RU2537386C1 - Гибридная атомная электростанция - Google Patents

Гибридная атомная электростанция Download PDF

Info

Publication number
RU2537386C1
RU2537386C1 RU2013127817/07A RU2013127817A RU2537386C1 RU 2537386 C1 RU2537386 C1 RU 2537386C1 RU 2013127817/07 A RU2013127817/07 A RU 2013127817/07A RU 2013127817 A RU2013127817 A RU 2013127817A RU 2537386 C1 RU2537386 C1 RU 2537386C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
reactor
steam
superheater
steam generator
nuclear
Prior art date
Application number
RU2013127817/07A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2013127817A (ru
Inventor
Виктор Николаевич Иванюк
Андрей Викторович Иванюк
Original Assignee
Виктор Николаевич Иванюк
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Виктор Николаевич Иванюк filed Critical Виктор Николаевич Иванюк
Priority to RU2013127817/07A priority Critical patent/RU2537386C1/ru
Priority to PCT/RU2014/000387 priority patent/WO2014204347A1/ru
Publication of RU2013127817A publication Critical patent/RU2013127817A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2537386C1 publication Critical patent/RU2537386C1/ru

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D5/00—Arrangements of reactor and engine in which reactor-produced heat is converted into mechanical energy
    • G21D5/04—Reactor and engine not structurally combined
    • G21D5/08—Reactor and engine not structurally combined with engine working medium heated in a heat exchanger by the reactor coolant
    • G21D5/12—Liquid working medium vaporised by reactor coolant
    • G21D5/16—Liquid working medium vaporised by reactor coolant superheated by separate heat source
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F01—MACHINES OR ENGINES IN GENERAL; ENGINE PLANTS IN GENERAL; STEAM ENGINES
    • F01K—STEAM ENGINE PLANTS; STEAM ACCUMULATORS; ENGINE PLANTS NOT OTHERWISE PROVIDED FOR; ENGINES USING SPECIAL WORKING FLUIDS OR CYCLES
    • F01K7/00—Steam engine plants characterised by the use of specific types of engine; Plants or engines characterised by their use of special steam systems, cycles or processes; Control means specially adapted for such systems, cycles or processes; Use of withdrawn or exhaust steam for feed-water heating
    • F01K7/16—Steam engine plants characterised by the use of specific types of engine; Plants or engines characterised by their use of special steam systems, cycles or processes; Control means specially adapted for such systems, cycles or processes; Use of withdrawn or exhaust steam for feed-water heating the engines being only of turbine type
    • F01K7/22—Steam engine plants characterised by the use of specific types of engine; Plants or engines characterised by their use of special steam systems, cycles or processes; Control means specially adapted for such systems, cycles or processes; Use of withdrawn or exhaust steam for feed-water heating the engines being only of turbine type the turbines having inter-stage steam heating
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F01—MACHINES OR ENGINES IN GENERAL; ENGINE PLANTS IN GENERAL; STEAM ENGINES
    • F01K—STEAM ENGINE PLANTS; STEAM ACCUMULATORS; ENGINE PLANTS NOT OTHERWISE PROVIDED FOR; ENGINES USING SPECIAL WORKING FLUIDS OR CYCLES
    • F01K7/00—Steam engine plants characterised by the use of specific types of engine; Plants or engines characterised by their use of special steam systems, cycles or processes; Control means specially adapted for such systems, cycles or processes; Use of withdrawn or exhaust steam for feed-water heating
    • F01K7/34—Steam engine plants characterised by the use of specific types of engine; Plants or engines characterised by their use of special steam systems, cycles or processes; Control means specially adapted for such systems, cycles or processes; Use of withdrawn or exhaust steam for feed-water heating the engines being of extraction or non-condensing type; Use of steam for feed-water heating
    • F01K7/40—Use of two or more feed-water heaters in series
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22—STEAM GENERATION
    • F22G—SUPERHEATING OF STEAM
    • F22G1/00—Steam superheating characterised by heating method
    • F22G1/16—Steam superheating characterised by heating method by using a separate heat source independent from heat supply of the steam boiler, e.g. by electricity, by auxiliary combustion of fuel oil
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin

Abstract

Изобретение относится к атомной энергетике. Гибридная атомная станция включает ядерный реактор на тепловых нейтронах, реакторный парогенератор и паротурбинную установку, работающую на генератор. Включен дополнительный ядерный реактор в качестве источника пароперегрева, подключенного к пароперегревателю по его греющей стороне. Вход пароперегревателя по нагреваемой стороне подключен к выходу парогенератора, а выход подключен к входу паротурбинной установки. В качестве дополнительного ядерного реактора предпочтителен реактор на быстрых нейтронах или реактор на тепловых нейтронах, но с неводным замедлителем, например, графитом, а в качестве основного ядерного реактора - водо-водяной. Как вариант, для еще большего повышения КПД за счет увеличения давления острого пара, можно ввести дополнительный (промежуточный) контур, состоящий из последовательно соединенных парогенератора, пароперегревателя промежуточного контура по нагреваемой стороне, по греющей стороне - конденсатора-парогенератора и насоса. Технический результат - повышение эффективной мощности АЭС. 3 з.п. ф-лы, 3 ил.

Description

Предлагаемое техническое решение относится к области теплотехники, а именно к атомной энергетике, и может быть использовано преимущественно при создании или модернизации атомных электростанций (АЭС).
Известны АЭС с водо-водяными реакторами на тепловых нейтронах (Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции. 5 изд. М.: МЭИ, 1994, стр.21). АЭС такого типа не могут производить пар с высокой температурой и давлением, близким к параметрам, достигнутым в традиционной энергетике на органическом топливе. Параметры таких станций обычно не превышают 330°C и 7,0 МПа, а в обычной энергетике эти параметры уже достигли 560°C и 25,0 Па.
КПД соответственно до 35% у водо-водяных АЭС и до 46% у теплоэлектростанций (ТЭС).
Известны предложения использования тепловой энергии внешнего источника для перегрева пара на атомных станциях.
Известны устройства пароперегрева с помощью сжигания водорода (патенты РФ №2427048 от 20.08.2011 г. и №1083668 от 10.06.1999 г.). Однако отсутствие решений по источникам многотоннажного производства и снабжения данного нераспространенного вида топлива, а также применение на объекте использования атомной энергии взрывоопасного водорода не позволяют реализовать эти технические решения.
Известны устройства пароперегрева для атомных станций с использованием энергии сжигания органического топлива, в частности с использованием энергии отходящих газов газовых турбин (патенты РФ №2328045 от 27.06.2008 г. и №1428078 от 10.09.1999 г.). Однако применение газовых турбин, имеющих ограниченный ресурсный потенциал, в паре с мощными энергоблоками атомных станций, работающих в базовом режиме, приведет к снижению коэффициента использования установленной мощности объединенной установки.
Наиболее близким к предлагаемому техническому решению является устройство, описанное в патенте РФ №2335641 от 17.08.2006 г. Известное решение устройства двухконтурной атомной электростанции (фиг.1) содержит последовательно соединенные реактор 1, реакторный парогенератор 2, циркуляционный насос 3, а также турбину, состоящую из высокотемпературного цилиндра высокого давления 4, цилиндра среднего давления 5 и цилиндра низкого давления 6, валом соединенных с генератором 7, конденсатор 8, питательный насос 9, котел-пароперегреватель 10, независимый источник тепловой энергии 11, воздухоподогреватель 12, подключенный к нему вентилятор 13. При этом первый вход котла-пароперегревателя 10 по пару соединен с выходом парогенератора 2, а выход пароперегревателя по пару - с входом в высокотемпературный цилиндр высокого давления 4. Второй выход котла-пароперегревателя 10 по продуктам сгорания соединен с другим входом воздухоподогревателя 12, второй вход котла перегревателя 10 соединен с независимым источником тепловой энергии 11, третий его вход по воздуху - с выходом воздухоподогревателя 12.
В этом устройстве с целью повышения КПД АЭС на тепловых нейтронах предлагается пар из парогенератора 2 реакторной установки 1 направлять в котел-пароперегреватель 10, работающий от энергии органического топлива, что и позволяет повысить параметры пара.
Недостатком известной конструкции является использование органического топлива или водорода в качестве независимого источника тепловой энергии, которое сжигается в котле-пароперегревателе, что влечет следующие последствия:
- пожаро- и взрывоопасное топливо в котле-пароперегревателе, работающем совместно с ядерной частью, накладывает дополнительные требования по их удаленному расположению, обеспечение которых из-за большой протяженности паропроводов приведет к частичной потере КПД и увеличению капитальных затрат;
- работа АЭС приобретает зависимость от ритмичности поставки топлива, что особенно важно и сложно для станций большой мощности как с точки зрения необходимости непрерывности работы в базовом режиме, так и с точки зрения разрешения логистических и инфраструктурных проблем;
- теряется преимущество АЭС по отсутствию различных вредных с экологической точки зрения газовых выбросов.
Кроме того, паровых турбин на указанные в прототипе температуры 800-850°C на данный момент не существует. Самые современные мощные паровые турбины работают на уровне 600°C. При больших температурах имеются пока неразрешенные проблемы с конструкционными материалами.
Предлагаемое техническое решение ставит своей задачей при минимальных дополнительных затратах значительно повысить КПД АЭС, сохраняя экологичность и пожаровзрывобезопасность станции,
Как и в ближайшем аналоге, предлагаемая конструкция содержит ядерный реактор на тепловых нейтронах, парогенератор и паротурбинную установку, работающую на электрогенератор.
Отличие предлагаемого технического решения заключается в том, что дополнительно введен второй ядерный реактор, подключенный к пароперегревателю по его греющей стороне, вход пароперегревателя по нагреваемой стороне подключен к выходу парогенератора, а выход подключен к входу паротурбинной установки.
Поставленная задача решается предложенной совокупностью существенных признаков, а именно включением дополнительного ядерного реактора как источника высокопотенциальной энергии для повышения параметров пара основного ядерного реактора через пароперегреватель.
Рекомендуется в качестве дополнительного ядерного реактора использовать ядерный реактор на быстрых нейтронах, так как он может обеспечить более высокие параметры острого пара за счет более высокой температуры теплоносителя своего первого контура.
В качестве основного можно использовать водо-водяной ядерный реактор, а в качестве дополнительного - реактор на тепловых нейтронах, но с неводным замедлителем, например графитом, так как он также может повысить параметры острого пара перед турбиной.
Как вариант, для еще большего повышения КПД можно ввести дополнительный (промежуточный) контур, состоящий из последовательно соединенных парогенератора, пароперегревателя промежуточного контура по нагреваемой стороне, по греющей стороне - конденсатора-парогенератора и насоса. В этом случае в основном контуре после конденсатно-питательного тракта, после подогревателя высокого давления, устанавливаются последовательно соединенные: конденсатор-парогенератор по нагреваемой стороне и пароперегреватель основного контура по нагреваемой стороне, выход которого соединен с входом турбогенератора. Греющая сторона пароперегревателя основного контура входом присоединена к выходу дополнительного ядерного реактора, а выходом к входу пароперегревателя промежуточного контура, выход которого через насос соединен с входом дополнительного ядерного реактора.
На фиг.1 представлена тепловая схема устройства двухконтурной атомной электростанции прототипа по патенту РФ №2335641.
На фиг.2 представлена схема предлагаемой гибридной АЭС, где:
1 - основной ядерный реактор на тепловых нейтронах;
2 - парогенератор;
3 - циркуляционный насос основного реактора;
4 - дополнительный ядерный реактор;
5 - пароперегреватель;
6 - циркуляционный насос дополнительного реактора;
7 - турбогенератор;
8 - промежуточный пароперегреватель турбины;
9 - конденсатор;
10 - насос системы охлаждения конденсатора;
11 - питательный насос первого подъема;
12 - подогреватель низкого давления;
13 - деаэратор;
14 - питательный насос второго подъема;
15 - подогреватель высокого давления.
Рассмотрим конкретный пример выполнения гибридной атомной электростанции. Ядерный водо-водяной реактор 1 на тепловых нейтронах подключен к парогенератору 2 через циркуляционный насос 3. Выход парогенератора 2 по нагреваемой стороне подключен к входу пароперегревателя 5 по нагреваемой стороне, к которому по греющей стороне подключен дополнительный ядерный реактор 4, например, на быстрых нейтронах. Выход пароперегревателя по нагреваемой стороне соединен с входом турбогенератора 7.
Предлагаемая схема гибридной атомной станции работает следующим образом: в парогенераторе 2 за счет энергии ядерного реактора 1 образуется насыщенный или слабо перегретый пар, который в дальнейшем по паропроводу подается в пароперегреватель 5, работающий от энергии второго ядерного реактора 4. После пароперегревателя 5 перегретый пар по паропроводу подается на вход турбогенератора 7.
Мощности реакторных установок подбираются согласно схеме пар-конденсат пропорционально количеству тепловой энергии, необходимой для парообразования основным ядерным реактором, и пароперегрева - дополнительным ядерным реактором.
В качестве примера: основной ядерный реактор ВВЭР-1000 с параметрами: мощность тепловая - 3000 МВт, мощность электрическая - 1000 МВт, КПД - 33%, температура пара на выходе - 274°C, давление пара в парогенераторе - 6 МПа, температура питательной воды парогенератора - 220°C.
Выбираем дополнительный ядерный реактор 4 - реактор типа БРЕСТ на быстрых нейтронах.
Из справочника (Александров А.А., Григорьев Б.А. Таблицы теплофизических свойств воды и водяного пара. М.: МЭИ, 1999) находим для указанных выше для ВВЭР параметров энтальпию пара h1=2822,4 кДж/кг.
Пар с энтальпией h1 из парогенератора 2 основного ядерного реактора 1 по паропроводу подается на пароперегреватель 5, где перегревается до энтальпии h2 и затем по паропроводу подается на турбогенератор 7. Греющей стороной пароперегреватель подключен через циркуляционный насос 6 к дополнительному ядерному реактору 4. Пар перегревается дополнительным ядерным реактором 4 через пароперегреватель 5 до температуры 525°C. Энтальпия пара в этом случае h2=3477 кДж/кг. Если учесть, что энтальпия питательной воды парогенератора 2 равна h3=944,8 кДж/кг, то тепловая мощность Q дополнительного ядерного реактора типа БРЕСТ должна составлять:
Q=3000(h1-h2)/(h2-h3)=3000(3477-2822,4)/(2822,4-944,8)=1046 МВт.
Таким образом, тепловая мощность дополнительного ядерного реактора составляет примерно 26% от общей мощности предлагаемой гибридной АЭС. КПД такой предлагаемой установки (фиг.2) составит 40,5%, а электрическая мощность соответственно - 1638 МВт.
КПД отдельной АЭС с реакторной установкой типа БРЕСТ составляет 43%. При тепловой мощности в 1046 МВт электрическая мощность составила бы 450 МВт. Отдельная АЭС с ВВЭР, как было показано выше - 1000 МВт. Следовательно, суммарная мощность при работе раздельных АЭС на применяемых реакторах составляет 1450 МВт, то есть на 188 МВт меньше предлагаемой гибридной АЭС. Следовательно, предлагаемое техническое решение с дополнительным ядерным реактором позволяет увеличить электрическую мощность АЭС на 13% по сравнению с суммарной электрической мощностью двух АЭС, выполненных раздельно на упомянутых реакторах.
Рассматриваемое техническое решение использует известные ядерные реакторы и представляет собой конкретную схему их совместного включения, реализация которой позволяет довести пар, производимый двумя реакторами, до параметров, обеспечивающих более высокий КПД, чем средний КПД при работе двух АЭС независимо друг от друга.
Если взять перечень оборудования двух отдельных АЭС с теми же реакторами, то в предлагаемом решении дополнительно к штатным элементам вводится только пароперегреватель 5. Турбогенератор должен иметь большую мощность, чем сумма мощностей двух независимых турбогенераторов при раздельных АЭС на таких же реакторах. Кроме того, в предлагаемой схеме с дополнительным ядерным реактором полностью исключается второй конденсатно-питательный тракт.
По сравнению с прототипом предлагаемое техническое решение не содержит котла-пароперегревателя 10, в котором происходит сжигание «независимого источника тепловой энергии» 11, а также не содержит оборудования для более эффективного процесса сжигания, в частности вентилятора 13 и воздухоподогревателя 12 (см. фиг.1).
Развивая предложенное решение, КПД гибридной АЭС можно увеличить до уровня АЭС с ядерным реактором на быстрых нейтронах (например, до 43%). Для этого необходимо подавать пар на турбогенератор 7 при давлении второй ядерной установки, а не первой, как в предыдущем варианте.
На фиг.3 представлен вариант с промежуточным контуром, где:
1 - основной ядерный реактор на тепловых нейтронах;
2 - парогенератор;
3 - циркуляционный насос основного реактора;
4 - дополнительный ядерный реактор;
5 - пароперегревалель;
6 - циркуляционный насос дополнительного реактора;
7 - турбогенератор;
8 - промежуточные пароперегреватели турбины;
9 - конденсатор;
10 - насос системы охлаждения конденсатора;
11 - питательный насос первого подъема;
12 - подогреватель низкого давления;
13 - деаэратор;
14 - питательный насос второго подъема;
15 - подогреватель высокого давления;
16 - конденсатор-парогенератор;
17 - пароперегреватель промежуточного контура;
18 - питательный насос промежуточного контура.
В этом варианте основной ядерный реактор 1 соединен с парогенератором 2 через питательный насос 3. Пар из парогенератора 2 по нагреваемой стороне поступает в пароперегреватель промежуточного контура 17 по нагреваемой стороне, подключенный по греющей стороне к дополнительному ядерному реактору 4. После перегрева пар подается в конденсатор-парогенератор 16, и после передачи энергии и конденсации в нем питательным насосом промежуточного контура 18 конденсат подается обратно в парогенератор 2 основного ядерного реактора 1. В основном контуре питательная вода, подаваемая из подогревателя высокого давления, в конденсаторе-парогенераторе 16 превращается в насыщенный или слабо перегретый пар высокого давления и по паропроводу подается в пароперегреватель основного контура 5. После перегрева пар по паропроводу подается на вход турбогенератора 7. При этом теплоноситель из дополнительного реактора 4 последовательно обогревает сначала пароперегреватель 5 основного контура, а затем пароперегреватель 17 промежуточного контура и питательным насосом 6 возвращается в дополнительный ядерный реактор 4.
КПД гибридной АЭС по такому варианту технического решения при давлении пара в 25 МПа (фиг.3) составит 43%. При этом h2 составит 3253 кДж/кг. Необходимая мощность второго реактора будет равна:
Q=3000(h1-h2)/(h2-h3)=3000(3253-2822,4)/(2822,4-944,8)=688 МВт.
Ее электрическая мощность соответственно будет равна 1586 МВт. При работе двух АЭС с каждым из реакторов отдельно совокупная мощность составит 1296 МВт. Таким образом, выигрыш при реализации предлагаемого технического решения с промежуточным контуром составляет 290 МВт. Или, что более наглядно: добавив 688 МВт тепловой энергии от второго реактора - получим 586 МВт дополнительной электрической мощности.
Предложенная схема включения дополнительного реактора позволяет получить, кроме повышения КПД, дополнительные преимущества, а именно: организацию замкнутого ядерного цикла, включающего параллельную эксплуатацию ядерных установок как на тепловых, так и на быстрых нейтронах.
В предлагаемом техническом решении впервые использованы в единой технологической схеме два разнотипных реактора, поэтому АЭС - гибридная.

Claims (4)

1. Гибридная атомная электростанция включает ядерный реактор на тепловых нейтронах, реакторный парогенератор и паротурбинную установку, работающую на генератор, отличающаяся тем, что
дополнительно введен второй ядерный реактор, подключенный по греющей стороне к пароперегревателю, вход которого по нагреваемой стороне подключен к выходу парогенератора, а выход - к входу паротурбинной установки.
2. Гибридная атомная электростанция по п.1, отличающаяся тем, что
в качестве дополнительного ядерного реактора используют реактор на быстрых нейтронах.
3. Гибридная атомная электростанция по п.1, отличающаяся тем, что
в качестве дополнительного ядерного реактора используют реактор с неводным замедлителем, при этом основной реактор водо-водяной.
4. Гибридная атомная электростанция по п.2 или 3, отличающаяся тем, что введен промежуточный контур, состоящий из последовательно соединенных парогенератора, пароперегревателя промежуточного контура по нагреваемой стороне, по греющей стороне - конденсатора-парогенератора и насоса, при этом в основном контуре после конденсатно-питательного тракта, после подогревателя высокого давления, устанавливаются последовательно соединенные конденсатор-парогенератор по нагреваемой стороне и пароперегреватель основного контура по нагреваемой стороне, выход которого соединен с входом турбогенератора, а греющая сторона пароперегревателя основного контура входом присоединена к выходу дополнительного ядерного реактора, а выходом к входу пароперегревателя промежуточного контура, выход которого через насос соединен с входом дополнительного ядерного реактора.
RU2013127817/07A 2013-06-20 2013-06-20 Гибридная атомная электростанция RU2537386C1 (ru)

Priority Applications (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2013127817/07A RU2537386C1 (ru) 2013-06-20 2013-06-20 Гибридная атомная электростанция
PCT/RU2014/000387 WO2014204347A1 (ru) 2013-06-20 2014-05-27 Гибридная атомная электростанция

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2013127817/07A RU2537386C1 (ru) 2013-06-20 2013-06-20 Гибридная атомная электростанция

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2013127817A RU2013127817A (ru) 2014-12-27
RU2537386C1 true RU2537386C1 (ru) 2015-01-10

Family

ID=52104958

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2013127817/07A RU2537386C1 (ru) 2013-06-20 2013-06-20 Гибридная атомная электростанция

Country Status (2)

Country Link
RU (1) RU2537386C1 (ru)
WO (1) WO2014204347A1 (ru)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2020222674A1 (ru) * 2019-11-29 2020-11-05 Владимир Петрович СЕВАСТЬЯНОВ Система технического обслуживания самолета с ядерной установкой
RU2768766C1 (ru) * 2021-04-29 2022-03-24 Артём Николаевич Байрамов Паротурбинная установка аэс с дополнительной паровой турбиной и с системой безопасного использования водорода
RU2769511C1 (ru) * 2021-04-29 2022-04-01 Артём Николаевич Байрамов Паротурбинная установка аэс с системой безопасного использования водорода
RU2779216C1 (ru) * 2022-03-30 2022-09-05 федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" (ФГБОУ ВО "НИУ "МЭИ") Способ работы энергоблока АЭС с водо-водяным энергетическим реактором на пониженных нагрузках

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106824882A (zh) * 2017-03-22 2017-06-13 南京电力设备质量性能检验中心 超超临界机组高压抽汽回热系统的清洗设备及清洗方法

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
SU486593A1 (ru) * 1972-05-10 1976-08-25 Предприятие П/Я В-2679 Атомна электростанци с несколькими дерными раеакторами

Family Cites Families (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2335641C2 (ru) * 2006-08-17 2008-10-10 Закрытое акционерное общество "ЭНТЭК" (ЗАО "ЭНТЭК") Способ повышения кпд и мощности двухконтурной атомной станции
EP2467590A4 (en) * 2009-08-23 2014-04-16 Ferguson Roger HYBRID POWER PLANT

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
SU486593A1 (ru) * 1972-05-10 1976-08-25 Предприятие П/Я В-2679 Атомна электростанци с несколькими дерными раеакторами

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
МАРГУЛОВА Т.Х. Атомные электрические станции. Москва, Высшая школа, 1974, с. 22-24. *

Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2020222674A1 (ru) * 2019-11-29 2020-11-05 Владимир Петрович СЕВАСТЬЯНОВ Система технического обслуживания самолета с ядерной установкой
RU2781119C1 (ru) * 2019-11-29 2022-10-05 Владимир Петрович Севастьянов Атомный авиационнный транспортный комплекс, самолёт с атомной установкой, система преобразования тепловой энергии самолёта, система технического обслуживания самолёта с атомной установкой, аэропоезд и система противодействия аварийным ситуациям аэропоезда
RU2768766C1 (ru) * 2021-04-29 2022-03-24 Артём Николаевич Байрамов Паротурбинная установка аэс с дополнительной паровой турбиной и с системой безопасного использования водорода
RU2769511C1 (ru) * 2021-04-29 2022-04-01 Артём Николаевич Байрамов Паротурбинная установка аэс с системой безопасного использования водорода
RU2779216C1 (ru) * 2022-03-30 2022-09-05 федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" (ФГБОУ ВО "НИУ "МЭИ") Способ работы энергоблока АЭС с водо-водяным энергетическим реактором на пониженных нагрузках
RU2806439C1 (ru) * 2022-12-30 2023-11-01 Василий Васильевич Лещенко Атомная электрическая станция
RU2806440C1 (ru) * 2022-12-30 2023-11-01 Василий Васильевич Лещенко Атомная электрическая станция

Also Published As

Publication number Publication date
WO2014204347A1 (ru) 2014-12-24
RU2013127817A (ru) 2014-12-27

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US10823015B2 (en) Gas-steam combined cycle centralized heat supply device and heat supply method
Ghasemi et al. Thermodynamic assessment and optimization of a novel trigeneration energy system based on solar energy and MSW gasification using energy and exergy concept
Mago et al. Energetic and exergetic analysis of waste heat recovery from a microturbine using organic Rankine cycles
WO2013151028A1 (ja) ランキンサイクルエンジンを備えるガスタービンエンジン装置
RU2537386C1 (ru) Гибридная атомная электростанция
Srinivas et al. Comparative studies of augmentation in combined cycle power plants
Zhao et al. Thermodynamic performance analysis of the coal‐fired power plant with solar thermal utilizations
CN102174904A (zh) 核燃料和化石燃料联合发电的方法和系统
RU2661341C1 (ru) Гибридная аэс с дополнительной высокотемпературной паровой турбиной
Wang et al. The roadmap towards the efficiency limit for supercritical carbon dioxide coal fired power plant
RU170194U1 (ru) Атомная электрическая станция
Wołowicz et al. Gas turbine selection for feedwater repowering.
JP2014092158A (ja) 吸収熱変換器を備えたコンバインドサイクル発電プラント
Li et al. Energy and Exergy Analysis for Three Type 500MW Steam Power Plants
US20140090377A1 (en) Nuclear-Fossil Fueled Hybrid Power Generation System
CN102105656A (zh) 混合发电装置
RU2550362C1 (ru) Устройство повышения кпд и мощности траснпортабельной атомной электростанции
CN206593491U (zh) 一种矿热炉烟气余热回收发电系统
Veszely Hybrid combined cycle power plant
Alsairafi Energetic and exergetic analysis of a hybrid combined‐nuclear power plant
RU2300636C1 (ru) Комбинированная тепло- и электроснабжающая установка
RU2278279C2 (ru) Когенерационная система на основе паровой котельной установки с использованием теплоты уходящих газов
RU2709783C1 (ru) Способ водородного подогрева питательной воды на АЭС
EA017175B1 (ru) Электрогенерирующий комплекс с комбинированным топливом
Mazur et al. Development of a Steam Turbine Rational Thermal Scheme for a Small Modular Reactor Power Plant