RU164717U1

RU164717U1 - NPP MANEUVERABILITY AND SECURITY SYSTEM

Info

Publication number: RU164717U1
Application number: RU2015153035/07U
Authority: RU
Inventors: Валерий Николаевич Бессонов; Рашид Зарифович Аминов; Валерий Евгеньевич Юрин
Original assignee: Валерий Николаевич Бессонов; Рашид Зарифович Аминов; Валерий Евгеньевич Юрин
Priority date: 2015-12-09
Filing date: 2015-12-09
Publication date: 2016-09-10

Abstract

Система повышения маневренности и безопасности АЭС, содержащая дополнительную паротурбинную установку, аккумулятор фазового перехода, бак горячей воды, причем дополнительная паротурбинная установка подключена к аккумулятору фазового перехода посредством паропровода, бак горячей воды подключен к аккумулятору фазового перехода посредством двух трубопроводов, аккумулятор фазового перехода подключен к парогенератору посредством трубопровода, отличающаяся тем, что дополнительная паротурбинная установка подключена к парогенератору через быстродействующую редукционную установку посредством паропровода.A system for increasing the maneuverability and safety of nuclear power plants containing an additional steam turbine unit, a phase transition accumulator, a hot water tank, the additional steam turbine installation being connected to the phase transition accumulator via a steam line, the hot water tank is connected to the phase transition accumulator through two pipelines, the phase transition accumulator is connected to the steam generator by means of a pipeline, characterized in that the additional steam turbine installation is connected to a steam generator Erez quick-setting by the reduction steam line.

Description

Система повышения маневренности и безопасности АЭСNPP maneuverability and safety system

Полезная модель относится к области энергетики и предназначена для использования на атомных электрических станциях (АЭС) с водо-охлаждаемыми реакторами.The utility model relates to the field of energy and is intended for use in nuclear power plants (NPPs) with water-cooled reactors.

Наиболее близкой по технической сущности является энергетическая установка (см. авт. свид. СССР на изобретение №1133428, МПК F01K 17/00; 13/00, опубл. 07.01.1985 г.), содержащая подключенный к линии подачи острого пара из парогенератора в основную турбину аккумулятор фазового перехода, в котором в период уменьшения нагрузки аккумулируется тепловая энергия, а в часы пиковых нагрузок в аккумуляторе генерируется пар, служащий рабочим телом для дополнительной паровой турбины, предназначенной для получения дополнительной пиковой мощности. Недостатком известной установки является то, что она предназначена для повышения маневренности энергоблока атомной электростанции и не может быть использована для расхолаживания реактора при полном обесточивании атомной электростанции, так как пар генерируемый за счет остаточного тепловыделения не может использоваться в дополнительной паровой турбине, а аккумулированного тепла недостаточно для расхолаживания в течение 72 часов (время, требуемое МАГАТЭ). Кроме того, дополнительная паровая турбина отключается вне пикового режима работ - длительность запуска паровой турбины делает невозможным использование ее для расхолаживания во время простоя, даже при наличии заряженного аккумулятора фазового перехода.The closest in technical essence is the power plant (see ed. Certificate of the USSR for invention No. 1133428, IPC F01K 17/00; 13/00, publ. 07.01.1985), containing connected to the supply line of sharp steam from the steam generator in the main turbine is a phase-transition accumulator, in which thermal energy is accumulated during the period of reduced load, and during peak hours, steam is generated in the accumulator, which serves as a working fluid for an additional steam turbine designed to obtain additional peak power. A disadvantage of the known installation is that it is designed to increase the maneuverability of a nuclear power unit and cannot be used to cool the reactor when the nuclear power plant is completely de-energized, since the steam generated by the residual heat cannot be used in an additional steam turbine, and the accumulated heat is insufficient for cooling down for 72 hours (time required by the IAEA). In addition, the additional steam turbine shuts off outside the peak operating mode - the duration of the steam turbine start-up makes it impossible to use it to cool down during idle time, even if there is a charged phase transition battery.

Задачей полезной модели является повышение маневренности и безопасности атомных электрических станций.The objective of the utility model is to increase the maneuverability and safety of nuclear power plants.

Техническим результатом, достигаемым при использовании настоящей полезной модели, является надежное электроснабжение собственных нужд АЭС в процессе расхолаживания в аварийных ситуациях, сопровождаемых полным обесточиванием, с использованием энергии остаточного тепловыделения и системы, работающей на выработку дополнительной электроэнергии на АЭС в эксплуатационном режиме.The technical result achieved by using this utility model is reliable power supply to the auxiliary needs of nuclear power plants during the cooling process in emergency situations, accompanied by a complete blackout, using the energy of residual heat and a system that works to generate additional electricity at nuclear power plants in operational mode.

Указанный технический результат достигается тем, что на АЭС, содержащей основную паротурбинную установку (ПТУ), два устройства парораспределения (УП1, УП2), быстродействующую редукционную установку (БРУ), причем вход в основную ПТУ соединен паропроводом с УП1, УП2 подключено к УП1 через БРУ посредством паропровода, согласно полезной модели, к УП2 подключены дополнительная ПТУ и аккумулятор фазового перехода (АФП) посредством паропроводов, бак горячей воды (БГВ) подключен к АФП посредством трубопровода, на котором установлен насос подачи горячей воды, ПТУ подключена к АФП посредством паропровода.The specified technical result is achieved by the fact that at the nuclear power plant containing the main steam turbine installation (PTU), two steam distribution devices (UP1, UP2), a quick reduction installation (BRU), and the entrance to the main PTU is connected by a steam line to UP1, UP2 is connected to UP1 through the BRU by means of a steam line, according to a utility model, an additional vocational school and a phase transition accumulator (AFP) are connected to UP2 by means of steam pipelines, a hot water tank (BGV) is connected to the AFP by means of a pipeline on which a hot feed pump is installed water her PTU connected to the steam pipe by AFP.

Сущность полезной модели заключается в установке на АЭС аккумулятора фазового перехода, бака горячей воды и дополнительной маломощной постоянно действующей паротурбинной установки, которые в авариных ситуациях, сопровождаемых полным обесточиванием обеспечивают электроснабжение собственных нужд станции в процессе расхолаживания в течение 72 часов и более, а штатном режиме работают на генерацию дополнительной электроэнергии.The essence of the utility model consists in installing a phase transition battery, a hot water tank and an additional low-power permanent steam turbine unit at the nuclear power plant, which in emergency situations accompanied by a complete blackout provide power to the station's own needs during the cooling process for 72 hours or more, and operate normally to generate additional electricity.

Полезная модель иллюстрируется чертежом (фиг. 1), где показана схема установки повышения маневренности и безопасности АЭС. Позиции на чертежах обозначают следующее: 1 - УП1; 2 - основная ПТУ; 3 - электрические генераторы; 4 - конденсатор; 5 - УП2; 6 - АФП; 7 - БГВ; 8 - насос подачи горячей воды; 9 - дополнительная ПТУ.The utility model is illustrated by a drawing (Fig. 1), which shows a diagram of a plant for improving the maneuverability and safety of nuclear power plants. Positions in the drawings indicate the following: 1 - UP1; 2 - main vocational school; 3 - electric generators; 4 - capacitor; 5 - UP2; 6 - AFP; 7 - BGV; 8 - hot water pump; 9 - additional vocational school.

В эксплуатационном режиме в период ночного провала электрической нагрузки часть свежего пара направляется после УП1 1 в АФП 6, где пар отдает часть тепла веществу, заполняющему аккумулятор и имеющему большую теплоту фазового перехода из твердого состояния в жидкое, конденсат свежего пара поступает в БГВ 7.In the operational mode, during the night of the failure of the electric load, part of the fresh steam is sent after UP1 1 to AFP 6, where the steam gives up part of the heat to the substance filling the battery and having a high heat of phase transition from solid to liquid, the condensate of fresh steam enters BGV 7.

В режиме пиковых нагрузок горячая вода посредством насоса подачи горячей воды 8 из БГВ 7 поступает в АФП 6, где генерируется пар, который служит рабочим теплом для дополнительной ПТУ 9.In peak load conditions, hot water through the hot water pump 8 from the BHW 7 enters the AFP 6, where steam is generated, which serves as the working heat for the additional vocational school 9.

В авариных ситуациях, сопровождаемых обесточиванием дополнительная ПТУ 9 продолжает генерировать электроэнергию на собственные нужды АЭС, используя пар, получаемый в ПГ за счет энергии остаточного тепловыделения реактора, при этом избыток пара направляется для зарядки АФП 6. Когда энергии остаточного тепловыделения становится недостаточно, горячая вода из БГВ 7 поступает АФП 6 для генерации требуемого количества пара.In emergency situations, accompanied by de-energization, additional VET 9 continues to generate electricity for the NPP's own needs, using steam generated in the steam generator from the residual heat energy of the reactor, with the excess steam being sent to charge the AFP 6. When the residual heat energy becomes insufficient, hot water from BGV 7 enters AFP 6 to generate the required amount of steam.

Отличительным признаком системы повышения маневренности и безопасности АЭС, является надежное электроснабжение собственных нужд станции в процессе расхолаживания станции в течение 72 часов и более с использованием энергии остаточного тепловыделения и системы, работающей на выработку дополнительной электроэнергии на АЭС в эксплуатационном режиме.A distinctive feature of the system for increasing the maneuverability and safety of nuclear power plants is the reliable power supply of the station’s own needs during the process of cooling the station for 72 hours or more using the energy of residual heat and a system working to generate additional electricity at the nuclear power plant in operational mode.

Claims

A system for increasing the maneuverability and safety of nuclear power plants containing an additional steam turbine unit, a phase transition accumulator, a hot water tank, the additional steam turbine installation being connected to the phase transition accumulator via a steam line, the hot water tank is connected to the phase transition accumulator through two pipelines, the phase transition accumulator is connected to the steam generator by means of a pipeline, characterized in that the additional steam turbine installation is connected to a steam generator Erez quick-setting by the reduction steam line.