RU2568032C1 - Steam generating plant - Google Patents
Steam generating plant Download PDFInfo
- Publication number
- RU2568032C1 RU2568032C1 RU2014143657/06A RU2014143657A RU2568032C1 RU 2568032 C1 RU2568032 C1 RU 2568032C1 RU 2014143657/06 A RU2014143657/06 A RU 2014143657/06A RU 2014143657 A RU2014143657 A RU 2014143657A RU 2568032 C1 RU2568032 C1 RU 2568032C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- steam
- vortex
- steam generator
- additional
- vortex steam
- Prior art date
Links
Images
Landscapes
- Engine Equipment That Uses Special Cycles (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области энергетики, а именно к парогенераторной установке, которая может быть использована при создании двухконтурных атомных электростанций (АЭС) с принудительной циркуляцией.The invention relates to the field of energy, namely to a steam generator, which can be used to create double-circuit nuclear power plants (NPPs) with forced circulation.
В настоящее время задача создания современных парогенераторных установок, обеспечивающих более высокую производительность, безопасность АЭС, надежность и экономическую эффективность, является одной из основных проблем развития атомной энергетики.At present, the task of creating modern steam generator sets that provide higher productivity, safety of nuclear power plants, reliability and economic efficiency is one of the main problems in the development of nuclear energy.
Известна парогенераторная установка, содержащая парогенератор с испарителем, основной перегреватель острого пара, соединенный с турбиной, промежуточный паровой перегреватель и сепаратор, установленные между цилиндрами высокого и низкого давления (патент Франции №2116671, F22G, 1972 г.).Known steam generator installation containing a steam generator with an evaporator, the main hot steam superheater connected to the turbine, an intermediate steam superheater and a separator installed between the high and low pressure cylinders (French patent No. 21116671, F22G, 1972).
Недостатком указанной установки является низкий коэффициент полезного действия, обусловленный тем, что имеет место увеличение поверхности нагрева основного перегревателя и повышенное падение в нем давления. К тому же падение давления приводит к снижению температуры конденсации пара в промежуточном перегревателе по сравнению с температурой кипения в основном перегревателе, приводящему к уменьшению температурного напора в промежуточном перегревателе и увеличению его поверхности нагрева. Известна парогенераторная установка АЭС с принудительной циркуляцией, в которой для выработки подаваемого на турбину пара используется тепло от ядерного реактора и содержащая реактор, блок нагрева воды, турбину, электрогенератор, конденсатор, разделительное устройство (сепаратор), кондесатный насос, циркуляционный насос и блок подачи добавочной воды (Η.Г. Рассохин «Парогенераторные установки атомных электростанций», Атомиздат, 1972, с. 11-13, 57-64).The disadvantage of this installation is the low efficiency due to the fact that there is an increase in the heating surface of the main superheater and an increased pressure drop in it. In addition, the pressure drop leads to a decrease in the temperature of steam condensation in the intermediate superheater compared to the boiling point in the main superheater, which leads to a decrease in the temperature head in the intermediate superheater and an increase in its heating surface. Known steam generator installation of nuclear power plants with forced circulation, which uses heat from a nuclear reactor and contains a reactor, a water heating unit, a turbine, an electric generator, a condenser, a separation device (separator), a condensate pump, a circulation pump, and an auxiliary feed unit to generate steam supplied to the turbine water (Η.G. Rassokhin "Steam Generator Sets of Nuclear Power Plants", Atomizdat, 1972, pp. 11-13, 57-64).
Одним из недостатков данной установки является то, что в испарительной зоне ядерного реактора, где питательная вода нагревается до температуры насыщения, происходит частичное испарение воды в количестве, соответствующем расходу пара на турбину, приводящее к пульсации расхода пароводяной смеси в нагревательных каналах и, как следствие, к снижению надежности работы установки в целом. Другим недостатком является низкий выход пара с единицы поверхности зеркала испарения сепаратора, который, как выявлено, обусловлен низкой скоростью (не более 0,4 м/сек) всплытия паровых пузырей. К тому же для получения насыщенного пара высоту парового объема в сепараторе следует задавать значительных размеров, в частности 0,5-0,6 м, и устанавливать различные дополнительные сепарационные устройства, например, в виде жалюзей или дроссельных листов с отверстиями. Все указанные действия увеличивают размеры сепаратора и приводят к утяжелению конструкции установки в целом.One of the disadvantages of this installation is that in the evaporation zone of a nuclear reactor, where the feed water is heated to a saturation temperature, partial evaporation of water occurs in an amount corresponding to the steam flow to the turbine, leading to a pulsation of the flow of the steam-water mixture in the heating channels and, as a result, to reduce the reliability of the installation as a whole. Another disadvantage is the low steam output per unit surface of the evaporation mirror of the separator, which, as revealed, is due to the low speed (not more than 0.4 m / s) of the emergence of steam bubbles. In addition, to obtain saturated steam, the height of the steam volume in the separator should be set to significant sizes, in particular 0.5-0.6 m, and various additional separation devices should be installed, for example, in the form of blinds or throttle sheets with holes. All these actions increase the size of the separator and lead to a weighting of the design of the installation as a whole.
Наиболее близкой по технической сущности и достигаемому эффекту является парогенераторная установка одноконтурной атомной электростанции, содержащая ядерный реактор, блок нагрева воды, турбину, блок перегрева пара, электрогенератор, конденсатор, конденсатный насос, блок подачи добавочной воды, циркуляционный насос и вихревой парогенератор, вход которого подключен к участку нагрева воды с подачей ее в перегретом состоянии, а выход - к трубопроводу участка перегрева пара (патент RU, №2493482 C2, F22B 1/02, 20.09.2013 г.).The closest in technical essence and the achieved effect is a steam generating unit of a single-circuit nuclear power plant containing a nuclear reactor, a water heating unit, a turbine, a steam superheating unit, an electric generator, a condenser, a condensate pump, an additional water supply unit, a circulation pump and a vortex steam generator, the input of which is connected to the water heating section with supplying it in an overheated state, and the output to the pipeline of the steam overheating section (patent RU, No. 2493482 C2, F22B 1/02, 09/20/2013).
Недостатком указанной установки является то, что рабочее тело, которым является радиоактивная вода, из активной зоны реактора непосредственно поступает в парогенератор, повышая тем самым радиационную опасность.The disadvantage of this installation is that the working fluid, which is radioactive water, directly enters the steam generator from the reactor core, thereby increasing the radiation hazard.
Кроме того, установка имеет низкую производительность и не может быть использована в двухконтурной АЭС.In addition, the installation has a low productivity and cannot be used in a dual-circuit nuclear power plant.
Задачей заявленного изобретения является создание такой парогенераторной установки, которая имела бы высокую радиационную безопасность, высокую паропроизводительность и была бы использована в двухконтурной АЭС.The objective of the claimed invention is the creation of such a steam generator that would have high radiation safety, high steam production and would be used in a dual-circuit nuclear power plant.
Настоящее изобретение направлено на достижение технического результата, заключающегося в снижении радиационной опасности атомной электростанции, позволяющей использовать ее в густонаселенных регионах страны, в повышении производительности установки в целом и в расширении диапазона использования установки, а именно в двухконтурной АЭС.The present invention is aimed at achieving a technical result, which consists in reducing the radiation hazard of a nuclear power plant, allowing its use in densely populated regions of the country, in increasing the productivity of the plant as a whole and in expanding the range of use of the plant, namely in a dual-circuit nuclear power plant.
Указанные технические результаты достигаются тем, что известная парогенераторная установка, содержащая ядерный реактор, участок нагрева воды, турбину, электрогенератор, конденсатор, конденсатный насос, блок подачи добавочной воды, циркуляционный насос и вихревой парогенератор, она содержит дополнительные вихревые парогенераторы, в количестве не меньше одного, и подкачивающие насосы, каждый из которых установлен перед каждым дополнительным вихревым парогенератором и соединяет выход предыдущего вихревого парогенератора со входом последующего, при этом все вихревые парогенераторы соединены между собой последовательно, и каждый из них имеет одинаковое конструктивное исполнение, а выход последнего дополнительного вихревого парогенератора соединен со входом циркуляционного насоса.These technical results are achieved by the fact that the known steam generator installation containing a nuclear reactor, a water heating section, a turbine, an electric generator, a condenser, a condensate pump, an additional water supply unit, a circulation pump and a vortex steam generator, it contains additional vortex steam generators, in an amount of not less than one , and booster pumps, each of which is installed in front of each additional vortex steam generator and connects the output of the previous vortex steam generator with the inlet Next, all vortex steam generators are interconnected in series, and each of them has the same design, and the output of the last additional vortex steam generator is connected to the input of the circulation pump.
На чертеже схематично представлена предлагаемая парогенераторная установка, которая содержит ядерный реактор 1, блок 2 нагрева воды, насос 3, вихревой парогенератор 4, турбину 5, электрогенератор 6, конденсатор 7, конденсатный насос 8, циркуляционный насос 9, блок 10 подачи добавочной воды, дополнительные парогенераторы 11 и 12 и подкачивающие насосы 13 и 14, паропровод 15 и биологический защитный элемент 16, при этом каждый из вихревых парогенераторов 4, 11 и 12 имеет одинаковое конструктивное выполнение и включает цилиндрическую входную камеру 17, имеющую входной тангенциальный канал 18, центральную полость 19, диффузор 20, дроссель 21 и выходную камеру 22.The drawing schematically shows the proposed steam generator installation, which contains a nuclear reactor 1, a
Работает парогенераторная установка следующим образом.The steam generator works as follows.
С помощью циркуляционного насоса 9 жидкость (воду) под заданным давлением подают в блок нагрева воды 2 ядерного реактора 1, где нагревают до температуры выше температуры кипения, т.е. до перегретого состояния. Далее жидкость в перегретом состоянии из блока нагрева воды 2 поступает последовательно в первый вихревой парогенератор 4 и далее в дополнительные вихревые парогенераторы 11 и 12, при этом в каждый дополнительный вихревой парогенератор жидкость подают также в перегретом состоянии с помощью подкачивающих насосов 13 и 14 соответственно.Using a circulation pump 9, liquid (water) is supplied under a predetermined pressure to the
Каждый из указанных выше вихревых парогенераторов 4, 11 и 12 имеет одинаковое конструктивное исполнение, и в них проходят аналогичные процессы выработки пара для турбины 5.Each of the above
В каждом парогенераторе 4, 11 и 12 жидкость поступает в цилиндрическую входную камеру 17 через входной тангенциальный канал 18 и далее по кольцевому зазору, образованному расширяющимся диффузором 20 и дросселем 21, в виде усеченного конуса, и далее поступает в выходную камеру 22.In each
При движении воды в цилиндрической входной камере 17 ее скорость будет возрастать, а статическое давление в соответствии с законом Бернулли падать. Это обусловлено тем, что за счет сохранения момента количества движения во входной камере происходит закручивание жидкости с большого радиуса на меньший. На определенном радиусе закрутки давление станет ниже давления насыщения для заданной температуры и на участке, где давление стало ниже давления насыщения, наступит термодинамическое неравновесие, в результате чего произойдет частичное испарение жидкости за счет отбора от нее тепла. Образовавшийся в жидкости пар понизит ее температуру до равновесного состояния. Однако если жидкость и далее будет закручиваться на еще меньший радиус, то скорость ее еще более возрастет, а давление в жидкости вновь станет ниже давления насыщения, что приведет к образованию новой порции пара.With the movement of water in the
Таким образом, во входной камере 17 вихревых парогенераторов 4, 11 и 12 на участке, начиная с некоторого радиуса закрутки, на котором давление в жидкости снизилось до величины, меньшей давления насыщения при первоначальной температуре, и кончая радиусом свободной поверхности закрученной жидкости, будет происходить объемное кипение. Так как при этом тепло на образование пара отбирается от самой жидкости, то температура ее в зоне кипения будет понижаться. Поскольку в жидкости имеется градиент давления по радиусу закрутки, то на образовавшиеся пузырьки пара будет действовать сила, обусловленная действием градиента давления, под действием которой они всплывают к свободной поверхности закрученной жидкости и собираются в центральной полости 19 входной камеры 17 вихревых парогенераторов. При своем движении в зоне кипения каждого вихревого парогенератора 4, 11 и 12 пузырьки пара будут поступать из области повышенного давления, вследствие чего объем их будет увеличиваться и будут изменяться параметры пара внутри самих пузырьков.Thus, in the
Выявлено, что на изменение параметров пара внутри пузырьков оказывает влияние и теплообмен с окружающей жидкостью. Конечное значение температуры пара внутри пузырька в момент вылета его из жидкости будет зависеть от теплопроводности пара, скорости испарения с поверхности жидкости внутри пузырька, от теплоемкости, времени контакта с жидкостью, от инерционных сил пленки, окружающей пузырек, и величины их поверхности и др. причин. Однако в любом случае температура пара отдельных пузырьков, покидающих жидкость, будет отличаться от температуры поверхности жидкости. Исследовано, что за счет того, что в паровой полости молекулы пара обладают тепловой скоростью и за счет постоянного обмена энергией между ними и поверхностью закрученной жидкости средние температуры их выравниваются и обе фазы будут находиться в термодинамическом равновесии, т.е. температура и давление на поверхности жидкости будут равны по величине температуры и давлению находящегося под ней пара.It was revealed that heat exchange with the surrounding liquid also affects the change in the parameters of the vapor inside the bubbles. The final value of the temperature of the vapor inside the bubble at the time of its release from the liquid will depend on the thermal conductivity of the vapor, the rate of evaporation from the surface of the liquid inside the bubble, on the heat capacity, time of contact with the liquid, on the inertial forces of the film surrounding the bubble, and the size of their surface and other reasons. . However, in any case, the temperature of the vapor of individual bubbles leaving the liquid will differ from the surface temperature of the liquid. It has been investigated that due to the fact that the vapor molecules in the vapor cavity have a thermal speed and due to the constant exchange of energy between them and the surface of the swirling liquid, their average temperatures are aligned and both phases will be in thermodynamic equilibrium, i.e. the temperature and pressure on the surface of the liquid will be equal in magnitude to the temperature and pressure of the vapor below it.
В каждом из вихревых парогенераторов 4, 11 и 12 выработанный пар из паровых полостей 19 поступает по паропроводу 15 в турбину 5. При этом пар над поверхностью закрученной жидкости будет насыщенным, так как всплывающие пузырьки пара участвуют во вращательном движении вместе с жидкостью и вылетающие из жидкости капли при разрыве пленки пузырька снова возвращаются на ее поверхность.In each of the
При движении жидкости в диффузоре 20 каждого вихревого парогенератора давление в жидкости будет частично восстанавливаться, но не полностью, так как часть давления тратится на преодоление трения. С помощью подкачивающих насосов 13 и 14 давление жидкости доводят до заданного значения. Определено, что температура пара, вырабатываемого в дополнительных вихревых парогенераторах 11 и 12, несколько ниже, чем температура пара, вырабатываемого в первом вихревом парогенераторе 4. Однако на снижение производительности парогенераторной установки двухконтурной атомной электростанции этот момент существенно не влияет.When the fluid moves in the
Предлагаемая парогенераторная установка предназначена для двухконтурной АЭС, снижает радиационную опасность АЭС, позволяющую использовать АЭС в густонаселенных регионах страны, и имеет повышенную производительность по сравнению с прототипом.The proposed steam generator set is designed for dual-circuit nuclear power plants, reduces the radiation hazard of nuclear power plants, allowing the use of nuclear power plants in densely populated regions of the country, and has increased productivity compared to the prototype.
Claims (1)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2014143657/06A RU2568032C1 (en) | 2014-10-29 | 2014-10-29 | Steam generating plant |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2014143657/06A RU2568032C1 (en) | 2014-10-29 | 2014-10-29 | Steam generating plant |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2568032C1 true RU2568032C1 (en) | 2015-11-10 |
Family
ID=54537291
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2014143657/06A RU2568032C1 (en) | 2014-10-29 | 2014-10-29 | Steam generating plant |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2568032C1 (en) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2655161C1 (en) * | 2017-06-02 | 2018-05-24 | Акционерное общество Инжиниринговая компания "АСЭ" | Single-loop nuclear power plant with a coolant under pressure |
Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2116671A5 (en) * | 1970-12-03 | 1972-07-21 | Babcock Atlantique Sa | Central thermal power plants - esp nuclear with reheating of dry vapour using water direct from vapour generator |
US4501233A (en) * | 1982-04-24 | 1985-02-26 | Babcock-Hitachi Kabushiki Kaisha | Heat recovery steam generator |
RU2347917C2 (en) * | 2007-03-23 | 2009-02-27 | Владимир Филиппович Челяев | Combined power plant with atomic reactor |
RU2467250C2 (en) * | 2007-01-30 | 2012-11-20 | Сименс Акциенгезелльшафт | Operating method of combined-cycle turbine plant, and combined-cycle turbine plant designed for that purpose |
RU2493482C2 (en) * | 2011-10-28 | 2013-09-20 | Юрий Михайлович Красильников | Steam generation plant of single-circuit nuclear power plant |
-
2014
- 2014-10-29 RU RU2014143657/06A patent/RU2568032C1/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2116671A5 (en) * | 1970-12-03 | 1972-07-21 | Babcock Atlantique Sa | Central thermal power plants - esp nuclear with reheating of dry vapour using water direct from vapour generator |
US4501233A (en) * | 1982-04-24 | 1985-02-26 | Babcock-Hitachi Kabushiki Kaisha | Heat recovery steam generator |
RU2467250C2 (en) * | 2007-01-30 | 2012-11-20 | Сименс Акциенгезелльшафт | Operating method of combined-cycle turbine plant, and combined-cycle turbine plant designed for that purpose |
RU2347917C2 (en) * | 2007-03-23 | 2009-02-27 | Владимир Филиппович Челяев | Combined power plant with atomic reactor |
RU2493482C2 (en) * | 2011-10-28 | 2013-09-20 | Юрий Михайлович Красильников | Steam generation plant of single-circuit nuclear power plant |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2655161C1 (en) * | 2017-06-02 | 2018-05-24 | Акционерное общество Инжиниринговая компания "АСЭ" | Single-loop nuclear power plant with a coolant under pressure |
WO2018222077A1 (en) * | 2017-06-02 | 2018-12-06 | Акционерное общество Инжиниринговая компания "АСЭ" | Single-loop nuclear power plant with pressurized coolant |
EA038539B1 (en) * | 2017-06-02 | 2021-09-13 | Акционерное общество Инжиниринговая компания "АСЭ" | Single-loop nuclear power plant with pressurized coolant |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN103511208B (en) | A kind of can within the scope of population parameter the fused salt steam generating system of variable load operation | |
Lakzian et al. | Analytical investigation of coalescence effects on the exergy loss in a spontaneously condensing wet-steam flow | |
KR20010074471A (en) | Heat recovery steam generator | |
RU2568032C1 (en) | Steam generating plant | |
RU2493482C2 (en) | Steam generation plant of single-circuit nuclear power plant | |
US3392712A (en) | Vortex desuperheater | |
KR102096691B1 (en) | Method and device for preventing drying in a boiler of a tower solar concentration plant | |
US3215126A (en) | Once-through vapor generator | |
US2240100A (en) | Water tube steam generator and parts thereof | |
RU2015138748A (en) | INSTALLATION FOR ELECTRIC POWER GENERATION, CONTAINING A DEVICE FOR PRODUCING A REDUCED HEIGHT VAPOR, AND ITS APPLICATION IN REACTORS WITH WATER COOLING UNDER PRESSURE (PWR) AND IN BOILER REACTORS (BOILER) | |
US9291344B2 (en) | Forced-flow steam generator | |
JP4489775B2 (en) | Horizontal once-through boiler and its operation method | |
US20170023236A1 (en) | Vortex Tube Supplying Superheated Vapor for Turbine Power Generation | |
US3254631A (en) | Tubulous vapour generator | |
Qin et al. | Technical assessment of a renewable aided power plant for different operational load | |
RU2450148C2 (en) | Autonomous multifunctional power plant | |
Vasilyuk et al. | Simulation of vortex expansion separator for steam | |
Zahid et al. | Exergetic analysis of the humidification-dehumidificationdesalination cycle involving variation in top temperature | |
TW201520500A (en) | Heat exchanger with preheating and evaporating functions and heat cycle system and method using the same | |
RU2307981C1 (en) | Steam-generating device | |
CN209246043U (en) | Natural-circulation evaporator system applied to solar energy thermo-power station | |
RU111708U1 (en) | FIRST CIRCUIT DEVICE FOR TWO-CIRCUIT NUCLEAR POWER INSTALLATION | |
KR101957569B1 (en) | Control valve, multi-stage turbine and power generation system comprising it | |
US2982102A (en) | Steam power system | |
RU2353861C1 (en) | Method of heating liquid heat carrier and device to this end |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20161030 |