RU2550362C1 - Device for increase of efficiency and power of transportable nuclear power plant - Google Patents

Device for increase of efficiency and power of transportable nuclear power plant Download PDF

Info

Publication number
RU2550362C1
RU2550362C1 RU2014101675/07A RU2014101675A RU2550362C1 RU 2550362 C1 RU2550362 C1 RU 2550362C1 RU 2014101675/07 A RU2014101675/07 A RU 2014101675/07A RU 2014101675 A RU2014101675 A RU 2014101675A RU 2550362 C1 RU2550362 C1 RU 2550362C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
heater
output
input
steam
superheater
Prior art date
Application number
RU2014101675/07A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Сергей Николаевич Завьялов
Виктор Николаевич Иванюк
Андрей Викторович Иванюк
Вениамин Васильевич Рыжков
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 RU2014101675/07A priority Critical patent/RU2550362C1/en
Priority to PCT/RU2014/000951 priority patent/WO2015112054A1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2550362C1 publication Critical patent/RU2550362C1/en

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
    • G21D5/02—Reactor and engine structurally combined, e.g. portable
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00—Details of nuclear power plant
    • G21D1/02—Arrangements of auxiliary equipment
    • 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

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Engine Equipment That Uses Special Cycles (AREA)

Abstract

FIELD: power industry.
SUBSTANCE: transportable nuclear power plant includes the nuclear reactor connected to a steam generator, a gas copper boiler superheater, a turbogenerator and an air heater. Also the feedwater heater is added to the first input of which the second output of the boiler superheater is connected which heats the steam up to the temperature 540°C-600°C, and the first output of a heater of feedwater is connected to the second input of an airheater. The second output of the feedwater heater is connected to the steam generator, and the first output of the boiler superheater is connected through the turbogenerator, the condenser, the low pressure heater, the deaerator and the high pressure heater to the second input of the feedwater heater.
EFFECT: improvement of efficiency and effective power of transportable, including floating, nuclear power plants.
2 dwg

Description

-*Предлагаемое техническое решение относится к области теплотехники, а именно к атомной энергетике, и может быть использовано, преимущественно, при создании или модернизации транспортабельных атомных теплоэлектростанций, в том числе плавучих (ПАТЭС).- * The proposed technical solution relates to the field of heat engineering, namely to nuclear energy, and can be used mainly for the creation or modernization of transportable nuclear thermal power plants, including floating ones (FNPPs).

Известен ряд технических решений использования тепловой энергии внешнего источника для перегрева пара на атомных станциях.A number of technical solutions are known for using the thermal energy of an external source for superheating steam at nuclear power plants.

Известны АЭС с водо-водяными реакторами на тепловых нейтронах (Маргулова Т.Х., Атомные электрические станции, 5. 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°С и 7,0 МПа, в судовых АЭУ - 290°С и 4,0 МПа, в то время как в обычной энергетике эти параметры уже достигли 590°С и 25,0 МПа.Known nuclear power plants with pressurized thermal neutron reactors (Margulova T.Kh., Nuclear Power Plants, 5. M .: MPEI, 1994, p.21). Nuclear power plants of this type cannot produce steam with a high temperature and pressure close to the parameters achieved in traditional fossil fuels. The parameters of such stations usually do not exceed 330 ° C and 7.0 MPa, in ship nuclear power plants - 290 ° C and 4.0 MPa, while in ordinary power engineering these parameters have already reached 590 ° C and 25.0 MPa.

КПД соответственно до 35% у водо-водяных АЭС, до 30% у судовых АЭУ и до 46% у теплоэлектростанций (ТЭС).Efficiency, respectively, up to 35% in water-cooled nuclear power plants, up to 30% in ship nuclear power plants and up to 46% in thermal power plants (TPPs).

Наиболее близким к предлагаемому техническому решению является устройство, описанное в патенте RU №2335641 от 17.08.2006 г., вариант, где в качестве независимого источника тепловой энергии для перегрева используется природный газ. Техническое решение, выбранное за прототип, представлено на фиг.1, где 1 - реактор, 2 - парогенератор, 3 - циркуляционный насос, турбина, включающая цилиндры высокого 4, среднего 5 и низкого 6 давления, 7 - генератор, 8 - конденсатор, 9 - питательный насос, 10 - котел-пароперегреватель, 11 - независимый источник тепловой энергии, 12 - воздухонагреватель, 13 - вентилятор, 14 - турбодетандер, 15 - генератор электроэнергии, 16 - подогреватель природного газа, 17 - 1-я задвижка, 18 - магистральный трубопровод, 19 - газопровод, 20 - 2-я задвижка, 21 - 3-я задвижка, 22 - трубопровод. Турбодетандер 14 соединен валом с генератором электроэнергии 15, первый вход подогревателя природного газа 16 через первую задвижку 17 подключен к магистральному трубопроводу 18, а первый выход подогревателя природного газа 16 по газу соединен с первым входом в турбодетандер 14, второй вход его по продуктам сгорания - с выходом воздухонагревателя 12 при помощи газопровода 19, вход в котел-пароперегреватель 10 по газу через вторую задвижку 20 соединен с выходом турбодетандера 14 и одновременно через третью задвижку 21, установленную на газопроводе 22, с магистральным трубопроводом 18. За счет увеличения располагаемого перепада энтальпий достигается увеличение мощности нового блока примерно на 60%, по сравнению с существующим блоком АЭС.Closest to the proposed technical solution is the device described in patent RU No. 2335641 of 08/17/2006, an option where natural gas is used as an independent source of thermal energy for overheating. The technical solution chosen for the prototype is shown in FIG. 1, where 1 is a reactor, 2 is a steam generator, 3 is a circulation pump, a turbine including cylinders of high 4, medium 5 and low 6 pressure, 7 is a generator, 8 is a condenser, 9 - feed pump, 10 - boiler superheater, 11 - independent source of thermal energy, 12 - air heater, 13 - fan, 14 - turboexpander, 15 - electric power generator, 16 - natural gas heater, 17 - 1st valve, 18 - main pipeline, 19 - gas pipeline, 20 - 2nd valve, 21 - 3rd valve, 22 - pipeline. The turbo expander 14 is connected by a shaft to the electric power generator 15, the first input of the natural gas heater 16 through the first valve 17 is connected to the main pipe 18, and the first output of the natural gas heater 16 is connected via gas to the first inlet to the turbo expander 14, with its second input from the combustion products the outlet of the air heater 12 by means of a gas pipeline 19, the gas inlet to the boiler-superheater 10 through a second valve 20 is connected to the outlet of the turboexpander 14 and simultaneously through a third valve 21 installed on the gas pipeline 22, header pipe 18. By increasing the enthalpy difference disposable achieved increase in capacity of the new block by about 60% compared with the existing nuclear power plant unit.

Рассматриваемое решение, имеет несколько существенных недостатков.The solution in question has several significant drawbacks.

Во-первых, в известном решении по патенту №2335641 предлагается использовать паровую турбину, работающую при температуре пара в диапазоне 800°С-850°С. Однако на настоящий момент, таких турбин не существует. Максимальная температура для современных паровых турбин находится на уровне 600°С-630°С или немногим выше. Это связано с отсутствием материалов, которые бы надежно и долго работали в таких условиях. Даже широко распространенная диаграмма «энтропия-энтальпия», используемая при расчетах, ограничивается 700°С.Firstly, in the well-known solution for patent No. 2335641 it is proposed to use a steam turbine operating at a steam temperature in the range of 800 ° C-850 ° C. However, at the moment, such turbines do not exist. The maximum temperature for modern steam turbines is at 600 ° С-630 ° С or slightly higher. This is due to the lack of materials that would work reliably and for a long time in such conditions. Even the widespread entropy-enthalpy diagram used in the calculations is limited to 700 ° C.

Таким образом, вызывает сомнение возможность осуществления в настоящее время предложенного решения.Thus, it is doubtful whether the currently proposed solution can be implemented.

Во-вторых, применение турбодетандерной установки усложняет конструкцию при сомнительном положительном эффекте. Решение, изложенное в прототипе, требует, чтобы на АЭС был заведен газовый магистральный трубопровод высокого давления, что и дорого, и небезопасно.Secondly, the use of a turboexpander plant complicates the design with a dubious positive effect. The solution outlined in the prototype requires that a high-pressure gas main pipeline be installed at the nuclear power plant, which is both expensive and unsafe.

Более того, в турбодетандере происходит охлаждение подаваемого газа, что снивилирует предварительный подогрев. Поэтому незначительное повышение КПД произойдет лишь за счет снижения давления газа от подающего газопровода до подачи в топку, а это всего 3-6 атм.Moreover, the feed gas is cooled in the turboexpander, which offsets the preheating. Therefore, a slight increase in efficiency will occur only by reducing the gas pressure from the supply gas pipeline to the furnace, and this is only 3-6 atm.

Заявляемое техническое решение ставит своей задачей при минимальных дополнительных затратах обеспечить повышение КПД и увеличение мощности ПАТЭС.The claimed technical solution aims at providing minimal additional costs to increase efficiency and increase the capacity of FNPP.

Как и ближайший аналог, предлагаемая конструкция включает ядерный реактор, соединенный с парогенератором, котел-пароперегреватель, турбогенератор и воздухоподогреватель.Like the closest analogue, the proposed design includes a nuclear reactor connected to a steam generator, a boiler-superheater, a turbogenerator and an air heater.

Для решения поставленной задачи предлагается доводить в котле-пароперегревателе температуру пара до 540°С-600°С и дополнительно ввести в устройство подогреватель питательной воды, с соответственной схемой его подключения, где к первому входу подогревателя питательной воды подключен второй выход котла-пароперегревателя, а первый выход подогревателя питательной воды соединен со вторым входом воздухоподогревателя, при этом первый выход котла-пароперегревателя подключен через турбогенератор, конденсатор, подогреватель низкого давления (ПНД), деаэратор и подогреватель высокого давления (ПВД) ко второму входу подогревателя питательной воды, второй выход которого соединен с парогенератором.To solve this problem, it is proposed to bring the steam temperature in the boiler superheater to 540 ° С-600 ° С and additionally introduce the feed water heater into the device, with the corresponding connection scheme, where the second output of the boiler superheater is connected to the first input of the feed water heater, and the first output of the feed water heater is connected to the second input of the air heater, while the first output of the boiler is superheater connected through a turbogenerator, a condenser, a low pressure heater ( PND), deaerator and high pressure heater (LDPE) to the second input of the feed water heater, the second output of which is connected to the steam generator.

Поставленная задача решается предложенной совокупностью существенных признаков, а именно наличием в схеме дополнительного подогревателя питательной воды, где к первому входу подогревателя питательной воды подключен второй выход котла-пароперегревателя, а первый выход подогревателя питательной воды соединен со вторым входом воздухоподогревателя, при этом первый выход котла-пароперегревателя подключен через турбогенератор, конденсатор, подогреватель низкого давления (ПНД), деаэратор и подогреватель высокого давления (ПВД) ко второму входу подогревателя питательной воды, второй выход которого соединен с парогенератором. При этом температура пара на выходе котла-пароперегревателя 540°С-600°С.The problem is solved by the proposed set of essential features, namely, the presence in the circuit of an additional feed water heater, where the second output of the boiler is superheated to the first input of the feed water heater, and the first output of the feed water heater is connected to the second input of the air heater, while the first output of the boiler is the superheater is connected through a turbogenerator, a condenser, a low pressure heater (HDPE), a deaerator and a high pressure heater (LDPE) to the second Valid feedwater preheater, the second output of which is connected with the steam generator. At the same time, the steam temperature at the outlet of the superheater is 540 ° С-600 ° С.

На фиг.1 представлена схема повышения КПД и мощности двухконтурной атомной станции по патенту RU №2335641.Figure 1 presents a diagram of increasing the efficiency and power of a dual-circuit nuclear power plant according to patent RU No. 2335641.

На фиг.2 представлена схема предлагаемого технического решения, где:Figure 2 presents a diagram of the proposed technical solution, where:

1 - реактор;1 - reactor;

2 - парогенератор;2 - steam generator;

3 - циркуляционный насос;3 - circulation pump;

4 - котел-пароперегреватель;4 - boiler superheater;

5 - турбогенератор;5 - a turbogenerator;

6 - конденсатор;6 - capacitor;

7 - насос охлаждения конденсатора;7 - condenser cooling pump;

8 - насос первого подъема;8 - pump of the first rise;

9 - подогреватель низкого давления (ПНД);9 - low pressure heater (PND);

10 - деаэратор;10 - deaerator;

11 - насос второго подъема;11 - pump of the second rise;

12 - подогреватель высокого давления (ПВД);12 - high pressure heater (LDPE);

13 - подогреватель питательной воды;13 - feed water heater;

14 - воздухонагреватель.14 - air heater.

Рассмотрим конкретный пример выполнения предлагаемого технического решения.Consider a specific example of the implementation of the proposed technical solution.

Ядерный водо-водяной реактор 1 подключен к парогенератору 2 через циркуляционный насос 3. Второй выход парогенератора 2 соединен паропроводом с первым входом котла-пароперегревателя 4, первый выход которого паропроводом соединен с входом турбогенератора 5. Основной выход турбогенератора 5 соединен с входом конденсатора 6, выход которого через насос 8 и ПНД 9 соединен с деаэратором 10. Выход деаэратора 10 через насос 11 и ПВД 12 подключен ко второму входу подогревателя питательной воды 13, второй выход которого соединен со вторым входом парогенератора 2.The nuclear water-water reactor 1 is connected to the steam generator 2 through a circulation pump 3. The second output of the steam generator 2 is connected by a steam line to the first input of the boiler-superheater 4, the first output of which is connected by a steam pipe to the input of the turbogenerator 5. The main output of the turbogenerator 5 is connected to the input of the condenser 6, the output which through the pump 8 and PNA 9 is connected to the deaerator 10. The output of the deaerator 10 through the pump 11 and the LDPE 12 is connected to the second input of the feed water heater 13, the second output of which is connected to the second input of the steam generator ora 2.

Второй вход котла-пароперегревателя 4 соединен с трубопроводом подачи горячего воздуха из воздухоподогревателя 14. Третий вход котла-пароперегревателя 4 подключен к трубопроводу подачи газа. Второй выход котла-пароперегревателя 4 соединен с первым входом подогревателя питательной воды 13, первый выход которого подключен ко второму входу воздухонагревателя 14.The second input of the boiler superheater 4 is connected to the pipeline for supplying hot air from the air heater 14. The third input of the boiler superheater 4 is connected to the gas supply pipe. The second output of the boiler superheater 4 is connected to the first input of the feed water heater 13, the first output of which is connected to the second input of the air heater 14.

Предлагаемое устройство работает следующим образом. Питательная вода, образующаяся в конденсаторе 6, насосом 8 подается в ПНД 9 и далее в деаэратор 10, затем насосом 11 подается в ПВД 12 и далее в подогреватель питательной воды 13, обогреваемый отходящими дымовыми газами из котла-пароперегревателя 4.The proposed device operates as follows. The feed water generated in the condenser 6 is pumped 8 to the HDPE 9 and then to the deaerator 10, then the pump 11 is fed to the LDPE 12 and then to the feed water heater 13, heated by the exhaust flue gases from the boiler superheater 4.

Вода в подогревателе питательной воды 13 повышает свою температуру и поступает в парогенератор 2, где превращается в пар, который в дальнейшем по паропроводу подается в котел-пароперегреватель 4, где его температура повышается до температуры 540°С-600°С и далее по паропроводу подается в турбогенератор 5, где совершает полезную работу. После турбины отработавший пар подается в конденсатор 6, замыкая цикл пар-конденсат.The water in the feed water heater 13 raises its temperature and enters the steam generator 2, where it turns into steam, which is then fed through the steam line to the boiler-superheater 4, where its temperature rises to a temperature of 540 ° С-600 ° С and then fed through the steam line to the turbogenerator 5, where it does useful work. After the turbine, the exhaust steam is supplied to the condenser 6, closing the steam-condensate cycle.

В котел-пароперегреватель 4 подается воздух из воздухоподогревателя 14 и природный газ, который, сгорая, передает свою энергию и поднимает температуру перегреваемого пара. Основную часть своей энергии дымовые газы отдают в котле-пароперегревателе 4 и затем через второй выход направляются в подогреватель питательной воды 13, где, отдавая еще часть своей энергии, нагревают питательную воду, поступающую в парогенератор 2. Далее дымовые газы поступают в воздухоподогреватель 14, в котором подогревают исходный воздух, подаваемый воздуходувкой в котел-пароперегреватель 4, и далее сбрасываются в атмосферу.The boiler-superheater 4 is supplied with air from the air heater 14 and natural gas, which, when burned, transfers its energy and raises the temperature of the superheated steam. The main part of their energy is given up by the flue gases in the boiler-superheater 4 and then sent through the second outlet to the feed water heater 13, where, giving up another part of their energy, the feed water is supplied to the steam generator 2. Next, the flue gases enter the air heater 14, into which heated the source air supplied by the blower to the boiler, superheater 4, and then discharged into the atmosphere.

Повышение КПД и суммарной мощности устройства достигается за счет увеличения энтальпии свежего пара перед турбогенератором 5. При температуре пара в диапазоне 540°С-600°С в зависимости от давления можно получить КПД (нетто) от 40% до 44%.An increase in the efficiency and the total power of the device is achieved by increasing the enthalpy of fresh steam in front of the turbogenerator 5. At a steam temperature in the range of 540 ° C-600 ° C, depending on pressure, it is possible to obtain efficiency (net) from 40% to 44%.

В случае использования в качестве реактора - судового КЛТ-40С, примененного в строящейся в настоящее время ПАТЭС, можно получить, реализуя предлагаемое техническое решение, около 80 МВт электрической мощности, вместо 33,5 МВт. В этом случае добавляемая за счет сжигаемого газа тепловая энергия составит лишь около 1/3 от мощности ядерной установки, т.е. 150 МВт и 55 МВт. Таким образом, достигается существенное уменьшение экологической нагрузки на окружающую среду, а также уменьшение тарифов на электроэнергию.If you use the ship KLT-40S as the reactor used in the FNPP currently under construction, you can obtain, by implementing the proposed technical solution, about 80 MW of electric power, instead of 33.5 MW. In this case, the thermal energy added by the combusted gas will be only about 1/3 of the capacity of the nuclear installation, i.e. 150 MW and 55 MW. Thus, a significant reduction in the environmental burden on the environment is achieved, as well as a reduction in electricity tariffs.

КПД можно довести до еще больших величин, поднимая давление пара в парогенераторе до близкого к насыщению. То есть парогенератор будет производить почти насыщенный пар, который затем будет перегреваться в котле-пароперегревателе. Для судовых ЯЭУ характерны давление пара в 3,5-4,0 МПа и температуры 280°С-300°С. Такие температуры позволяют повысить давление пара в парогенераторе до 7,0-8,0 МПа. Такое увеличение давления свежего пара позволит поднять КПД еще на 1,5-2%.Efficiency can be brought to even greater values, raising the vapor pressure in the steam generator to close to saturation. That is, the steam generator will produce almost saturated steam, which will then be overheated in the superheater. Ship nuclear power plants are characterized by a vapor pressure of 3.5-4.0 MPa and temperatures of 280 ° C-300 ° C. Such temperatures make it possible to increase the vapor pressure in the steam generator up to 7.0-8.0 MPa. Such an increase in fresh steam pressure will increase the efficiency by another 1.5-2%.

Подогреватель питательной воды, работающий на отходящих дымовых газах котла-пароперегревателя можно установить и до ПВД, или секционировать и установить одну секцию до ПВД, а другую до деаэратора, при этом сократятся промежуточные отборы пара с турбины.The feed water heater operating on the flue gases of the boiler superheater can be installed before the LDPE, or section and install one section to the LDPE and the other to the deaerator, while the intermediate steam withdrawals from the turbine will be reduced.

Предложенная схема позволяет отказаться от турбодетандера с генератором электроэнергии и подогревателя природного газа.The proposed scheme makes it possible to abandon a turboexpander with an electric power generator and a natural gas heater.

Таким образом, заявляемое техническое решение - введение дополнительного блока подогревателя питательной воды с предложенным подключением, позволяет получить повышение КПД и увеличение мощности транспортабельной атомной теплоэлектростанции при упрощении устройства за счет исключения турбодетандерной установки, дополнительного генератора электроэнергии и подогревателя природного газа.Thus, the claimed technical solution - the introduction of an additional block of feed water heater with the proposed connection, allows to increase the efficiency and increase the power of a transportable nuclear thermal power plant while simplifying the device by eliminating the turboexpander installation, an additional electric power generator and a natural gas heater.

Claims (1)

Транспортабельная атомная электростанция включает ядерный реактор, соединенный с парогенератором, газовый котел-пароперегреватель, турбогенератор и воздухоподогреватель, отличающаяся тем, что
дополнительно введен подогреватель питательной воды, к первому входу которого подключен второй выход котла-пароперегревателя, доводящего температуру пара до 540°С-600°С, а первый выход подогревателя питательной воды соединен со вторым входом воздухоподогревателя, при этом второй выход подогревателя питательной воды соединен с парогенератором, а первый выход котла-пароперегревателя подключен через турбогенератор, конденсатор, подогреватель низкого давления, деаэратор и подогреватель высокого давления ко второму входу подогревателя питательной воды. Transportable nuclear power plant includes a nuclear reactor connected to a steam generator, a gas boiler, superheater, a turbogenerator and an air heater, characterized in that
additionally, a feedwater heater is introduced, the first output of which is connected to the second output of the superheater, bringing the steam temperature to 540 ° C-600 ° C, and the first output of the feedwater heater is connected to the second input of the air heater, while the second output of the feedwater heater is connected to a steam generator, and the first output of the boiler superheater is connected through a turbogenerator, a condenser, a low pressure heater, a deaerator and a high pressure heater to the second input of the pi heater water.
RU2014101675/07A 2014-01-22 2014-01-22 Device for increase of efficiency and power of transportable nuclear power plant RU2550362C1 (en)

Priority Applications (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2014101675/07A RU2550362C1 (en) 2014-01-22 2014-01-22 Device for increase of efficiency and power of transportable nuclear power plant
PCT/RU2014/000951 WO2015112054A1 (en) 2014-01-22 2014-12-29 Transportable nuclear power plant

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2014101675/07A RU2550362C1 (en) 2014-01-22 2014-01-22 Device for increase of efficiency and power of transportable nuclear power plant

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2550362C1 true RU2550362C1 (en) 2015-05-10

Family

ID=53293946

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2014101675/07A RU2550362C1 (en) 2014-01-22 2014-01-22 Device for increase of efficiency and power of transportable nuclear power plant

Country Status (2)

Country Link
RU (1) RU2550362C1 (en)
WO (1) WO2015112054A1 (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2615027C2 (en) * 2015-08-11 2017-04-03 Виктор Николаевич Иванюк Power plant of nuclear-powered ship

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2253917C2 (en) * 2003-01-27 2005-06-10 Закрытое акционерное общество "Агентство регионального развития" Mode of exploiting of an atomic steam-turbine plant and an installation for executing it
WO2007052070A3 (en) * 2005-11-04 2008-01-24 Parsons Brinckerhoff Ltd Nuclear and gas turbine combined cycle process and plant for power generation
RU2328045C2 (en) * 2006-08-01 2008-06-27 Виталий Витальевич Ершов Method of operating atomic steam-turbine power generating system and equipment for implementing method
RU2335641C2 (en) * 2006-08-17 2008-10-10 Закрытое акционерное общество "ЭНТЭК" (ЗАО "ЭНТЭК") Method of enhancing efficiency and output of two-loop nuclear power station

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2253917C2 (en) * 2003-01-27 2005-06-10 Закрытое акционерное общество "Агентство регионального развития" Mode of exploiting of an atomic steam-turbine plant and an installation for executing it
WO2007052070A3 (en) * 2005-11-04 2008-01-24 Parsons Brinckerhoff Ltd Nuclear and gas turbine combined cycle process and plant for power generation
RU2328045C2 (en) * 2006-08-01 2008-06-27 Виталий Витальевич Ершов Method of operating atomic steam-turbine power generating system and equipment for implementing method
RU2335641C2 (en) * 2006-08-17 2008-10-10 Закрытое акционерное общество "ЭНТЭК" (ЗАО "ЭНТЭК") Method of enhancing efficiency and output of two-loop nuclear power station

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2615027C2 (en) * 2015-08-11 2017-04-03 Виктор Николаевич Иванюк Power plant of nuclear-powered ship

Also Published As

Publication number Publication date
WO2015112054A1 (en) 2015-07-30

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN106287657B (en) Supercritical carbon dioxide Bretton and organic Rankine combined cycle thermal power generation system
CA2771839C (en) Hybrid power plant
CN106838865B (en) Completely thermoelectric decoupling steam extraction and heat supply power station system and working method
CN104963735B (en) Utilize the method and device of condenser cooling water backwater waste heat gaseous fuel
JPH10501600A (en) Thermal power plant integrating solar energy
CN111780081A (en) 700 ℃ boiler heating surface arrangement device for preventing reheated steam temperature from failing to reach standard
RU156586U1 (en) BINAR STEAM GAS INSTALLATION
RU101090U1 (en) ENERGY BUILDING STEAM-GAS INSTALLATION (OPTIONS)
CN212719661U (en) Novel heating surface arrangement structure of single-reheating 700 ℃ ultra-supercritical boiler
RU2537386C1 (en) Hybrid nuclear power plant
RU2309261C2 (en) Method of operation of thermal power station
RU2550362C1 (en) Device for increase of efficiency and power of transportable nuclear power plant
CN104594964B (en) A kind of novel single shaft gas theory thermal power plant unit system
CN208534549U (en) A kind of power generation by waste combustion system
RU168003U1 (en) Binary Combined Cycle Plant
CN205279773U (en) Waste heat power generation system of cold machine of sintered ring
CN212673163U (en) Steam heating starting system of once-through boiler
RU2003102313A (en) METHOD FOR OPERATING ATOMIC STEAM TURBINE INSTALLATION AND INSTALLATION FOR ITS IMPLEMENTATION
CN108731004A (en) The cooling back installation and waste incineration and generating electricity device of water-cooled grate
RU2599722C1 (en) Steam-turbine nuclear power plant with power modulation
RU167924U1 (en) Binary Combined Cycle Plant
CN206681807U (en) A kind of TRT transformed based on medium temperature and medium pressure waste heat, complementary energy electricity generation system
CN102105656A (en) Hybrid power plant
RU2300636C1 (en) Combination heat and power generating plant
WO2015187064A2 (en) Multi-mode combined cycle power plant