеющей теплоаккумулирующую среду, которая стабильна при температуре около 50°С, и с учетом эффективности теплопередачи теплоаккумулирующая среда может поддерживаться при температурах выше, чем требуемая температура, при этом теплообменник может находиться в тепловом сообщении с рабочей текучей средой централизованного теплоснабжения, которая может быть воздухом, водой, маслом или какой-либо другой подходящей рабочей текучей средой, в течение заданного времени, достаточного для нагрева рабочей текучей среды до требуемой температуры, достаточной для централизованного теплоснабжения.
Большинство ядерных реакторов, работающих сегодня, работают при температурах в нижней половине фигуры чертежа, т.е. менее приблизительно 300°С. Эти ядерные реакторы способны аккумулировать тепловую энергию при температуре приблизительно до 300°С, что подходит для многих применений с низкотемпературными тепловыми нагрузками, включая производство электроэнергии.
Однако для применений тепла с более высокими температурами (например, выше 300°С) традиционные атомные электростанции с водяным охлаждением не способны создавать температуры в этом диапазоне. Однако существуют ядерные реакторы, которые рассчитаны на работу при температуре около 500-550°С, которые подходят для выработки тепловой энергии вплоть до их рабочих температур. Другие ядерные реакторы рассчитаны на работу при 750-800°С и могут обеспечивать тепло в этом диапазоне, подходящем для более высоких температур в промышленности. Еще другие реакторы способны работать при температурах 1000°С или выше и подходят для получения очень высокотемпературного тепла для промышленных целей. Реакторы термоядерного синтеза, которые, как ожидается, будут работать при температурах в сотни миллионов градусов по Цельсию, могут обеспечивать тепловую энергию даже выше, чем ядерные реакторы деления.
На фиг. 7 проиллюстрирована интегрированная энергетическая система 700, в которой система 702 аккумулирования тепловой энергии получает тепловую энергию от большого разнообразия источников тепла. Система 702 аккумулирования тепловой энергии может быть по существу такой же, как было описано в настоящем документе ранее. Один или несколько ядерных реакторов 704, 706, 708 могут находиться в тепловом сообщении с системой 702 аккумулирования тепловой энергии. Например, при построении интегрированной энергетической системы 700, как показано, единственный первый реактор 704 может быть построен с использованием уже существующей технологии ядерных реакторов. Система 702 аккумулирования тепловой энергии может быть соединена с системой 710 преобразования энергии, например, для преобразования тепловой энергии в электричество и доставки электричества на внешнюю нагрузку.
В некоторых случаях второй ядерный реактор 706, третий ядерный реактор 708 или несколько ядерных реакторов могут быть соединены с общей системой 702 аккумулирования тепловой энергии. В некоторых вариантах выполнения один или несколько источников тепловой энергии, которые могут быть любыми из числа ядерных реакторов, систем 712 ветровой энергии, систем 714 солнечной энергии, систем геотермальной энергии или любой комбинации источников тепловой энергии, могут быть объединены и соединены с системой 7002 аккумулирования тепловой энергии как часть интегрированной энергетической системы 700. Источники тепловой энергии доставляют тепловую энергию в систему 702 аккумулирования тепловой энергии с помощью любой подходящей технологии и компонентов, которые могут быть разными для разных источников тепловой энергии. В некоторых случаях система 702 аккумулирования тепловой энергии для аккумулирования тепловой энергии использует рабочую текучую среду, которая может быть той же самой рабочей текучей средой, которая используется для теплопередающей текучей среды для доставки тепловой энергии от источников тепловой энергии к системе 702 аккумулирования тепловой энергии.
По мере того, как с течением времени потребность в электроэнергии базовой нагрузки увеличивается, систему 702 аккумулирования тепловой энергии можно масштабировать, чтобы увеличить емкость аккумулирования тепловой энергии. Аналогичным образом, ядерные реакторы также могут быть масштабированы, модернизированы, чтобы использовать преимущества другой технологии, или же могут быть добавлены дополнительные реакторы в качестве источников тепла и подключены к общей системе 702 аккумулирования тепловой энергии. В качестве примера может быть сконструирован натриевый реактор на быстрых нейтронах и присоединен к системе 702 аккумулирования тепловой энер- 14 045573 гии. По мере увеличения спроса от внешней нагрузки 716 или по мере того, как технология ядерных реакторов достигает уровня технологической готовности, может быть сконструирован другой ядерный реактор и соединен с системой 702 аккумулирования тепловой энергии. Например, реактор на расплавленной соли, небольшой модульный реактор, бассейновый реактор с натрием или реактор другого типа могут быть сконструированы и подсоединены к системе 702 аккумулирования тепловой энергии, в дополнение или в качестве альтернативы, к существующему реактору, подключенному к системе 702 аккумулирования тепловой энергии.
Во многих примерах может быть сконструировано несколько ядерных реакторов, каждый из которых имеет свой собственный уникальный корпус, крышку и границу объекта, при этом все, что находится за границей объекта, может быть общим для нескольких ядерных реакторов. Конечно, для соединения ядерных реакторов с системой 702 аккумулирования тепловой энергии могут использоваться трубопроводы и клапаны. В системе доставки энергии могут использоваться общие или разные теплопередающие среды для соединения ядерных реакторов с системой 702 аккумулирования тепловой энергии. Благодаря использованию общих неядерных компонентов установки, таких как общая система 702 аккумулирования тепловой энергии, общая паровая установка, общий перенос тепла и общая система 710 преобразования энергии, достигается повышение эффективности за счет увеличения размера системы 702 аккумулирования тепловой энергии, вместо того, чтобы строить отдельные атомные электростанции для обеспечения электроэнергией, каждая со своими собственными неядерными потребностями станции.
Использование нескольких реакторов, соединенных с общей системой 702 аккумулирования тепловой энергии, обеспечивает дополнительное преимущество простоты обслуживания ядерных реакторов. Один ядерный реактор может быть отключен, например, для обслуживания или перезагрузки, без отключения всей системы. В некоторых случаях одна или несколько систем генерирования тепловой энергии (например, ядерные реакторы, системы 712 ветровой энергии, системы 714 солнечной тепловой энергии, геотермальные системы и другие) отделены от системы 702 аккумулирования тепловой энергии и системы 710 преобразования энергии, так что одна или несколько систем тепловой энергии могут быть отключены без воздействия на остальное оборудование или прерывания подачи энергии на внешнюю нагрузку 716.
В некоторых примерах теплопередающая среда представляет собой расплав соли во всей энергетической системе, за исключением, возможно, активной зоны, в которой может использоваться любой из ряда теплоносителей. Например, система 214 передачи энергии, которая передает тепловую энергию от атомной тепловой станции 704 к системе 702 аккумулирования тепловой энергии, может использовать расплав соли в качестве своей рабочей текучей среды. Аналогично, теплоаккумулирующая среда в системе 702 аккумулирования тепловой энергии может также быть расплавленной солью, которая может быть той же солью, что и рабочая текучая среда системы 214 передачи энергии. Кроме того, система 216 доставки энергии, которая передает тепло от системы 702 аккумулирования тепловой энергии к системе 710 преобразования энергии, также может быть расплавленной солью. Конечно, расплавленные соли, используемые во всей системе, могут быть одной и той же солью или могут иметь разные составы, специфичные для их предполагаемого использования.
Например, когда система 702 аккумулирования тепловой энергии подает тепло в нагрузку централизованного теплоснабжения, требуется относительно низкая температура, и соль (или другая рабочая текучая среда), специально разработанная для обеспечения более низких требуемых температур, может использоваться в качестве рабочей текучей среды для доставки тепла, используемого для централизованного теплоснабжения.
Кроме того, к системе аккумулирования тепла могут быть подключены другие формы тепловой энергии, такие как солнечная тепловая энергия 714 или ветровая энергия 712. Во многих случаях система 702 аккумулирования тепловой энергии не зависит от источника тепловой энергии и может быть подключена к ряду различных типов генераторов тепловой энергии, например к любым из ряда атомных тепловых станций, солнечных станций, ветряных электростанций, геотермальных станций, гидроэлектростанций, или теплогенерирующих установок других типов.
Фиг. 8 изображает иллюстративную энергетическую систему 800, в которой ряд источников тепловой энергии термически соединен с системой 702 аккумулирования тепловой энергии. Источниками тепловой энергии могут быть любые из ряда систем тепловой энергии, такие как тепловые установки 704 ядерных реакторов, солнечные тепловые установки 714, ветряные электростанции 712 или установки другого типа, вырабатывающие тепловую энергию, или любая комбинация установок, вырабатывающих тепловую энергию.
Тепловые энергетические установки поставляют тепловую энергию в систему 702 аккумулирования тепловой энергии, которая накапливает тепловую энергию с помощью любых подходящих средств, таких как эвтектические растворы, материалы с фазовым переходом, сплавы с интервалом несмешиваемости, смеси металлов, материалы на основе цемента, расплавы солей (например, среди прочего, хлоридные соли, нитрат натрия, нитрат калия, нитрат кальция, NaKMg или NaKMg-Cl), твердый или расплавленный кремний или комбинации этих или других материалов. В некоторых вариантах выполнения система 702 аккумулирования тепловой энергии использует рабочую текучую среду, которая аналогична
- 15 045573 текучей среде, передающей тепловую энергию, которая получает тепловую энергию от одной или нескольких установок, генерирующих тепловую энергию. В некоторых случаях текучая среда, передающая тепловую энергию, такая же, что и теплоаккумулирующая среда, и находится с ней в проточном сообщении. В этом примере в некоторых случаях может отсутствовать промежуточный контур теплопередачи, и теплоаккумулирующая среда может получать тепловую энергию непосредственно от установки, вырабатывающей тепловую энергию, через единственный контур теплопередачи. Тепловые энергетические установки могут находиться в тепловом сообщении с системой 702 аккумулирования тепловой энергии через один или несколько теплообменников, но в некоторых вариантах выполнения для каждой тепловой энергетической установки используется отдельный теплообменник, чтобы соединить тепловую энергетическую установку с системой 702 аккумулирования тепловой энергии. В некоторых случаях это позволяет добавлять или удалять из системы 800 несколько источников тепловой энергии по мере необходимости.
В некоторых вариантах выполнения вспомогательная силовая система 802 может быть соединена с системой 702 аккумулирования тепловой энергии. Система 702 аккумулирования тепловой энергии может выборочно подавать тепловую энергию во вспомогательную силовую систему 802, которая может использовать тепловую энергию для выработки энергии, например, для обеспечения электроэнергией одного или нескольких ядерных реакторов 704, 706, 708. В некоторых случаях вспомогательная силовая система 802 может обеспечивать возможность черного пуска одному или нескольким ядерным реакторам. Это может обеспечить ядерные реакторы выделенной мощностью в случае отключения электроэнергии или при запуске ядерного реактора, даже когда электричество из электрической сети недоступно. Это обеспечивает дальнейшую развязку ядерных реакторов от неядерных объектов станции и обеспечивает развязку от электрической сети. Конечно, вспомогательная силовая система 802 может обеспечивать резервное питание для любой из электростанций, генерирующих тепловую энергию, системы 702 аккумулирования тепловой энергии или любой другой системы, которая извлекает выгоду из непрерывного резервного питания.
Система 702 аккумулирования тепловой энергии может находиться в тепловом контакте с системой 710 преобразования энергии, которая может вырабатывать энергию для внешней нагрузки, как описано выше. Во многих случаях для внешней нагрузки 716 требуется либо тепловая энергия, либо электричество, любое из которых может обеспечиваться системой 710 преобразования энергии. В некоторых случаях система 710 преобразования энергии преобразует тепловую энергию в электрическую, например, посредством парогенератора и турбины. Однако в некоторых случаях система 702 аккумулирования тепловой энергии может подавать сжатый и нагретый газ непосредственно в турбину и не использовать парогенератор, который обычно используется в турбинной электростанции.
Например, система 702 аккумулирования тепловой энергии или система 710 преобразования энергии могут использовать теплоаккумулирующую среду для нагрева рабочего газа, такого как, например, азот, аргон или водород. Рабочий газ может быть нагрет и сжат, например, до 4 атм, или 5 атм, или 6 атм, но в некоторых вариантах выполнения его давление составляет ниже 4 атм. Рабочий газ может быть нагрет, например, до 600, 650, 700, 725 или 750°С или более. Рабочий газ может подаваться непосредственно в турбину, а затем газ может расширяться и приводить в движение турбину. В некоторых вариантах выполнения турбина работает по циклу Брайтона или регенеративному циклу Брайтона. Степень давления газа можно выбирать и регулировать для повышения эффективности цикла Брайтона. Конечно, можно использовать другие рабочие газы, такие как несмешивающиеся соли, которые испаряются при рабочей температуре и могут использоваться для приведения турбины в действие.
Фиг. 9 иллюстрирует вариант выполнения интегрированной энергетической системы 900, в которой атомная тепловая станция 200 обеспечивает тепловую энергию для системы аккумулирования тепла. Следует понимать, что, несмотря на то, что проиллюстрирована одна атомная тепловая станция 200, для обеспечения тепловой энергией системы 702 аккумулирования тепловой энергии могут быть объединены две или большее количество атомных теплоэлектростанций станций и/или других тепловых электростанций. Система 702 аккумулирования тепловой энергии, в свою очередь, обеспечивает тепловой энергией одну или большее количество нагрузок 510, которые могут включать выработку 212 энергии, централизованное теплоснабжение 514 или промышленные тепловые нагрузки 512. В некоторых случаях нагрузка 510 может быть относительно низкой в течение нескольких дней или недель, и система 702 аккумулирования тепловой энергии может стать насыщенной по теплу. То есть, система 702 аккумулирования тепловой энергии может быть не в состоянии получать какое-либо дополнительное тепло от атомной тепловой станции или других подключенных источников тепловой энергии. Соответственно, тепловая энергия, генерируемая установкой, генерирующей тепловую энергию, может быть направлена в какое-либо другое вспомогательное устройство 902 потребления тепла, которое обеспечивает преимущество. В некоторых случаях избыточное тепло сбрасывается в атмосферу; однако в некоторых случаях избыточное тепло сверх того, что система аккумулирования тепла способна получить, можно использовать для других процессов, таких как, среди прочего, например, опреснение воды или производство водорода. Конечно, для вспомогательных устройств 902 потребления тепла может подаваться тепловая энергия даже в тех случаях, когда система аккумулирования тепла не насыщена. Например, тепловая энергия от
- 16 045573 источников тепловой энергии может подаваться как в систему 702 аккумулирования тепловой энергии, так и одновременно использоваться для вспомогательных устройств 902 потребления тепла.
Эти вспомогательные устройства 902 потребления тепла могут получать часть тепловой энергии до того, как тепловая энергия будет доставлена в систему 702 аккумулирования тепловой энергии, или могут выборочно принимать всю генерируемую тепловую энергию, например, когда система аккумулирования тепла заполнена полностью, или когда вспомогательное устройство 902 потребления тепла считается более высокой и лучшей целью для тепловой энергии, чем хранение тепловой энергии для последующего использования.
В некоторых вариантах выполнения система 702 аккумулирования тепловой энергии расположена выше системы 212 выработки энергии. Например, система 702 аккумулирования тепловой энергии может быть построена на холме, так что она находится выше по высоте, чем установка 212 выработки энергии. Эта конструкция использует преимущества комбинированного режима аккумулирования энергии путем объединения тепловой энергии и давления из-за силы тяжести в расположенных ниже по потоку системах из-за изменения высоты. Комбинированный режим аккумулирования энергии увеличивает общую плотность энергии. Например, в типичной паротурбинной системе требуется один или несколько насосов для прокачки рабочей текучей среды через турбинную систему. Насосы обычно имеют размеры, позволяющие выдерживать пиковые нагрузки, и выбираются для удовлетворения требований к пиковой нагрузке путем перекачивания рабочей текучей среды в большем объеме в единицу времени через турбинную систему. Опираясь на силу тяжести, система может отправлять дополнительное тепло через парогенератор, а затем в резервуар для холодильного хранения. В некоторых вариантах выполнения эта конструкция может уменьшить требуемый размер одного или нескольких насосов или исключить один или несколько насосов паротурбинной системы.
В некоторых вариантах выполнения существующие в настоящее время защитные объекты могут быть подходящими для строительства атомных тепловых станций, предназначенных для соединения с системой аккумулирования тепла. В настоящее время существует множество площадок ядерных реакторов, которые больше не эксплуатируются или должны быть выведены из эксплуатации и прекратить работу. Эти объекты могут называться заброшенными объектами, что в номенклатуре Агентством по охране окружающей среды определяется как недвижимость, расширение, повторное использование или развитие которой может быть затруднено наличием или потенциальным присутствием опасного, токсичного или загрязняющего вещества. Объекты, представляющие собой снятые с эксплуатации ядерные реакторы, - это один из типов физических объектов, подпадающих под определение заброшенного объекта.
Тем не менее, ядерные заброшенные объекты обеспечивают несколько преимуществ для систем и способов, раскрытых или описанных в настоящем документе. Например, на заброшенных объектах ядерной энергетики уже есть строительные коммуникации, такие как дороги, инженерные сети (например, линии электропередач, канализация, водоснабжение и т.д.), безопасность границ объекта, защитные сооружения, трубы, клапаны, вспомогательные постройки и т.д. Многие из этих конструкций могут быть повторно использованы для ядерной тепловой станции, что значительно сокращает время и затраты, необходимые для строительства и ввода в эксплуатацию атомной тепловой станции.
Многие ядерные заброшенные объекты имеют защитные конструкции, предназначенные для размещения ядерного реактора высокого давления, такого как легководный реактор (LWR). Эти защитные конструкции спроектированы с требованиями, намного выше требований к защитным конструкциям для атомных тепловых станций нового поколения, многие из которых работают при относительно низких давлениях по сравнению с LWR. Система 702 аккумулирования тепловой энергии может быть расположена удаленно от заброшенного ядерного объекта и в тепловом контакте с атомной тепловой станцией, как описано в настоящем документе, например, через контуры теплопередающей текучей среды. В защитной конструкции может быть создан проход, позволяющий теплопередающей среде выходить из защитной конструкции и доставлять тепловую энергию в систему 702 аккумулирования тепловой энергии, которая расположена удаленно от ядерного объекта.
Существующая защитная конструкция может быть выполнена с возможностью размещения одной, двух или большего количества атомных тепловых станций. Например, в одной конструкции защитной оболочки может быть построено несколько ядерных реакторов, которые имеют общую конструкцию защитной оболочки, системы обращения с топливом и другие компоненты. Конструкция защитной оболочки может быть разделена на два или большее количество реакторных помещений для размещения нескольких ядерных реакторов и сопутствующего вспомогательного оборудования. Два или большее количество ядерных реакторов могут совместно использовать, среди прочего, зоны хранения топлива, подсистемы, системы заправки/выгрузки топлива из активной зоны реактора и системы очистки топлива.
В некоторых случаях желательно, чтобы ядерный реактор работал на полной мощности. Системы и способы, описанные в настоящем документе, позволяют ядерному реактору поддерживать непрерывную работу на полной мощности путем отсоединения ядерного реактора от систем аккумулирования тепла и выработки энергии. Ядерный реактор может непрерывно подавать тепловую энергию в систему аккумулирования тепла, размер которой может быть такой, чтобы хранить и обеспечивать большее количество
- 17 045573 энергии, чем может обеспечить ядерный реактор. Таким образом, ядерный реактор может медленно заряжать систему аккумулирования тепла с течением времени. В случае, если ядерный реактор генерирует избыточное тепло, которое система аккумулирования тепла не может принять, избыточное тепло может быть отведено и использовано для вспомогательных целей, таких как промышленное технологическое тепло, производство пресной воды, производство водорода или для некоторых других полезных целей. Конечно, в качестве альтернативы или дополнительно, избыточное тепло можно сбрасывать в атмосферу.
Фиг. 10 изображает иллюстративный вариант выполнения интегрированной энергетической системы, имеющей атомную тепловую станцию 200, соединенную с системой 702 аккумулирования тепловой энергии. Дополнительные гибридные источники 1002 энергии, такие как ветровая энергия, солнечная энергия, геотермальная энергия, энергия волн или другие возобновляемые источники энергии также может быть соединены с системой 702 аккумулирования тепловой энергии. Как показано, атомная тепловая станция 200 расположена в пределах границы 210 ядерного объекта и 3Э3, в то время как остальные системы, такие как система 702 аккумулирования тепловой энергии и система 212 преобразования энергии расположены за пределами границы 210 ядерного объекта и ОЭ3.
Традиционное применение атомных станций - производство электроэнергии. Однако многие новые атомные станции IV поколения спроектированы с температурами на выходе выше 500°С, что значительно выше, чем температуры на выходе из легководных реакторов (LWR). Следовательно, потенциальная применимость этого высококачественного тепла выходит далеко за рамки производства электроэнергии. В этой проиллюстрированной архитектуре ядерный реактор 200 используется в качестве источника тепла, которое направляется в отдельную систему 702 аккумулирования тепловой энергии, которая расположена за пределами границы 210 ядерного объекта. В дополнение к свободными от углерода или почти свободными от углерода выбросами в сочетании с характеристиками новых ядерных реакторов, гарантирующих нераспространение делящихся материалов, эта интегрированная архитектура энергосистемы 1000 обеспечивает множество полезных функций, таких как (1) снижение затрат на реактор и общую стоимость системы, (2) обеспечение гибкого следования (за нагрузкой) в зависимости от спроса на электроэнергию, а также следования за прибылью в сетях с большим проникновением возобновляемых источников энергии; (3) обеспечение высокотемпературного технологического тепла по конкурентоспособной с природным газом цене, что в настоящее время невозможно с LWR, и (4) обеспечение получения водорода посредством высокотемпературного электролиза.
Эти возможности позволяют резко сократить выбросы углерода в промышленных процессах и транспортном секторе, на который в настоящее время приходится около 75% мировых выбросов парниковых газов.
Одно из текущих препятствий при выборе атомных станций - это затраты на предварительное строительство и лицензирование, связанные со строительством и запуском атомной станции. Одним из основных факторов роста затрат при строительстве атомной станции является не сама ядерная технология, а, скорее, стоимость крупномасштабных строительных проектов, регулируемых строгими ядерными стандартами. Следовательно, одно из самых больших обещаний по снижению капитальных затрат не обязательно в технологическом прогрессе самого реактора, а в конструкции станции. За счет значительного упрощения и уменьшения объема и сложности проекта строительства на ядерном объекте, как описано в настоящем документе, основные факторы затрат, связанные со строительством типовых атомных станций, резко снижаются. В различных вариантах архитектуры, описанных в настоящем документе, атомная станция и объем проекта строительства атомной электростанции сокращены до самой простой формы. Упрощенный реактор становится производителем тепловой энергии и именуется в настоящем документе атомной тепловой станцией.
В некоторых вариантах выполнения интерфейс между атомной тепловой станцией и остальной частью интегрированной энергетической системы представляет собой теплообменник, а остальные компоненты системы после теплообменника функционально и пространственно отделены от атомной тепловой станции. В этой архитектуре аккумулятор тепловой энергии и неядерные объекты станции, включая системы преобразования энергии, построены и эксплуатируются в менее регулируемой, менее дорогой и полностью коммерциализированной среде.
Системы аккумулирования тепла на расплавленных солях относительно недороги и во многих случаях на порядок дешевле, чем аккумуляторы, и достигли коммерческой готовности в масштабах ГВт-ч. Подходящие системы аккумулирования тепла в настоящее время используются для поддержания концентрирующей солнечной энергетики. Более того, очень небольшая зона 3Э3 возможна благодаря превосходным преимуществам безопасности описанных в настоящем документе усовершенствованных ядерных реакторов, что позволяет располагать эти реакторы ближе к потребителям тепла.
Описанная интегрированная энергетическая система также решает другую проблему, стоящую перед ядерной энергетикой на текущих и будущих рынках электроэнергии. Например, по мере увеличения доли электроэнергии, вырабатываемой периодически возобновляемыми источниками, наблюдается большой разброс в электроснабжении с перепроизводством, как правило, в период с 9:00 до 16:00, когда солнечная энергия толкает цены на электроэнергию до очень низких значений или даже до отрицатель
- 18 045573 ных значений. Современные атомные станции, как правило, имеют ограниченную гибкость быстрого следования за нагрузкой и в некоторых случаях вынуждены поддерживать относительно высокий коэффициент мощности для достижения низкой приведенной стоимости электроэнергии (LCOE). Следовательно, даже если атомные электростанции могут удовлетворять ежедневно меняющемуся спросу на электроэнергию, их LCOE увеличивается, что затрудняет им конкуренцию с альтернативными технологиями. Солевой тепловой аккумулятор позволяет многим типам атомных тепловых станций работать с коэффициентом мощности 100% (или очень близким к нему) и хранить энергию в резервуарах для аккумулирования тепловой энергии, например соляных резервуарах, и продавать электроэнергию в периоды, когда спрос высок и цена тоже высока.
Важным фактором снижения выбросов парниковых газов является распространение декарбонизации на другие промышленные процессы. Потребление энергии, в первую очередь в виде тепла в этом секторе, огромно, при этом основными потребителями являются нефтяная и химическая промышленности. Интегрированная энергетическая система, описанная в настоящем документе, с ее высокими температурами на выходе ~510-540°С или выше и носителями тепла, совместимыми с этими температурами, дает возможность поставлять тепло большому количеству потребителей до температуры около 500°С, например нефтеперерабатывающим заводам, различным химическим заводам, заводам по производству кальцинированной соды, целлюлозно-бумажным заводам, предприятиям пищевой промышленности и другим. Существует также большой потенциал для когенерационных электростанций, производящих как тепло, так и электроэнергию.
Транспортный сектор отвечает за вторую по величине долю в мировом потреблении энергии после промышленного производства. До недавнего времени транспорт работал исключительно на бензиновом топливе, без использования чистой ядерной энергии в этом секторе. Ситуация меняется с недавним появлением электромобилей, приводимых в действие аккумуляторными батареями и топливными элементами, работающими на водороде. Интегрированная энергетическая система, такая как была описана в настоящем документе, может обеспечивать оба этих продукта безуглеродными и оказывать значительное влияние на декарбонизацию транспортного сектора.
Интегрированные энергетические системы, описанные в настоящем документе, могут генерировать водород с использованием высокотемпературного электролиза и тепла. Аккумулированная тепловая энергия может быть использована для производства пара из воды, при этом гибридную энергию, такую как электричество, можно использовать для повышения температуры в электролизере до 750-900°С, например, посредством омического нагрева. В некоторых вариантах выполнения теплообменники в электролизере могут рекуперировать тепло из потоков водорода и кислорода, чтобы уменьшить количество омической энергии нагрева, которая необходима для поддержания температуры электролизера при требуемой температуре или в некоторых случаях выше порогового значения температуры. Более того, описанные интегрированные энергетические системы могут одновременно вырабатывать как электричество, например, для зарядки автомобильных аккумуляторов, так и водород. Например, когда электричество не требуется, генерируемая тепловая энергия может использоваться для выработки дополнительного водорода и хранения водорода для распределения на большие расстояния, как это сейчас делается с бензином. В отличие от аккумулирования тепла в масштабе ГВт, продолжительность которого ограничена часами и относительно короткими расстояниями транспортировки, водород может храниться гораздо дольше и транспортироваться на большие расстояния. Следовательно, интегрированная энергетическая система может использоваться для производства водорода, который можно хранить в течение длительных периодов времени, перевозить на большие расстояния и использовать позже в качестве источника топлива.
В некоторых вариантах выполнения атомная тепловая станция и интегрированная энергетическая система могут быть соединены, исключительно или частично, с установкой для производства водорода и могут применять процесс электролиза, который использует электричество для разделения воды на водород и кислород. В некоторых случаях интегрированная энергетическая система может поставлять тепловую энергию для генерируемого пара, который будет использоваться в процессе пароводородного риформинга природного газа. В некоторых случаях процесс высокотемпературного электролиза представляет собой процесс, в котором значительное количество энергии электролиза может быть обеспечено за счет тепла, что снижает количество электроэнергии и, таким образом, снижает затраты на производство водорода. В некоторых случаях в процессе высокотемпературного электролиза используется тепловая энергия, имеющая температуру около 800°С, которая может быть обеспечена интегрированной энергетической системой, как описано в настоящем документе.
Фиг. 11 показывает интегрированную энергетическую систему 1100, имеющую ядерный блок 1102, сообщающийся с интегрированным блоком 1104 аккумулирования энергии. Интегрированный блок 1104 аккумулирования энергии, в свою очередь, сообщается с силовым блоком 1106. Силовой блок 1106 может сообщаться с внешней нагрузкой 1108. В соответствии с некоторыми вариантами выполнения, ядерный блок 1102 содержит один или несколько ядерных реакторов, таких как атомная тепловая станция, имеющая границу 1110 ядерного объекта, окружающую ядерный оборудование, как было описано в на
- 19 045573 стоящем документе. Одна или несколько атомных тепловых станций могут быть включены в ядерный блок 1102 в качестве его части, причем одна или несколько атомных тепловых станций могут быть соединены с интегрированным блоком 1104 аккумулирования энергии и поддерживать свои собственные отдельные границы 1110 ядерного объекта. Интегрированный блок 1104 аккумулирования энергии может состоять из любого подходящего аккумулятора тепла, как описано в настоящем документе, и может включать: например, соляные резервуары, в которых для хранения тепловой энергии при стабильной температуре для получения тепловой энергии от ядерного блока используется материал с фазовым переходом. Интегрированный блок 1104 аккумулирования энергии, также называемый в настоящем документе системой аккумулирования тепла или системой аккумулирования тепловой энергии, отделен от ядерного блока 1102 границей 1112, которая может определяться границей 1110 ядерного объекта. В некоторых случаях основная связь между ядерным блоком 1102 и интегрированным блоком 1104 аккумулирования энергии осуществляется одним или несколькими теплообменниками, которые передают тепловую энергию, генерируемую ядерным блоком 1102, в интегрированный блок 1104 аккумулирования энергии.
Интегрированный блок 1104 аккумулирования энергии находится в тепловом сообщении с силовым блоком 1106. Тепловое сообщение может быть обеспечено одним или несколькими теплообменниками, которые выполнены с возможностью передачи тепловой энергии от интегрированного блока 1104 аккумулирования энергии к силовому блоку 1106. Силовой блок 1106 может преобразовывать тепловую энергию в электричество, например, это может выполняться турбиной, такой как паровая турбина, или системой преобразования тепловой энергии некоторого другого типа в электрическую энергию. Силовой блок 1106 может использовать тепловую энергию для выработки электричества для передачи на внешнюю нагрузку 1108, такую как, например, электрическая сеть.
По мере того, как мир отходит от угольных электростанций, по любой из множества многочисленных причин оборудование выведенных из эксплуатации угольных электростанций может использоваться другими источниками энергии. Например, когда угольная электростанция выводится из эксплуатации, оборудование после котла не зависит от источника тепла. Например, турбинный блок, распределительные устройства, конденсаторы, генераторы и электрические кабели все еще могут использоваться с другим источником тепловой энергии. Эти ценные активы, которые становятся бесхозными активами после вывода из эксплуатации угольной электростанции, создают возможность для другого безуглеродного источника тепловой энергии продолжать использовать бесхозные активы для выработки электроэнергии.
В соответствии с некоторыми вариантами выполнения, баланс угля силового блока станции (например, всего, что находится после котла в технологическом процессе) включает оборудование, такое как корпус котла, подвесной пароперегреватель, турбину высокого давления, промежуточные пароперегреватели, турбину среднего давления, турбину низкого давления, конденсатор, питательные насосы, деаэраторы, подогреватели исходного продукта, экономайзер, градирню, электрический генератор, трансформаторы и систему электропередачи, а также сопутствующие трубопроводы, контрольноизмерительные приборы и средства управления. Эти бесхозные активы не зависят от источника тепловой энергии, которая может поставляться интегрированным блоком 1104 аккумулирования энергии (например, системой аккумулирования тепла), как описано в настоящем документе.
Интегрированный блок 1104 аккумулирования энергии может получать тепловую энергию от любого из ряда источников тепловой энергии, таких как одна или несколько атомных теплоэлектростанций станций, солнечная тепловая энергия, геотермальная энергия, ветровая тепловая энергия, энергия волн или любой другой подходящий генератор тепловой энергии. В соответствии с некоторыми вариантами выполнения, интегрированный блок 1104 аккумулирования энергии позволяет комбинировать любую форму тепловой энергии и использовать ее с любой формой силового блока 1106, обеспечивая дополнительное преимущество отделения ядерного блока 1102 от силового блока 1106.
Эта архитектура предлагает множество преимуществ. Например, существует обязательное отделение от ядерного блока 1102 и всего оборудования, расположенного дальше в технологическом процессе от интегрированного блока 1104 аккумулирования энергии, есть гибкость в соединении ядерного блока 1102 с силовым блоком 1106. Например, ядерному блоку 1102 не требуется согласования, с точки зрения выходной мощности, с силовым блоком 1106. Ядерный блок 1102 может работать на полной мощности и передавать тепловую энергию на интегрированный блок 1104 аккумулирования энергии, который затем может обеспечивать тепловую энергию для приведения в действие турбин силового блока 1106 любым подходящим способом. Таким образом, работа силового блока 1106 полностью независима от работы ядерного блока 1102.
В соответствии с некоторыми вариантами выполнения, ядерный блок 1102 может работать на 100% мощности, но, поскольку ядерный блок 1102 отделен от силового блока 1106 интегрированным блоком 1104 аккумулирования энергии, силовой блок 1106 полностью способен следовать за нагрузкой, в зависимости от спроса на электроэнергию.
Описанная архитектура также приводит к преимуществам в эффективности проектирования. Больше нет необходимости согласовывать ядерный реактор с конкретным силовым блоком 1106. Типовой реактор может быть соединен с типовым силовым блоком, что устраняет необходимость в разработке нового реактора, чтобы мощность соответствовала мощности каждого произвольного силового блока.
- 20 045573
Под типовым реактором понимается реактор любой конструкции и любой выходной мощности. Типовой силовой блок относится к любой конструкции, размеру, тип и выходной мощности системы преобразования тепловой энергии в электричество и включает, например, парогенератор.
В некоторых вариантах выполнения интегрированный блок 1104 аккумулирования энергии предназначен для приема выходной мощности ядерного блока 1102 и доставки тепловой энергии в соответствии с требованиями силового блока 1106. В некоторых вариантах выполнения описанная архитектура допускает комбинацию конструкции с одним или несколькими реакторами, которые должны быть соединены с силовым блоком 1106. В качестве примера, если силовому блоку требуется 1600 МВт пара для турбины, эта потребность может быть удовлетворена с помощью одного реактора мощностью 1600 МВт, двух реакторов мощностью 800 МВт, одного реактора мощностью 1200 МВт и одного реактора мощностью 400 МВт и т.д. В некоторых случаях интегрированный блок 1104 аккумулирования энергии работает как агрегатор мощности от указанной одной или нескольких конструкций реактора, обеспечивая, тем самым, гибкость, масштабируемость и, во временных рамках, независимость соединения силового блока 1106 с одним или несколькими реакторами, полагаясь на интегрированный энергетический блок 1104 в качестве буфера. Это дополнительно обеспечивает ядерному блоку 1102 и силовому блоку 1106 возможность быть полностью разделенными и независимыми с точки зрения дизайна, конструкции и работы. Дополнительным преимуществом является то, что архитектура позволяет использовать конструкцию с одним реактором, например, электростанцию мощностью 400 МВт, используемую в сочетании с несколькими типами энергоблоков (например, 400, 800, 1200, 1600, 2000, 2400 МВт и т.п.). В некоторых вариантах выполнения может быть истинное несоответствие между ядерным блоком 1102 и силовым блоком 1106, например, реакторный блок 1102, который выдает 1600 МВт, может быть соединен с силовым блоком 1106 мощностью 1500 МВт. Другими словами, ядерный блок 1102 может иметь выходную тепловую мощность, а силовой блок 1106 может иметь входную тепловую мощность, которая больше или меньше, чем выходная тепловая мощность ядерного блока 1102. Другими словами, реакторный блок 1102 может иметь паспортную мощность, отличную от паспортной мощности силового блока 1106. В настоящем документе паспортная мощность - это длительная выходная мощность объекта при полной нагрузке. Паспортная мощность - это обычно число, зарегистрированное регулирующими органами для классификации выходной мощности станции, и обычно измеряется в ваттах, мегаваттах или гигаваттах.
При использовании для описания силового блока 1106 его можно использовать для обозначения мощности, вводимой в силовой блок 1106, которая может быть преобразована в электричество, когда силовой блок 1106 работает на полной мощности.
Этот тип несоответствия может быть исправлен способами, описанными в настоящем документе, например, путем использования избыточной тепловой энергии для других целей, путем масштабирования интегрированного блока аккумулирования энергии и планирования аварийного отключения ядерной установки, в то же время обеспечивая подачу тепловой энергии на силовой блок из интегрированного блока аккумулирования энергии или обеспечивая ядерному блоку 1102 возможность зарядки интегрированного блока 1104 аккумулирования энергии во время пониженного спроса на электроэнергию, и это лишь некоторые из них. В некоторых случаях силовой блок 1106 может быть оперативно масштабирован до выходной мощности ниже 100% мощности, в то время как ядерный блок 1102 может работать на 100% рабочей мощности.
Аналогичным образом, реакторный блок 1102 может быть соединен с интегрированным блоком 1104 аккумулирования энергии, имеющим несоответствие между мощностью генерирования тепловой энергии ядерного блока 1102 и тепловой мощностью блока 1104 аккумулирования тепловой энергии. Другими словами, ядерный блок 1102 может иметь генерирующую мощность, которая ниже аккумулирующей мощности блока аккумулирования тепловой энергии. В некоторых случаях генерирующая способность реакторного блока может составлять порядка 10, 20, 30, 40, 50, 60, 70 или 80% от аккумулирующей способности блока аккумулирования тепловой энергии.
В некоторых случаях ядерный блок 1102 вырабатывает тепловую энергию при температуре, которая может быть не идеальной для силового блока 1106. В качестве примера ядерный блок 1102 может обеспечивать температуру на выходе 500°С, а силовому блоку 1106 может потребоваться пар с температурой 550°С. В этих случаях дефицит температуры может быть восполнен (1) пиковым резервуаром, который может нагревать теплоаккумулирующую среду до более высокой температуры, (2) добавлением дополнительной тепловой энергии к пару перед его прохождением через турбины, (3) запуском турбины с более низким КПД, или использованием какого-либо другого решения для устранения несоответствия температур.
В некоторых вариантах выполнения гибридная технология может использоваться для дополнения тепловой энергии ядерного блока 1102. Например, когда силовой блок 1106 требует температуры пара на входе выше, чем может обеспечить ядерный блок 1102, альтернативная технология, такой как омический нагрев, природный газ, водород или какой-либо другой источник энергии, может использоваться для достижения максимальной температуры пара для работы силового блока 1106 с подходящей эффективностью.
- 21 045573
В соответствии с некоторыми вариантами выполнения, использование бесхозных активов силового блока 1106 в интегрированной энергетической системе 1100 вместе с атомной тепловой станцией обеспечивает многочисленные преимущества. Например, объект уже одобрен и эксплуатируется, выбор объекта уже сделан, это позволяет использовать оборудование на сотни миллионов долларов для дальнейшего использования в безуглеродной выработке энергии, а не списывать на металлолом, и объект уже подключен к передающей инфраструктуре и подключен к электросети, а также предоставляет другие преимущества.
Вышеупомянутое обсуждение объединения ядерного блока 1102 и интегрированного блока 1104 аккумулирования энергии с бесхозными активами угольного энергоблока 1106 в равной степени применимо к бесхозным активам природного газа. Поскольку газовая электростанция выводится из эксплуатации по любой из множества причин, силовые блоки этих станций могут использоваться путем соединения силового блока 1106 с интегрированным блоком 1104 аккумулирования энергии, который обеспечивает тепловую энергию для приведения в действие турбин газовой электростанции. Интегрированный блок 1104 аккумулирования энергии может получать тепловую энергию от любого из множества различных источников, таких как один или несколько ядерных реакторов, солнечная тепловая энергия, ветровая энергия, геотермальная энергия, гидроэнергия или любой другой подходящий источник тепловой энергии.
В некоторых случаях, когда силовому блоку 1106 требуются температуры выше, чем выходная температура интегрированного блока 1104 аккумулирования энергии, выведенная из эксплуатации газовая электростанция будет иметь доступный источник природного газа, который можно использовать для повышения температуры теплоаккумулирующей среды или рабочей текучей среды турбины, чтобы повысить эффективность турбинного цикла. Кроме того, сам силовой блок 1106 может вырабатывать электроэнергию с более низким КПД из-за неоптимального давления пара на входе и отводить часть генерируемой электроэнергии для достижения максимальной температуры входящего пара и постепенно повышать свою эффективность по мере увеличения температуры пара на входе до более идеальной температуры для силового блока.
В соответствии с некоторыми вариантами выполнения, на заброшенных объектах имеется возможность использовать бесхозное оборудование путем объединения его с интегрированным блоком 1104 аккумулирования энергии и ядерным блоком 1102. Используя существующую инфраструктуру, доступную на заброшенных объектах, можно использовать во всем остальном трудный в использовании объект, который необходимо восстановить и превратить в безуглеродный объект по производству энергии с гораздо меньшими затратами, чем при новом строительстве, с меньшими затратами времени и затрат на лицензирование и ввод в эксплуатацию, и этот объект можно реконструировать для получения положительных результатов.
Описанные в настоящем документе варианты выполнения обеспечивают интегрированную энергетическую систему, которая отделяет источник тепловой энергии от системы преобразования энергии, которая обеспечивает модульную, масштабируемую, эффективную систему, которая может использоваться для удовлетворения требований базовой электрической нагрузки, требований пиковой электрической нагрузки, а также промышленного технологического тепла. Один или несколько источников тепловой энергии, такие как, например, среди прочего, один или несколько ядерных реакторов различных типов, солнечные электростанции, источники геотермальной энергии, могут быть связаны с общим неядерным оборудованием станции, такими как системы аккумулирования тепла и преобразования энергии.
Специалист в данной области техники поймет, что любой процесс или способ, раскрытый в настоящем документе, можно модифицировать многими способами. Параметры процесса и последовательность этапов, описанных и/или проиллюстрированных в настоящем документе, даны только в качестве примера и могут быть изменены по желанию. Например, несмотря на то, что этапы, проиллюстрированные и/или описанные в настоящем документе, могут быть показаны или обсуждены в конкретном порядке, эти этапы необязательно должны выполняться в указанном или обсуждаемом порядке.
Различные иллюстративные способы, описанные и/или проиллюстрированные в настоящем документе, могут также опускать один или несколько этапов, описанных или проиллюстрированных в настоящем документе, или содержать дополнительные этапы в дополнение к раскрытым. Кроме того, этап любого способа, описанного в настоящем документе, может быть объединен с любым одним или несколькими этапами любого другого способа, раскрытого в настоящем документе.
Если не указано иное, термины соединенный с и связанный с (и их производные), используемые в описании и формуле изобретения, должны толковаться как разрешающие как непосредственное, так и опосредованное (т.е. через другие элементы или компоненты) соединение. Кроме того, термины в единственном числе, используемые в описании и формуле изобретения, должны толковаться как означающие по меньшей мере один из. Наконец, для простоты использования термины включающий и имеющий (и их производные), используемые в описании и формуле изобретения, взаимозаменяемы и имеют то же значение, что и слово содержащий.
Используемый в настоящем документе термин или используется включительно для обозначения
- 22 045573 элементов в альтернативе и в комбинации. Используемые в настоящем документе символы, такие как цифры, относятся к аналогичным элементам.
Варианты выполнения настоящего изобретения были показаны и описаны, как изложено в настоящем документе, и представлены только в качестве примера. Обычный специалист в данной области техники распознает многочисленные адаптации, изменения, вариации и замены без отклонения от объема настоящего изобретения. Можно использовать несколько альтернатив и комбинаций раскрытых в настоящем документе вариантов выполнения, не выходя за рамки объема настоящего изобретения и раскрытых в настоящем документе изобретений. Следовательно, объем раскрытых в настоящее время изобретений должен определяться исключительно объемом прилагаемой формулы изобретения и ее эквивалентов. Это изобретение также включает следующие пронумерованные пункты.
1. Система, содержащая:
ядерный реактор, расположенный на ядерном объекте, границу ядерного объекта, окружающую ядерный реактор, причем граница ядерного объекта образована одним или несколькими барьерами, препятствующими доступу к ядерному объекту, систему аккумулирования тепловой энергии, расположенную снаружи границы ядерного объекта, причем система аккумулирования тепловой энергии находится в тепловом сообщении с ядерным реактором, и генератор мощности, находящийся в тепловом сообщении с системой аккумулирования тепловой энергии, причем генератор мощности расположен снаружи границы ядерного объекта.
2. Система по п.1, дополнительно содержащая защитную оболочку, причем ядерный реактор заключен внутри защитной оболочки.
3. Система по п.1, дополнительно содержащая зону обращения с топливом, причем зона обращения с топливом расположена внутри границы ядерного объекта.
4. Система по п.1, в которой система аккумулирования тепловой энергии находится в тепловом сообщении с ядерным реактором посредством системы передачи энергии.
5. Система по п.4, в которой система передачи энергии содержит контур текучей среды, который создает замкнутый контур между ядерным реактором и системой аккумулирования тепловой энергии.
6. Система по п.5, в которой контур текучей среды системы передачи энергии находится в тепловом сообщении с ядерным реактором посредством первого теплообменника и в тепловом сообщении с системой аккумулирования тепловой энергии посредством второго теплообменника.
7. Система по п.5, в которой контур текучей среды содержит рабочую текучую среду.
8. Система по п.7, в которой рабочая текучая среда содержит хлоридную соль.
9. Система по п.7, в которой рабочая текучая среда содержит нитрат натрия.
10. Система по п.7, в которой рабочая текучая среда содержит эвтектический раствор.
11. Система по п.7, в которой рабочая текучая среда содержит материал с фазовым переходом.
12. Система по п.7, в которой рабочая текучая среда содержит сплав с интервалом несмешиваемости.
13. Система по п.7, в которой рабочая текучая среда содержит расплавленный металл или металлический сплав.
14. Система по п.6, в которой первый теплообменник или второй теплообменник представляет собой кожухотрубный теплообменник.
15. Система по п.6, в которой первый теплообменник или второй теплообменник представляет собой двухтрубный теплообменник.
16. Система по п.6, в которой первый теплообменник или второй теплообменник представляет собой пластинчатый теплообменник.
17. Система по п.1, дополнительно содержащая генератор водорода, соединенный с системой аккумулирования тепловой энергии.
18. Система по п.1, в которой граница ядерного объекта содержит ограждение.
19. Система по п.1, в которой ядерный реактор представляет собой реактор на быстрых нейтронах.
20. Система по п.1, в которой ядерный реактор представляет собой реактор-размножитель.
21. Система по п.1, в которой ядерный реактор представляет собой реактор на тепловых нейтронах.
22. Система по п.1, в которой ядерный реактор представляет собой ядерный реактор на тяжелой воде.
23. Система по п.1, в которой ядерный реактор представляет собой легководный ядерный реактор.
24. Система по п.1, в которой ядерный реактор представляет собой ядерный реактор на расплавленной соли.
25. Система по п.1, в которой ядерный реактор представляет собой реактор с жидкометаллическим охлаждением.
26. Система по п.1, в которой ядерный реактор представляет собой ядерный реактор с газовым охлаждением.
27. Система по п.1, в которой система аккумулирования тепловой энергии соединена с системой преобразования энергии, входная тепловая мощность которой превышает выходную тепловую мощность ядерного реактора.
28. Система по п.1, в которой система аккумулирования тепловой энергии представляет собой сис-
- 23 045573 тему низкого давления.
29. Система по п.28, в которой система передачи энергии выполнена с возможностью передачи тепловой энергии от ядерного реактора в систему аккумулирования тепловой энергии.
30. Система по п.29, в которой система передачи энергии является системой низкого давления.
31. Система по п.1, в которой генератор мощности находится в тепловом контакте с системой аккумулирования тепловой энергии посредством системы доставки энергии.
32. Система по п.31, в которой система доставки энергии содержит замкнутый контур текучей среды.
33. Система по п.32, в которой замкнутый контур текучей среды содержит расплавленную соль.
34. Система по п.31, в которой система доставки энергии содержит рабочую текучую среду, которая находится в непосредственном контакте с теплоаккумулирующей средой в системе аккумулирования тепловой энергии.
35. Система по п.1, в которой генератор мощности представляет собой паровую турбину.
36. Система по п.35, в которой паровая турбина преобразует пар в механическую работу.
37. Система по п.36, дополнительно содержащая электрогенератор, соединенный с паровой турбиной выходным валом паровой турбины, и механическая работа заставляет электрогенератор вырабатывать электричество.
38. Система по п.37, в которой генератор мощности выполнен как система выработки энергии после нагрузки.
39. Система по п.1, в которой ядерный реактор представляет собой первый ядерный реактор, причем система также содержит второй ядерный реактор.
40. Система по п.39, в которой второй ядерный реактор расположен на втором ядерном объекте внутри границы второго ядерного объекта, а система аккумулирования тепловой энергии и генератор мощности расположены снаружи границы второго ядерного объекта.
41. Система по п.1, также содержащая вспомогательную систему аккумулирования тепла, находящуюся в тепловом сообщении с ядерным реактором.
42. Система по п.41, в которой вспомогательная система аккумулирования тепла выполнена с возможностью регулирования температуры на входе активной зоны ядерного реактора.
43. Система по п.1, также содержащая солнечную тепловую энергетическую систему, находящуюся в тепловом сообщении с системой аккумулирования тепловой энергии.
44. Система по п.1, также содержащая зону аварийного планирования вокруг ядерного реактора, причем система аккумулирования тепловой энергии и генератор мощности расположены снаружи зоны аварийного планирования.
45. Система по любому из предшествующих пунктов, в которой ядерный реактор содержит корпус, внутри которого, по меньшей мере частично, расположен первичный контур теплоносителя, и первичный теплообменник, находящийся в тепловом сообщении с первичным контуром теплоносителя.
46. Система по п.45, в которой первичный теплообменник представляет собой натрий-солевой теплообменник.
47. Система по п.45, в которой первичный теплообменник передает тепловую энергию от активной зоны к рабочей текучей среде системы аккумулирования тепловой энергии.
48. Система, содержащая:
ядерный реактор, расположенный внутри границы ядерного объекта, причем ядерный реактор имеет корпус, теплообменник, расположенный внутри корпуса реактора, причем теплообменник выполнен с возможностью теплового контакта первичного теплоносителя, находящегося внутри корпуса реактора, с солевым теплоносителем, находящимся в контуре теплоносителя, и систему аккумулирования тепловой энергии, расположенную снаружи границы ядерного объекта и выполненную с возможностью получения тепловой энергии от солевого теплоносителя в контуре теплоносителя.
49. Система по п.48, также содержащая систему выработки энергии, находящуюся в тепловом сообщении с системой аккумулирования тепловой энергии, причем система выработки энергии расположена снаружи границы ядерного объекта.
50. Система по п.49, в которой ядерный реактор имеет первую паспортную мощность, а система выработки энергии имеет вторую паспортную мощность, причем вторая паспортная мощность больше, чем первая паспортная мощность.
51. Система, содержащая:
ядерный реактор, имеющий выходную тепловую мощность, и систему выработки энергии, имеющую входную тепловую мощность и находящуюся в тепловом сообщении с ядерным реактором, при этом тепловая входная мощность больше тепловой выходной мощности.
52. Система по п.51, также содержащая систему аккумулирования тепла, расположенную между ядерным реактором и системой выработки энергии, при этом система аккумулирования тепла принимает тепловую мощность от ядерного реактора и передает тепловую мощность системе выработки энергии.
-
Claims (16)
- 53. Система по п.52, в которой система аккумулирования тепла имеет размер, позволяющий передавать большее количество тепловой мощности, чем может обеспечить ядерный реактор.54. Система по п.51, также содержащая границу ядерного объекта, при этом ядерный реактор расположен внутри границы объекта.55. Система по п.54, в которой система выработки энергии расположена снаружи границы ядерного объекта.56. Система по любому предшествующему пункту, содержащая первичный теплообменник, который представляет собой натрий-солевой теплообменник.57. Система по п.56, в которой первичный теплообменник расположен внутри корпуса ядерного реактора.58. Система по п.57, в которой первичный теплообменник находится в тепловом сообщении с системой аккумулирования тепла.59. Система по п.52, также содержащая второй ядерный реактор, находящийся в тепловом сообщении с системой аккумулирования тепла.60. Система по п.59, в которой второй ядерный реактор представляет собой реактор, отличающийся от конструкции указанного ядерного реактора.61. Система по п.52, также содержащая солнечную тепловую установку, находящуюся в тепловом сообщении с системой аккумулирования тепла.62. Система по п.52, также содержащая ветровую тепловую установку, находящуюся в тепловом сообщении с системой аккумулирования тепла.63. Система по любому предшествующему пункту, в которой ядерный реактор отделен от системы аккумулирования тепла и системы выработки энергии.64. Система по любому предшествующему пункту, также содержащая генератор водорода, который получает тепловую энергию для производства водорода.65. Система по п.64, в которой генератор водорода содержит электролизер.66. Система по п.65, в которой генератор водорода генерирует водород посредством процесса высокотемпературного электролиза.67. Система по п.64, в которой генератор водорода вырабатывает водород в процессе парового риформинга природного газа.ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ1. Интегрированная энергетическая система, содержащая:ядерный реактор, расположенный на ядерном объекте, окруженном границей ядерного объекта, причем граница ядерного объекта образована одним или несколькими барьерами, препятствующими доступу к ядерному объекту, и окруженном зоной аварийного планирования вокруг ядерного реактора;систему аккумулирования тепловой энергии, расположенную снаружи границы ядерного объекта и снаружи зоны аварийного планирования, причем система аккумулирования тепловой энергии находится в тепловом сообщении с ядерным реактором; и генератор мощности, расположенный снаружи границы ядерного объекта и снаружи зоны аварийного планирования и находящийся в тепловом сообщении с системой аккумулирования тепловой энергии.
- 2. Система по п.1, в которой система аккумулирования тепловой энергии находится в тепловом сообщении с ядерным реактором посредством системы передачи энергии.
- 3. Система по п.2, в которой система передачи энергии содержит контур текучей среды, который создает замкнутый контур между ядерным реактором и системой аккумулирования тепловой энергии.
- 4. Система по п.4, в которой контур текучей среды системы передачи энергии находится в тепловом сообщении с ядерным реактором посредством первого теплообменника и в тепловом сообщении с системой аккумулирования тепловой энергии посредством второго теплообменника.
- 5. Система по п.4, в которой контур текучей среды содержит соль в качестве рабочей текучей среды.
- 6. Система по п.1, в которой граница ядерного объекта содержит ограждение.
- 7. Система по п.1, в которой система аккумулирования тепловой энергии соединена с системой преобразования энергии, входная тепловая мощность которой превышает выходную тепловую мощность ядерного реактора.
- 8. Система по п.1, в которой генератор мощности находится в тепловом контакте с системой аккумулирования тепловой энергии посредством системы доставки энергии, использующей расплав соли в качестве рабочей текучей среды.
- 9. Система по п.1, в которой ядерный реактор представляет собой первый ядерный реактор, причем система дополнительно содержит второй ядерный реактор, находящийся в тепловом сообщении с системой аккумулирования тепловой энергии.
- 10. Система по п.9, в которой второй ядерный реактор расположен на втором ядерном объекте внутри границы второго ядерного объекта, а система аккумулирования тепловой энергии и генератор- 25 045573 мощности расположены снаружи границы второго ядерного объекта.
- 11. Система по п.1, дополнительно содержащая солнечную тепловую энергетическую систему, находящуюся в тепловом сообщении с системой аккумулирования тепловой энергии.
- 12. Система по п.1, в которой ядерный реактор содержит корпус, первичный контур теплоносителя, расположенный внутри корпуса реактора, и первичный теплообменник, находящийся в тепловом сообщении с первичным контуром теплоносителя.
- 13. Система по п.12, в которой первичный теплообменник представляет собой натрий-солевой теплообменник.
- 14. Интегрированная энергетическая система, содержащая:ядерный реактор, расположенный на ядерном объекте, окруженном границей ядерного объекта, причем граница ядерного объекта образована одним или несколькими барьерами, препятствующими доступу к ядерному объекту, и окруженном зоной аварийного планирования вокруг ядерного реактора, причем ядерный реактор имеет корпус;теплообменник, расположенный внутри корпуса реактора, причем теплообменник выполнен с возможностью обеспечения теплового контакта первичного теплоносителя, находящегося внутри корпуса реактора, с солевым теплоносителем, находящимся в контуре теплоносителя; и систему аккумулирования тепловой энергии, расположенную снаружи границы ядерного объекта и снаружи зоны аварийного планирования и выполненную с возможностью получения тепловой энергии от солевого теплоносителя в контуре теплоносителя.
- 15. Система по п.14, дополнительно содержащая систему выработки энергии, находящуюся в тепловом сообщении с системой аккумулирования тепловой энергии, причем система выработки энергии расположена снаружи границы ядерного объекта и снаружи зоны аварийного планирования.
- 16. Интегрированная энергетическая система, содержащая:по меньшей мере один ядерный реактор, расположенный по меньшей мере на одном ядерном объекте, окруженном границей указанного по меньшей мере одного ядерного объекта, причем граница указанного по меньшей мере одного ядерного объекта образована одним или несколькими барьерами, препятствующими доступу к указанному по меньшей мере одному ядерному объекту, и окруженном зоной аварийного планирования вокруг указанного по меньшей мере одного ядерного реактора, причем указанный по меньшей мере один ядерный реактор имеет выходную тепловую мощность;систему аккумулирования тепловой энергии, расположенную снаружи границы указанного по меньшей мере одного ядерного объекта и снаружи зоны аварийного планирования; и систему выработки энергии, расположенную снаружи границы указанного по меньшей мере одного ядерного объекта и снаружи зоны аварийного планирования, и имеющую входную тепловую мощность, и находящуюся в тепловом сообщении с указанным по меньшей мере одним ядерным реактором, при этом система аккумулирования тепловой энергии расположена между указанным по меньшей мере одним ядерным реактором и системой выработки энергии, при этом система аккумулирования тепловой энергии принимает выходную тепловую мощность от указанного по меньшей мере одного ядерного реактора и передает входную тепловую мощность системе выработки энергии, при этом указанная входная тепловая мощность больше указанной выходной тепловой мощности.-
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US62/833,623 | 2019-04-12 | ||
| US62/929,003 | 2019-10-31 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| EA045573B1 true EA045573B1 (ru) | 2023-12-06 |
Family
ID=
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| AU2020272144A1 (en) | Nuclear thermal plant with load-following power generation | |
| US20210095645A1 (en) | Nuclear thermal plant with load-following power generation | |
| Bauer et al. | Molten salt storage for power generation | |
| Duffy et al. | Energy sources and supply grids–the growing need for storage | |
| JP2024138010A (ja) | 負荷追従発電を有する原子力熱プラント | |
| Forsberg | Market basis for salt-cooled reactors: Dispatchable heat, hydrogen, and electricity with assured peak power capacity | |
| Forsberg | Separating nuclear reactors from the power block with heat storage to improve economics with dispatchable heat and electricity | |
| Forsberg et al. | Separating Nuclear Reactors from the Power Block with Heat Storage: A New Power Plant Design Paradigm | |
| Michaelson et al. | Integration of small modular reactors into renewable energy-based standalone microgrids: An energy management perspective | |
| Forsberg et al. | Heat Storage Options for Sodium, Salt and Helium Cooled Reactors to Enable Variable Electricity to the Grid and Heat to Industry with Base-Load Reactor Operations | |
| EA045573B1 (ru) | Атомная тепловая станция с генерированием электроэнергии в режиме следования за нагрузкой | |
| Faizan et al. | Thermal energy storage integration with nuclear power: A critical review | |
| Ma et al. | Thermal Energy Storage Using Solid Particles for Long-Duration Energy Storage | |
| EA046510B1 (ru) | Атомная тепловая электростанция с генерированием электроэнергии в режиме следования за нагрузкой | |
| Mikkelson et al. | Initial Performance Evaluation and Ranking of Thermal Energy Storage Options for Light Water Reactor Integration to Support Modeling and Simulation | |
| Novotny et al. | Preliminary Process and Instrumentation Design of Advanced Reactor Integration with Refineries and Hydrogen Production Facilities | |
| Ireland | Characterising the Role of Diverse Nuclear Technologies for a Zero-Carbon UK | |
| Westover et al. | Thermal and Electrical Coupling to Electrolysis Plants | |
| Conlon et al. | Storage-Coupled Nuclear Combined Cycle | |
| Rawashdeh | Power generation and stability of the Swedish electricity system 2045 | |
| CN118511229A (zh) | 具有间接热力循环反应堆而无需从环境中提取液态水/将液态水排放到环境中的核热电联产站 | |
| Gerasimovski et al. | Small Modular Nuclear Reactors–New Perspectives in Energy Transition | |
| Petrunin et al. | Reactor units developed by OKBM Afrikantov for low-and medium-capacity nuclear power plants | |
| Takács | The Small Modular Reactor types and their installation in the Hungarian electricity system | |
| Roosa | Traditional Electrical Supply Systems |