RU2561839C2 - Цикл преобразования энергии для пара, генерируемого реактором на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением - Google Patents

Цикл преобразования энергии для пара, генерируемого реактором на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением Download PDF

Info

Publication number
RU2561839C2
RU2561839C2 RU2013142429/06A RU2013142429A RU2561839C2 RU 2561839 C2 RU2561839 C2 RU 2561839C2 RU 2013142429/06 A RU2013142429/06 A RU 2013142429/06A RU 2013142429 A RU2013142429 A RU 2013142429A RU 2561839 C2 RU2561839 C2 RU 2561839C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
steam
turbine
state
temperature
pressure
Prior art date
Application number
RU2013142429/06A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2013142429A (ru
Inventor
Фредерик ЛАМАРК
Брюно РЕНАР
Original Assignee
Альстом Текнолоджи Лтд
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 Альстом Текнолоджи Лтд filed Critical Альстом Текнолоджи Лтд
Publication of RU2013142429A publication Critical patent/RU2013142429A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2561839C2 publication Critical patent/RU2561839C2/ru

Links

Images

Classifications

    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F01MACHINES OR ENGINES IN GENERAL; ENGINE PLANTS IN GENERAL; STEAM ENGINES
    • F01KSTEAM ENGINE PLANTS; STEAM ACCUMULATORS; ENGINE PLANTS NOT OTHERWISE PROVIDED FOR; ENGINES USING SPECIAL WORKING FLUIDS OR CYCLES
    • F01K7/00Steam 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steam systems, cycles or processes; Control means specially adapted for such systems, cycles or processes; Use of withdrawn or exhaust steam for feed-water heating
    • F01K7/16Steam 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steam systems, cycles or processes; Control means specially adapted for such systems, cycles or processes; Use of withdrawn or exhaust steam for feed-water heating the engines being only of turbine type
    • F01K7/22Steam 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
    • F01K7/223Inter-stage moisture separation
    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22STEAM GENERATION
    • F22BMETHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
    • F22B1/00Methods of steam generation characterised by form of heating method
    • F22B1/02Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers
    • F22B1/06Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers the heat carrier being molten; Use of molten metal, e.g. zinc, as heat transfer medium
    • F22B1/063Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers the heat carrier being molten; Use of molten metal, e.g. zinc, as heat transfer medium for metal cooled nuclear reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Combustion & Propulsion (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Sustainable Development (AREA)
  • Sustainable Energy (AREA)
  • Thermal Sciences (AREA)
  • Engine Equipment That Uses Special Cycles (AREA)
  • Control Of Eletrric Generators (AREA)

Abstract

Изобретение относится к циклу преобразования энергии для пара, генерируемого реактором на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением. Цикл имеет первую стадию, на которой первое расширение пара, выходящего из парогенератора, связанного с реактором, осуществляется для приведения пара из исходного состояния «цикла ископаемого топлива» в промежуточное состояние, с температурой и давлением упомянутого пара, соответствующим исходному состоянию «ядерного цикла», вторую стадию, на которой второе расширение пара из промежуточного состояния осуществляется до получения пара в первом влажном состоянии, расположенном ниже кривой насыщения пара, третью стадию, на которой пар подвергают сушке и перегреву, и четвертую стадию, на которой осуществляется третье расширение пара для его приведения из перегретого состояния во второе влажное состояние. Изобретение позволяет повысить срок службы оборудования. 2 н. и 13 з.п. ф-лы, 3 ил.

Description

Настоящее изобретение относится к циклу преобразования энергии для преобразования энергии, генерируемой реактором на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением (так называемым натриевым реактором на быстрых нейтронах, РБН).
Изобретение относится к ядерной установке, которая содержит, по меньшей мере, ядерный реактор, парогенератор, паровые турбины и осушитель и/или пароперегреватель.
Газообразная или жидкая вода циркулирует по замкнутому контуру через блок и подвергается изменениям температуры и давления.
Термин «цикл» относится к изменениям температуры и давления газообразной или жидкой воды между выходом парогенератора и точкой ее возврата в парогенератор.
Для получения наилучших коэффициентов полезного действия цикла использование реактора на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением является благоприятным.
Однако значения температуры и давления на выходе из реактора на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением намного выше, чем температуры и давления, которые обычно встречаются в «ядерном цикле» и в способах, с которыми имеют дело в «цикле ископаемого топлива».
Термин «ядерный цикл» соответствует изменениям температуры и давления, встречающимся, как правило, в ядерной установке, которая обычно функционирует с паром, выходящим из парогенератора, причем упомянутый пар находится близко к кривой насыщения.
Термин «цикл ядерного топлива» соответствует изменениям температуры и давления, встречающимся, как правило, на тепловых электростанциях, в которых используются паровые котлы, работающие на ископаемом топливе.
В реакторе на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением французской РБН-электростанции Феникс применяют паротурбинную технологию, облегчающую эксплуатацию с использованием пара, работающую при условиях температур и давлений, близких к условиям температур и давлений, встречающихся в «цикле ископаемого топлива», что, таким образом, позволяет пару расширяться при его прохождении через турбину высокого давления и турбину среднего давления в условиях сухого пара.
Условия температуры и давления в различных компонентах установки, а именно в турбинах и пароперегревателе, не должны быть слишком высокими, чтобы срок жизни этих компонентов составлял порядка 60 лет.
Более низкие температуры снижают риск деформации пользучести (пластической деформации) в различных компонентах.
В связи с этим объектом настоящего изобретения является цикл преобразования энергии для пара, генерируемого реактором на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением, который повышает срок службы оборудования.
Для осуществления этого предложенный цикл преобразования энергии для пара, генерируемого реактором на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением, характеризуется тем, что он имеет:
- первую стадию, на которой первое расширение пара, выходящего из парогенератора, связанного с реактором, осуществляется для приведения пара из исходного состояния «цикла ископаемого топлива» в промежуточное состояние температуры и давления упомянутого пара, соответствующее исходному состоянию «ядерного цикла»,
- вторую стадию, на которой второе расширение пара осуществляется из промежуточного состояния, до получения пара, находящегося в первом влажном состоянии, расположенном ниже кривой насыщения,
- третью стадию, на которой пар подвергается сушке и перегреву, для его приведения из первого влажного состояния в состояние сушки и перегрева, расположенное выше кривой насыщения, и
- четвертую стадию, на которой осуществляют третье расширение пара, для его приведения из перегретого состояния во второе влажное состояние, расположенное ниже кривой насыщения пара, причем пар затем подвергают конденсации и переводят назад в парогенератор.
Цикл реактора на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением, заявленный в изобретении, расположен в большей степени в зоне насыщенного пара, чем циклы реакторов на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением согласно уровню техники, при работе с теми же условиями температуры и давления непосредственно на выходе из парогенератора, что и условия, близкие к тем, которые встречаются в тепловых электростанциях.
Цикл, заявленный в изобретении, позволяет повышать эффективность по сравнению с эффективностью, достигаемой в настоящее время при использовании реактора на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением французской РНБ-электростанции Феникс.
Этот цикл можно использовать для классов реакторов с высокой электроэнергией мощностью более 1500 МВт.
Изобретение позволяет использовать реактор на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением со стандартными компонентами, используемыми в настоящее время для станций на ископаемом топливе или на ядерной электроэнергии.
Изобретение, таким образом, дает возможность избежать необходимости внедрения пароперегревателей, таких как пароперегреватели, используемые для реактора на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением во французских РНБ-электростанциях, поскольку эти пароперегреватели являются сложными для конструирования и дорогостоящими для изготовления.
Пар в своем исходном состоянии «цикла ископаемого топлива» присутствует при давлении, находящемся в диапазоне 150-200 бар, и при температуре, находящейся в диапазоне 450-570°C.
Промежуточное состояние задается для давления, находящегося в диапазоне 30-50 бар, и температуре, находящейся в диапазоне 234-300°C.
Пар в своем первом влажном состоянии после второго расширения существует при температуре, находящейся в диапазоне 152-188°C, и при давлении, находящемся в диапазоне 5-12 бар.
Пар в своем состоянии сушки и перегрева существует при температуре, находящейся в диапазоне 215-255°C, и давлении, находящемся в диапазоне 5-12 бар.
Пар в своем конечном состоянии конденсируется при температуре, которая зависит от используемого теплоприемника.
Настоящее изобретение также относится к установке паровой турбины, содержащей реактор на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением, для внедрения цикла, заданного ранее, и содержащей также
- по меньшей мере один парогенератор,
- турбину очень высокого давления/температуры, соединенную с парогенератором ядерного реактора, в которой первое расширение пара, выходящего из парогенератора реактора, осуществляется для приведения пара из исходного состояния «цикла ископаемого топлива» в промежуточное состояние температуры и давления упомянутого пара, соответствующее исходному состоянию «ядерного цикла»,
- промежуточную турбину, соединенную с турбиной с очень высоким давлением/температурой и работающую отчасти с насыщенным паром, причем второе расширение пара осуществляется из промежуточного состояния, до получения пара в первом влажном состоянии, расположенном ниже кривой насыщения пара,
- осушитель и пароперегреватель, соединенный с промежуточной турбиной, в которой пар высушивается из его первого влажного состояния, а затем подвергается перегреву, для его приведения в состояние сушки и перегрева, расположенное выше кривой насыщения, и:
- выходные турбины, соединенные с осушителем и с пароперегревателем, в которых осуществляется третье расширение пара из его перегретого состояния во второе влажное состояние, причем пар затем конденсируется и переходит назад в парогенератор.
Трубопровод, соединяющий выход, и турбины очень высокого давления и пароперегреватель успешно позволяет нагревать пар, чтобы его можно было вытягивать вниз по потоку относительно турбины очень высокого давления, причем упомянутый пар используется пароперегревателем.
Промежуточная турбина представляет собой турбину высокого давления, а выходные турбины представляют собой паровые турбины среднего и турбины низкого давления, либо только турбины низкого давления. Турбины низкого давления подсоединены параллельно.
Турбина высокого давления и турбина среднего давления (как это существует во втором варианте воплощения) установлены в виде совмещенного агрегата.
Турбина очень высокого давления/температуры и промежуточная турбина установлены таким образом, чтобы они способствовали расширению пара из цикла исходного состояния ископаемого топлива при давлении, находящемся в диапазоне 150-200 бар, и при температуре, находящейся в диапазоне 450-570°C, в состояние влажного пара, температура которого находится в диапазоне 152-188°C и давление которого находится в диапазоне 5-12 бар после первого расширения и второго расширения.
Осушитель и пароперегреватель позволяют пару после второго расширения переходить из исходного состояния влажного пара, температура которого находится в диапазоне 152-188°C и давление которого находится в диапазоне 5-12 бар, в состояние сушки и перегрева, давление при котором находится в диапазоне 5-12 бар, а температура находится в диапазоне 215-255°C.
Турбина очень высокого давления/температуры, промежуточная турбина и выходные турбины (без турбины среднего давления) вращают при частоте сети, например, 3000 оборотов в минуту, входной вал генератора переменного тока, который генерирует электроэнергию менее 1200 МВт.
Турбина очень высокого давления/температуры, промежуточная турбина и выходные турбины (с турбиной среднего давления) вращают при половине частоты сети, например, 1500 оборотов в минуту, входной вал генератора переменного тока, который генерирует электроэнергию более 1200 МВт.
Изобретение будет лучше понято, а его преимущества станут более ясными при прочтении следующего подробного описания, приведенного в виде неограничивающего примера, со ссылкой на приложенные чертежи, на которых:
фиг.1 схематически изображает первый вариант воплощения реактора на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением РБН;
фиг.2 схематически изображает второй вариант воплощения реактора на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением РБН;
фиг.3 изображает энтальпийную диаграмму, также называемую диаграммой Молье, показывающую на кривой A пример, близкий к части цикла, используемого в реакторе на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением французской РБН-электростанции Феникс, а на кривой B - пример части цикла, как заявлено в изобретении, используемом в реакторе на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением.
Цикл, заявленный в изобретении, как показано на фиг. 3, может быть воплощен в виде двух различных установок паровых турбин, каждая из которых представляет собой ядерный реактор 1, 1′ на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением, который позволяет высвобождать энергию для генерирования пара в парогенератор 2, 2′, турбину 3, 3′ очень высокого давления/температуры, промежуточную турбину 4, 3′′ и выходные турбины 5, 4′, 5′, причем эти турбины являются пригодными для вращения входного вала 6a, 6a′ генератора 6, 6′ переменного тока, который генерирует электричество.
Турбина 3, 3′ очень высокого давления/температуры (фиг.1 и фиг.2) соединена с одним или несколькими парогенераторами 2, 2′ ядерного реактора 1, 1′ посредством одного или нескольких трубопроводов и позволяет осуществлять первое расширение пара для его приведения из исходного состояния «цикла ископаемого топлива» на выходе из парогенератора 2, 2′ реактора 1, 1′ в промежуточное состояние температуры и давления пара, характерное для исходного состояния «ядерного цикла».
Клапаны V, V′ позволяют отрегулировать скорость потока пара, выходящего из парогенератора (парогенераторов) 2, 2′.
В первом варианте воплощения, показанном на фиг.1, промежуточная турбина представляет собой турбину 4 высокого давления, соединенную трубопроводом с турбиной 3 очень высокого давления/температуры, работающей в основном с насыщенным паром.
Турбина 4 высокого давления позволяет осуществлять второе расширение пара из промежуточного состояния, соответствующего исходному состоянию «ядерного цикла», до получения пара, находящегося в первом влажном состоянии, под кривой насыщения S.
Сушку и перегрев пара затем осуществляют путем его последовательного пропускания в осушитель 7, физического разделения жидкой воды и пара, а затем - в пароперегреватель 8, причем эти устройства расположены в трубопроводе 12 между турбиной 4 высокого давления и турбинами 5 низкого давления.
Пароперегреватель 8, расположенный ниже по потоку относительно осушителя 7 и выше по потоку относительно турбин 5 низкого давления, и вытягивание пара, выходящего из турбины 3 очень высокого давления/температуры, позволяет перегревать пар для его приведения в перегретое состояние, расположенное выше кривой насыщения S. Трубопровод 13, соединяющий выход из турбины 3 очень высокого давления и пароперегреватель 8, позволяет вытягивать нагретый пар, который используется в пароперегревателе 8, расположенном ниже по потоку относительно турбины 3 очень высокого давления.
Две турбины 5 низкого давления, установленные параллельно и соединенные с осушителем 7 и с пароперегревателем 8 трубопроводом 12, позволяют осуществлять третье расширение пара из его перегретого состояния в его конечное состояние. Для осуществления этого третьего расширения можно использовать более двух турбин 5 низкого давления.
Воду, восстановленную из осушителя 7 и из пароперегревателя 8, направляют назад в цикл по трубопроводам 11.
Система 9, 10 конденсаторов, подогревателей и насосов используется для помещения сконденсированного пара в парогенератор 2, но не описана в настоящей работе и известна из уровня техники.
Эта установка может генерировать электроэнергию мощностью порядка 600-1200 МВт.
Во втором варианте воплощения, показанном на фиг.2, промежуточная турбина представляет собой турбину 3′′ высокого давления, соединенную трубопроводом с турбиной 3′ очень высокого давления/температуры, работающей в основном с насыщенным паром.
Турбина 3′′ высокого давления позволяет осуществлять второе расширение пара из промежуточного состояния, соответствующего исходному состоянию «ядерного цикла», до получения пара в первом влажном состоянии под кривой насыщения S.
Сушку и перегрев пара затем осуществляют путем последовательного пропускания упомянутого пара в осушитель 7, физически разделяющий жидкую воду и пар, затем в пароперегреватель 8, причем эти устройства расположены в трубопроводах между турбиной 3′′ высокого давления и турбиной 4′ среднего давления.
Пароперегреватель 8′, расположенный ниже по потоку относительно осушителя 7′ и выше по потоку относительно турбины 4′ среднего давления, и вытягивание пара, покидающего турбину 3′ очень высокого давления/температуры, позволяют подвергать пар перегреву для приведения упомянутого пара в перегретое состояние выше кривой насыщения S.
Трубопровод 13′, соединяющий выход из турбины 3′ очень высокого давления и пароперегреватель 8′, позволяет вытягивать нагретый пар вниз по потоку относительно турбины 3′ очень высокого давления, используемой пароперегревателем 8′.
На фиг.2 показано, что турбина 3′′ высокого давления и турбина 4′ среднего давления расположены в виде одного комбинированного блока.
Турбина 4′ среднего давления и две турбины 5′ низкого давления, установленные параллельно и соединенные с турбиной 4′ среднего давления трубопроводом 12′, позволяют осуществлять третье расширение пара из его перегретого состояния в конечное состояние. Для генерирования этого третьего расширения можно использовать более двух турбин 5′ низкого давления.
Воду, восстановленную на уровне осушителя 7′ и из пароперегревателя 8′, направляют назад в цикл по трубопроводам 11′.
Система 9′, 10′, состоящая из конденсатора, подогревателей и насосов, используется для помещения сконденсированного пара в парогенератор 2′, но она не описана в настоящей работе, поскольку известна из уровня техники.
Как показано на фиг.3, на диаграмме Молье энтропия представлена по абсциссе, а энтальпия текучей среды - по ординате.
В частности, это позволяет текучей среде изменять состояние в зависимости от температуры и давления.
Здесь текучая среда представляет собой воду, и на этой диаграмме показана кривая насыщения S воды.
Кривая насыщения S соответствует границе между двумя областями, где вода принимает при данной энтропии форму сухого пара для более высоких энтальпий, чем энтальпия кривой насыщения S, и форму насыщенного пара (или влажного пара) для энтальпий меньших, чем энтальпия кривой насыщения S. Наименование сухого насыщенного пара дано состоянию воды лишь на кривой насыщения S. Содержание воды во влажном паре повышается с понижением энтальпии, до достижения содержания воды, равного 1, при конденсации всей паровой фазы, с образованием жидкой воды.
Иными словами, кривая насыщения S разграничивает область насыщенного влажного пара S2 и газовую область сухого, перегретого пара S1.
Кривая А отображает цикл, аналогичный циклу, используемому в реакторе на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением, работающим на французской РБН-электростанции Феникс.
Кривая B отображает цикл, используемый в реакторе РБН на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением, заявленном в изобретении.
В цикле, представленном кривой А согласно уровню техники, пар, выходящий из одного или нескольких парогенераторов реактора, находится при температуре примерно 500°C и при давлении порядка 180 бар.
После первого расширения в турбине очень высокого давления между точками 11 и 12 пар находится при температуре порядка 250°C и при давлении порядка 30 бар.
Пар затем подвергают перегреву до точки 13. Между точками 12 и 13 температура повышается от 250°C до 380°C, тогда как давление остается постоянным, на уровне порядка 30 бар.
Пар затем расширяется до точки 14 при помощи турбины среднего давления. Между точками 13 и 14 давление понижается от 30 бар до 5 бар, а температура понижается от 380°C до 180°C.
Пар затем расширяется вплоть до точки 15 при помощи турбины низкого давления.
Конденсатор и системы теплообменников и насосов затем позволяют повторно вводить сконденсированный пар в парогенератор или генераторы реактора.
В цикле, заявленном в изобретении, как показано на фиг.3, пар, выходящий из парогенератора или генераторов 2, 2′ реактора 1, 1′, находится при температуре примерно 500°C и при давлении примерно 180 бар, причем это исходное состояние показано в виде точки 21, которая совпадает с точкой 11.
Но в «ядерном цикле» исходная точка обычно находится близко к кривой насыщения S.
Поэтому первое расширение приводит пар, который находится при температуре 500°C и при давлении 180 бар при точке 21, в промежуточное состояние с температурой и давлением, соответствующим точке 22, со свойствами, близкими к исходной точке «традиционного ядерного цикла».
Первое расширение, таким образом, приводит пар из точки 21 в точку 22, соответствующую исходному состоянию «ядерного цикла», расположенную выше кривой насыщения S.
В точке 22 пар фактически находится при температуре 280°C и при давлении 40 бар (фиг.3).
Пар расширяется между точкой 22 и точкой 23, где он находится в первом влажном состоянии.
В точке 23 пар фактически находится при температуре 170°C и при давлении 7 бар.
Пар подвергают сушке и перегреву для приведения его из первого влажного состояния при точке 23 в первое сухое и перегретое состояние, представленное точкой 24, при этом давление остается фактически постоянным.
В точке 24 пар фактически находится при температуре 240°C и при давлении 7 бар.
Пар затем расширяется в диапазоне между точкой 24 и конечной точкой 25.
В точке 25 пар фактически находится при температуре 35°C и при давлении 60 мбар.
Эти значения приведены лишь в качестве примера и зависят от состояний пара, заданных в источнике тепла в точке 21 и в теплоприемнике в точке 25.
Для точки 21 можно установить, что пар в исходном состоянии «цикла ископаемого топлива» находится при температуре, находящейся в диапазоне 450-570°C и при давлении, находящемся в диапазоне 150-200 бар.
Для точки 22 можно установить, что пар после второго расширения находится при температуре, находящейся в диапазоне 234-300°C и при давлении, находящемся в диапазоне 30-50 бар.
Для точки 23 можно установить, что пар после второго расширения в первом влажном состоянии находится при температуре, находящейся в диапазоне 152-188°C и давлении, находящемся между 5-12 бар.
Для точки 24 можно установить, что после сушки и перегрева пар существует при температуре, находящейся в диапазоне 215-255°C, и давлении, находящемся в диапазоне между 5-12 бар.
Для точки 25 после третьего расширения пар во втором влажном состоянии конденсируется при температуре, которая зависит от теплоприемника, используемого для реактора.

Claims (15)

1. Цикл преобразования энергии для пара, генерируемого реактором на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением, причем указанный цикл имеет:
- первую стадию, на которой первое расширение пара, выходящего из парогенератора (2), связанного с реактором (1), осуществляется для приведения пара из исходного состояния «цикла ископаемого топлива» (21) в промежуточное состояние с температурой и давлением упомянутого пара, соответствующими исходному состоянию «ядерного цикла» (22),
- вторую стадию, на которой второе расширение пара из промежуточного состояния (22) осуществляется для приведения пара в первое влажное состояние (23), расположенное ниже кривой насыщения пара (S),
- третью стадию, на которой пар высушивают и подвергают перегреву для его приведения из первого влажного состояния (23) в состояние сушки и перегрева (24), расположенное выше кривой насыщения (S), и
- четвертую стадию, на которой третье расширение пара осуществляется для его приведения из перегретого состояния (24) во второе влажное состояние (25), расположенное ниже кривой насыщения пара (S), причем пар затем конденсируется и поступает назад в парогенератор.
2. Цикл по п. 1, в котором пар в исходном состоянии «цикла ископаемого топлива» (21) присутствует при давлении, находящемся в диапазоне 150-200 бар, и при температуре, находящейся в диапазоне 450-570°C.
3. Цикл по любому из пп. 1 или 2, в котором промежуточное состояние (22) задано для давления, находящегося в диапазоне 30-50 бар, и температуры, находящейся в диапазоне 234-300°C.
4. Цикл по любому из пп. 1 или 2, в котором пар в первом влажном состоянии (23) присутствует при температуре, находящейся в диапазоне 152-188°C, и при давлении, находящемся в диапазоне 5-12 бар, после второго расширения.
5. Цикл по любому из пп. 1 или 2, в котором пар в состоянии сушки и перегрева (24) присутствует при температуре, находящейся в диапазоне 215-255°C, и при давлении, находящемся в диапазоне 5-12 бар.
6. Цикл по любому из пп. 1 или 2, в котором пар в конечном состоянии (25) конденсируется при температуре, которая зависит от используемого теплоприемника.
7. Установка паровой турбины, содержащая ядерный реактор (1, 1′) на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением, причем для реализации цикла по любому из пп. 1-6 указанная установка содержит:
- по меньшей мере парогенератор (2, 2′),
- турбину (3,3′) с очень высоким давлением/температурой, соединенную с парогенератором (2,2′) ядерного реактора (1, 1′), в которой первое расширение пара, выходящего из парогенератора (2, 2′) реактора (1, 1′), осуществляется для приведения пара из исходного состояния «цикла ископаемого топлива» (21) в промежуточное состояние с температурой и давлением упомянутого пара, соответствующими исходному состоянию «ядерного цикла» (22),
- промежуточную турбину (4, 3′′), соединенную с турбиной (3, 3′) с очень высоким давлением/температурой и работающую частично на насыщенном паре, в которой второе расширение пара осуществляется из промежуточного состояния (22), до получения пара в первом влажном состоянии (23), расположенном ниже кривой насыщения пара (S),
- осушитель (7, 7′) и пароперегреватель (8, 8′), соединенные с промежуточной турбиной (4, 3′′), в которых пар высушивают, а затем перегревают для его приведения из первого влажного состояния (23) в состояние перегрева (24), расположенное выше кривой насыщения (S), и
- выходные турбины (5, 4′, 5′), соединенные с осушителем (7, 7′) и с пароперегревателем (8, 8′), в которых третье расширение пара осуществляется для его приведения из перегретого состояния (24) во второе влажное состояние (25), причем пар затем конденсируется и поступает назад в парогенератор (2, 2′).
8. Установка паровой турбины по п. 7, в которой трубопровод (13, 13′), соединяющий выход турбины (3, 3′) очень высокого давления и пароперегреватель (8, 8′), позволяет вытягивать нагретый пар вниз по потоку относительно турбины (3, 3′) очень высокого давления, причем упомянутый пар используется пароперегревателем (8, 8′).
9. Установка паровой турбины по п. 7 или 8, в которой промежуточная турбина представляет собой турбину (4) высокого давления, а выходные турбины представляют собой турбины (5) низкого давления, установленные параллельно.
10. Установка паровой турбины по п. 7 или 8, в которой промежуточная турбина представляет собой турбину (3′′) высокого давления, а выходные турбины представляют собой турбину (4′) среднего давления и турбины (5′) низкого давления, установленные параллельно.
11. Установка паровой турбины по п. 10, в которой турбина (3′′) высокого давления и турбина (4′) среднего давления установлены в виде совмещенного агрегата.
12. Установка паровой турбины по п. 7 или 8, в которой турбина (3, 3′) очень высокого давления/температуры и промежуточная турбина (4, 3′′) установлены таким образом, чтобы способствовать расширению пара, поступающего из цикла исходного состояния ископаемого топлива (21), при давлении, находящемся в диапазоне 150-200 бар, и при температуре, находящейся в диапазоне 450-570°C, для его приведения в состояние влажного пара (23), температура которого находится в диапазоне 152-188°C и давление которого находится в диапазоне 5-12 бар, после первого расширения и второго расширения.
13. Установка паровой турбины по п. 7 или 8, в которой осушитель (7, 7′) и пароперегреватель (8, 8′) позволяют пару переходить из исходного состояния влажного пара (23), температура которого находится в диапазоне 152-188°C и давление которого находится в диапазоне 5-12 бар после второго расширения, в состояние сушки и перегрева (24), давление которого находится в диапазоне 5-12 бар и температура которого находится в диапазоне 215-255°C.
14. Установка паровой турбины по любому из пп. 7 или 8, в которой турбина (3) очень высокого давления/температуры, промежуточная турбина (4) и выходные турбины (5) вращают, при частоте сети, ведущий вал (6) генератора переменного тока, который генерирует электроэнергию мощностью менее 1200 МВт.
15. Установка паровой турбины по любому из пп. 7 или 8, в которой турбина (3′) очень высокого давления/температуры, промежуточная турбина (3′′) и выходные турбины (4′, 5′) вращают, при половинной частоте сети, входной вал (6′) генератора переменного тока, который генерирует электроэнергию мощностью более 1200 МВт.
RU2013142429/06A 2012-09-19 2013-09-17 Цикл преобразования энергии для пара, генерируемого реактором на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением RU2561839C2 (ru)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR1258804 2012-09-19
FR1258804A FR2995628A1 (fr) 2012-09-19 2012-09-19 Cycle de conversion d'energie par vapeur produite par un reacteur a neutrons rapides refroidi au sodium

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2013142429A RU2013142429A (ru) 2015-03-27
RU2561839C2 true RU2561839C2 (ru) 2015-09-10

Family

ID=47427393

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2013142429/06A RU2561839C2 (ru) 2012-09-19 2013-09-17 Цикл преобразования энергии для пара, генерируемого реактором на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением

Country Status (5)

Country Link
EP (1) EP2711508B1 (ru)
KR (1) KR101548142B1 (ru)
CN (1) CN103670552B (ru)
FR (1) FR2995628A1 (ru)
RU (1) RU2561839C2 (ru)

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN116044519A (zh) * 2022-12-20 2023-05-02 西安热工研究院有限公司 一种化石燃料锅炉-高温气冷堆联合动力发电系统及方法

Citations (6)

* 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
EP0147304A2 (fr) * 1983-12-21 1985-07-03 Commissariat A L'energie Atomique Générateur de vapeur sodium-eau à tubes concentriques droits et à circulation de gaz dans l'espace annulaire
EP0163564A1 (fr) * 1984-05-11 1985-12-04 Commissariat A L'energie Atomique Reacteur nucléaire à neutrons rapides à générateur de vapeur intégré dans la cuve
RU2253917C2 (ru) * 2003-01-27 2005-06-10 Закрытое акционерное общество "Агентство регионального развития" Способ эксплуатации атомной паротурбинной энергетической установки и установка для его осуществления
ES2265106T3 (es) * 2002-07-26 2007-02-01 Alstom Technology Ltd Procedimiento para el funcionamiento de una central nuclear asi como dispositivo para la realizacion del procedimiento.
RU2394291C2 (ru) * 2007-08-15 2010-07-10 Селиванов Николай Павлович Атомная электростанция и тепловыделяющий элемент ядерного реактора

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS607161B2 (ja) * 1977-11-08 1985-02-22 日本原子力事業株式会社 原子力プラントの給水供給方法と装置
DE3822056C1 (en) * 1988-06-30 1989-09-14 Asea Brown Boveri Ag, 6800 Mannheim, De Nuclear reactor installation for the generation of electrical current utilising high-temperature heat
US8091369B2 (en) * 2008-07-11 2012-01-10 Air Products And Chemicals, Inc. Method and apparatus for generating electrical power

Patent Citations (6)

* 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
EP0147304A2 (fr) * 1983-12-21 1985-07-03 Commissariat A L'energie Atomique Générateur de vapeur sodium-eau à tubes concentriques droits et à circulation de gaz dans l'espace annulaire
EP0163564A1 (fr) * 1984-05-11 1985-12-04 Commissariat A L'energie Atomique Reacteur nucléaire à neutrons rapides à générateur de vapeur intégré dans la cuve
ES2265106T3 (es) * 2002-07-26 2007-02-01 Alstom Technology Ltd Procedimiento para el funcionamiento de una central nuclear asi como dispositivo para la realizacion del procedimiento.
RU2253917C2 (ru) * 2003-01-27 2005-06-10 Закрытое акционерное общество "Агентство регионального развития" Способ эксплуатации атомной паротурбинной энергетической установки и установка для его осуществления
RU2394291C2 (ru) * 2007-08-15 2010-07-10 Селиванов Николай Павлович Атомная электростанция и тепловыделяющий элемент ядерного реактора

Also Published As

Publication number Publication date
KR20140037778A (ko) 2014-03-27
RU2013142429A (ru) 2015-03-27
KR101548142B1 (ko) 2015-08-28
EP2711508B1 (en) 2017-07-05
FR2995628A1 (fr) 2014-03-21
EP2711508A1 (en) 2014-03-26
CN103670552B (zh) 2016-03-16
CN103670552A (zh) 2014-03-26

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US10249809B2 (en) Electric power generation
Peris et al. Performance evaluation of an Organic Rankine Cycle (ORC) for power applications from low grade heat sources
JP2015052427A (ja) 蒸気タービンプラント
MX2014010579A (es) Procedimiento para mejorar el rendimiento del ciclo termico en las centrales nucleares.
Rout et al. Thermal analysis of steam turbine power plants
RU2425987C1 (ru) Способ работы электростанции
US9739178B2 (en) Steam Rankine plant
Chantasiriwan Solar-aided power generation in biomass power plant using direct steam generating parabolic trough collectors
US20100060005A1 (en) Power generation system using low grade solar energy
RU2561839C2 (ru) Цикл преобразования энергии для пара, генерируемого реактором на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением
US8820077B2 (en) Saturated steam thermodynamic cycle for a turbine and an associated installation
RU2547828C1 (ru) Парогазовая установка двухконтурной аэс
Özdemir et al. Energy and exergy analysis of an organic Rankine Cycle Using different working Fluids from Waste Heat Recovery
Satish et al. Energy and exergy analysis of thermal power plant
Daneshvar et al. Transient Modeling of Single-Pressure Combined CyclePower Plant Exposed to Load Reduction
RU2561776C2 (ru) Парогазовая установка
JP2011220163A (ja) 蒸気タービンプラント
RU2391517C2 (ru) Парогазовая установка
RU2012152236A (ru) Энергетическая установка с парогазовой установкой
RU2542621C2 (ru) Парогазовая установка
Chantasiriwan The recovery of blowdown heat using steam dryer in biomass power plant
CA2454559A1 (en) Nuclear power plant
Wang et al. Comparative analysis of electric power and steam loss rate between single flash and binary geothermal power system with single screw expander
RU130626U1 (ru) Паросиловая установка
Qureshi et al. Parametric-based thermodynamic analysis of Organic Rankine Cycle as bottoming cycle for combined-cycle power plant

Legal Events

Date Code Title Description
PD4A Correction of name of patent owner