RU2609894C1 - Method for active removal of residual heat emission of reactors under conditions of nps blackout - Google Patents

Method for active removal of residual heat emission of reactors under conditions of nps blackout Download PDF

Info

Publication number
RU2609894C1
RU2609894C1 RU2016107253A RU2016107253A RU2609894C1 RU 2609894 C1 RU2609894 C1 RU 2609894C1 RU 2016107253 A RU2016107253 A RU 2016107253A RU 2016107253 A RU2016107253 A RU 2016107253A RU 2609894 C1 RU2609894 C1 RU 2609894C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
steam
hot water
additional
water
steam generator
Prior art date
Application number
RU2016107253A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Рашид Зарифович Аминов
Валерий Евгеньевич Юрин
Валерий Николаевич Бессонов
Original Assignee
Рашид Зарифович Аминов
Валерий Евгеньевич Юрин
Валерий Николаевич Бессонов
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 Рашид Зарифович Аминов, Валерий Евгеньевич Юрин, Валерий Николаевич Бессонов filed Critical Рашид Зарифович Аминов
Priority to RU2016107253A priority Critical patent/RU2609894C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2609894C1 publication Critical patent/RU2609894C1/en

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00—Details of nuclear power plant
    • G21D1/02—Arrangements of auxiliary equipment
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • 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
    • 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
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Abstract

FIELD: nuclear energy.
SUBSTANCE: invention relates to methods of removing residual heat emission of the reactor under the conditions of NPS blackout. Additional steam turbine plant 2 continues generating electric power for own needs using steam obtained in the steam generator due to the rector residual heat emission energy. Excess steam generated in the steam generator is directed to steam bypass 8, where it heats the cold water from cold water tank 6. Produced hot water is stored in hot water tank 9. Accumulated in hot water tank 9 hot water is directed to the steam generator. Waste in additional steam turbine plant 2 steam is directed to condenser 4, from where the condensate is drained into cold water tank 6. In the operating mode during the night-time electrical load dropout part of steam from the steam generator is directed to steam bypass 8, where it heats the cold water supplied from cold water tank 6. Produced hot water is stored in hot water tank 9. Drainage of the heating steam after steam bypass 8 is fed into the feed water circuit after high-pressure feed heater 12.
EFFECT: technical result is operation for electric power generation to the network in the normal mode of the plants safety increasing, absence of their idle time.
1 cl, 1 dwg

Description

Изобретение относится к области энергетики и предназначено для использования на атомных электрических станциях (АЭС) с водоохлаждаемыми реакторами.The invention relates to the field of energy and is intended for use in nuclear power plants (NPPs) with water-cooled reactors.

Известен способ резервирования собственных нужд АЭС (см. патент РФ №2520979, МПК- G 21 D 01/00, F 01 K 23/10, G 21 C 15/18, G 21 D 03/08, опубл. 27.06.2014). Схема предназначена для резервирования собственных нужд АЭС и повышения ее маневренности на основе комбинирования с ПГУ. Маневренная парогазовая установка наряду с резервированием собственных нужд АЭС на случай аварийной ситуации, сопровождаемой полным обесточиванием, применяется для покрытия пиковых электрических нагрузок энергосистемы в эксплуатационном режиме работы. ПГУ вынесена за территорию площадки станции.A known method of reserving auxiliary needs of nuclear power plants (see RF patent No. 2520979, IPC-G 21 D 01/00, F 01 K 23/10, G 21 C 15/18, G 21 D 03/08, publ. 06/27/2014). The scheme is designed to reserve the NPP's own needs and increase its maneuverability based on combination with combined cycle power plants. A maneuverable combined cycle plant along with redundancy of the NPP's own needs in case of an emergency accompanied by a complete blackout is used to cover the peak electrical loads of the power system in the operational mode of operation. CCP is taken out of the station site.

Недостатком известного способа является необходимость наличия нового энергоносителя - природного газа, а также установки протяженного паропровода от основного энергоблока до ПТУ, входящей в состав ПГУ, так как паровая турбина должна находиться в работе на случай полного обесточивания АЭС, а работа ГТУ ночью не экономична и приведет к снижению диапазона маневрирования мощности. Использование протяженного паропровода приведет к значительным гидравлическим и тепловым потерям. Кроме того, в дневные часы через паропровод, соединяющий ПТУ и парогенератор АЭС, также придется прокачивать небольшой расход пара для исключения вероятности гидроударов в случае необходимости быстрого включения паровой турбины в аварийной ситуации с обесточиванием. При расхолаживании значительная часть энергии идет на поддержание в работе циркуляционных насосов конденсатора, в то время как отводимая в конденсаторе энергия может быть аккумулирована и полезно использована при дальнейшем расхолаживании.The disadvantage of this method is the need for a new energy carrier - natural gas, as well as the installation of an extended steam pipeline from the main power unit to the PTU, which is part of the CCGT unit, since the steam turbine must be in operation in case of a complete blackout of the nuclear power plant, and the operation of the gas turbine at night is not economical and will result to reduce the range of maneuvering power. The use of an extended steam line will result in significant hydraulic and heat losses. In addition, in the daytime, a small steam flow rate will also have to be pumped through the steam line connecting the PTU and the steam generator of the nuclear power plant to eliminate the likelihood of water hammer if it is necessary to quickly turn on the steam turbine in an emergency situation with blackouts. During cooling, a significant part of the energy is used to maintain the circulation pumps of the condenser, while the energy discharged in the condenser can be accumulated and is useful for further cooling.

Известен способ расхолаживания водоохлаждаемого реактора при полном обесточивании АЭС (см. патент РФ на изобретение № 2499307, МПК- G 21 D 01/00, F 01 K 23/10, G 21 D 05/08, G 21 D 03/08, опубл. 20.11.2013). Известный способ предусматривает расхолаживание водоохлаждаемого реактора в штатном режиме при полном обесточивании АЭС, без использования аварийных систем расхолаживания реактора, за счет использования энергии остаточного тепловыделения активной зоны, а также сжигания водородного топлива с использованием дополнительной паровой турбины.There is a method of dampening a water-cooled reactor with a complete blackout of nuclear power plants (see RF patent for invention No. 2499307, IPC-G 21 D 01/00, F 01 K 23/10, G 21 D 05/08, G 21 D 03/08, publ. . 11/20/2013). The known method involves cooling the water-cooled reactor in the normal mode with a complete blackout of the nuclear power plant, without using emergency reactor cooling systems, by using the energy of the residual heat of the core, as well as burning hydrogen fuel using an additional steam turbine.

Недостатком известного способа является дороговизна и сложность водородного комплекса. Использование взрывоопасного топлива, тем более на АЭС, требует значительных затрат на обеспечение безопасности. Кроме того, значительно возрастает количество элементов, участвующих в расхолаживании (камера сгорания, компрессорные установки, запорно-регулирующая арматура емкостей и т.д.), что ведет к снижению показателей надежности такого способа. При расхолаживании значительная часть энергии идет на поддержание в работе циркуляционных насосов конденсатора, в то время как отводимая в конденсаторе энергия может быть аккумулирована и полезно использована при дальнейшем расхолаживании.The disadvantage of this method is the high cost and complexity of the hydrogen complex. The use of explosive fuel, especially at nuclear power plants, requires significant safety costs. In addition, the number of elements involved in cooling is significantly increasing (combustion chamber, compressor units, shut-off and control valves of containers, etc.), which leads to a decrease in the reliability indicators of this method. During cooling, a significant part of the energy is used to maintain the circulation pumps of the condenser, while the energy discharged in the condenser can be accumulated and is useful for further cooling.

Известен способ расхолаживания и вывода из работы энергоблока атомной электрической станции или ядерной энергетической установки другого назначения при полном обесточивании и устройство для его осуществления (см. патент РФ на изобретение № 2162621, МПК G 21C 15/18, G 21D 3/00, опубл. 27.01.2001 г.) Известный способ предусматривает ускоренный останов турбогенератора при полном обесточивании благодаря использованию остаточного тепловыделения реактора и аккумулированной тепловой энергии для генерирования водяного пара, и срабатывания его в специально предназначенной для этого дополнительной конденсационной паротурбинной установке. A known method of damping and decommissioning power unit of a nuclear power plant or a nuclear power plant for another purpose when completely de-energized and a device for its implementation (see RF patent for invention No. 2162621, IPC G 21C 15/18, G 21D 3/00, publ. January 27, 2001) The method provides for an accelerated shutdown of the turbogenerator with complete de-energization due to the use of the residual heat of the reactor and the accumulated thermal energy to generate water vapor, and its triggering in a specially designed additional condensate ion steam turbine installation.

Недостатком предлагаемой системы является ограниченный спектр решаемых задач: паротурбинная установка, включая турбину, питательный насос, масляный насос и генератор постоянного тока находятся в состоянии немедленной готовности к работе (в режиме горячего резерва или в работе с минимальной нагрузкой), что к тому же снижает готовность к работе на случай аварийной ситуации и требует дополнительных затрат на поддержание их в работоспособном состоянии. Кроме того, использование запасенной в теплогидроаккумуляторе перегретой воды для генерации пара в расширителе ведет к неизбежным значительным затратам теплоты на изменение фазового состояния перегретой воды. При расхолаживании значительная часть энергии идет на поддержание в работе циркуляционных насосов конденсатора, в то время как отводимая в конденсаторе энергия может быть аккумулирована и полезно использована при дальнейшем расхолаживании.The disadvantage of the proposed system is the limited range of tasks: a steam turbine installation, including a turbine, a feed pump, an oil pump and a DC generator, are in a state of immediate readiness for work (in hot standby mode or in operation with a minimum load), which also reduces the availability to work in case of emergency and requires additional costs for maintaining them in working condition. In addition, the use of superheated water stored in the thermal accumulator for generating steam in the expander leads to inevitable significant heat consumption for changing the phase state of superheated water. During cooling, a significant part of the energy is used to maintain the circulation pumps of the condenser, while the energy discharged in the condenser can be accumulated and is useful for further cooling.

Наиболее близким аналогом является известная энергетическая установка (см. авт. свид. СССР на изобретение №1133428, МПК F 01 K 17/00; 13/00, опубл. 07.01.1985), содержащая подключенный к линии подачи острого пара из парогенератора в основную турбину фазовый аккумулятор, в котором в период уменьшения нагрузки аккумулируется тепловая энергия, а в часы пиковых нагрузок в аккумуляторе генерируется пар, служащий рабочим телом для дополнительной паровой турбины, предназначенной для получения дополнительной пиковой мощности. The closest analogue is the well-known power plant (see ed. certificate of the USSR for invention No. 1133428, IPC F 01 K 17/00; 13/00, publ. 07/01/1985) containing a phase accumulator connected to the line for supplying sharp steam from the steam generator to the main turbine, in which the period of load reduction accumulates thermal energy, and during peak hours in the battery, steam is generated that serves as a working fluid for an additional steam turbine designed to obtain additional peak power.

Недостатком известной установки является то, что она предназначена для повышения маневренности энергоблока атомной электростанции в рабочих режимах и не может быть использована для расхолаживания реактора при полном обесточивании атомной электростанции, так как пар, генерируемый за счет остаточного тепловыделения по предлагаемой авторами схеме, не может быть использован в паровой турбине, а аккумулированного тепла недостаточно для расхолаживания в течение 72 часов (время, требуемое МАГАТЭ). Кроме того, аккумулятор фазового перехода имеет сложную и дорогую конструкцию, в связи с чем не получил развитие в современной энергетике. При расхолаживании значительная часть энергии идет на поддержание в работе циркуляционных насосов конденсатора, в то время как отводимая в конденсаторе энергия может быть аккумулирована и полезно использована при дальнейшем расхолаживании.A disadvantage of the known installation is that it is designed to increase the maneuverability of a nuclear power plant unit in operating modes and cannot be used to cool the reactor when the nuclear power plant is completely de-energized, since the steam generated by the residual heat generation according to the scheme proposed by the authors cannot be used in a steam turbine, and the accumulated heat is not enough to cool down for 72 hours (time required by the IAEA). In addition, the phase transition battery has a complex and expensive design, and therefore has not received development in modern energy. During cooling, a significant part of the energy is used to maintain the circulation pumps of the condenser, while the energy discharged in the condenser can be accumulated and is useful for further cooling.

Задачей настоящего изобретения является обеспечение электроснабжения собственных нужд реакторов атомной станции с использованием только энергии остаточного тепловыделения одного реактора без включения дополнительных источников электроэнергии.The objective of the present invention is to provide power to the auxiliary needs of the reactors of a nuclear power plant using only the energy of the residual heat of one reactor without including additional sources of electricity.

Техническим результатом, достигаемым при использовании настоящего изобретения, является обеспечение электроэнергией собственных нужд АЭС в процессе расхолаживания реакторов при полном обесточивании путем использования энергии остаточного тепловыделения активной зоны одного реактора для подогрева питательной воды и генерации пара, используемого в качестве рабочего тела в дополнительной паровой турбине, генерирующей в аварийном режиме при полном обесточивании необходимую для расхолаживания электроэнергию, а в штатном режиме электроэнергию в сеть с использованием теплоты, аккумулированной в часы провала электрической нагрузки. The technical result achieved by using the present invention is to provide electric power to the auxiliary needs of nuclear power plants during the cooling of reactors with complete de-energization by using the energy of the residual heat of the active zone of one reactor to heat the feed water and generate steam used as a working fluid in an additional steam turbine generating in emergency mode, when the power is completely de-energized, the electric power needed to cool down, and in normal mode, electric roenergiyu to the network using the heat accumulated in the electric load clock failure.

Указанный технический результат достигается тем, что на АЭС, содержащей парогенератор (ПГ), основную паровую турбину (ПТУ), состоящую из цилиндров высокого и низкого давления, систему регенерации, устройство парораспределения, дополнительную ПТУ, причем входы в основную ПТУ и дополнительную ПТУ соединены трубопроводами с устройством парораспределения, баки горячей (БГВ) и холодной (БХВ) воды, поверхностный подогреватель системы аккумулирования (ПСА), насосы холодной (НХВ) и горячей (НГВ) воды, насос дренажа греющего пара (НДГП), причем ПСА соединен трубопроводами с БГВ, БХВ (на соединяющем трубопроводе установлен НХВ), устройством парораспределения и трактом питательной воды (на соединяющем трубопроводе установлен НДГП), БГВ соединен трубопроводом с трактом питательной воды (на соединяющем трубопроводе установлен НГВ), в авариных ситуациях, сопровождаемых обесточиванием, согласно изобретению, дополнительная ПТУ продолжает генерировать электроэнергию на собственный нужды АЭС, используя пар, получаемый в ПГ за счет энергии остаточного тепловыделения реактора, избыток генерируемого в ПГ пара направляется в ПСА, где нагревает холодную воду из БХВ, полученная горячая вода запасается в БГВ, запасенная в БГВ горячая вода направляется в ПГ, отработавший в дополнительной ПТУ пар направляется в конденсатор, откуда конденсат сливается в БХВ, при этом в штатном режиме во внепиковые часы часть пара из парогенератора направляется в ПГВ, где подогревает холодную воду из БХВ, полученная горячая вода запасается в БГВ, при этом полученный дренаж после ПСА подается в тракт питательной воды после системы регенерации, после чего в пиковые часы нагрузки в тракт питательной воды после системы регенерации подается из БГВ горячая вода, полученный расход питательной воды подается в ПГ, где генерируется пар, часть которого направляется на дополнительную ПТУ, работающую на выработку электроэнергии в сеть, отработавший в дополнительной ПТУ пар направляется в конденсатор, откуда конденсат сливается в БХВ.Specified Technical The result is achieved by the fact that at a nuclear power plant containing a steam generator (SG), the main steam turbine (PTU), consisting of high and low pressure cylinders, a regeneration system, a steam distribution device, an additional vocational school, and the entrances to the main vocational school and an additional vocational school are connected by pipelines steam distribution, hot (BGV) and cold (BHV) water tanks, surface storage system heater (PSA), cold (NHV) and hot (NGV) water pumps, heating steam drainage pump (NDGP), while PSA is connected by pipelines with a water heater, water heater (a non-water heater is installed on the connecting pipe), a steam distribution device and a feed water path (water supply is installed on the connecting pipe), the water heater is connected to the feed water path (the water heater is installed on the connecting pipe), in emergency situations, accompanied by blackout, according to the invention , additional vocational school continues to generate electricity for own needs of nuclear power plants, using steam obtained in the steam generator due to the energy of the residual heat of the reactor, the excess steam generated in the steam generator goes to PSA, where it heats cold water from BHV, the received hot water is stored in the BHW, the hot water stored in the BHW is sent to the GHG, the steam spent in the additional PTU is sent to the condenser, from where the condensate is drained into the BHV, while in normal operation during off-peak hours part of the steam from the steam generator is sent to the DHW, where it heats cold water from the BHW, the hot water obtained is stored in the HHW, while the resulting drainage after PSA is fed into the feed water path after the regeneration system, after which at peak hours of heating hot water is narrow in the feed water path after the regeneration system, hot water is received, the resulting feed water flow is fed to the steam generator, where steam is generated, part of which is directed to an additional secondary circuit, working to generate electricity in the network, the steam spent in the additional secondary circuit is sent to a condenser, from where condensate is discharged into BHV.

Сущность изобретения заключается в комбинировании АЭС с дополнительной маломощной паротурбинной установкой и системой аккумулирования горячей воды, которые в авариных ситуациях, сопровождаемых полным обесточиванием, обеспечивают электроснабжение собственных нужд станции в процессе расхолаживания посредством использования только энергии остаточного тепловыделения, а в штатном режиме работают на генерацию электроэнергии в сеть. The essence of the invention consists in combining nuclear power plants with an additional low-power steam turbine installation and a hot water storage system, which in emergency situations accompanied by a complete blackout, provide power to the station's own needs during the cooling process using only residual heat energy, and in normal operation they work to generate electricity in network.

Изобретение иллюстрируется фиг. 1, где показана схема системы активного отвода остаточного тепловыделения реакторов АЭС. Позиции на чертеже обозначают следующее: 1 - устройство парораспределения; 2 - дополнительная ПТУ; 3 - электрический генератор; 4 - конденсатор; 5 - основная ПТУ; 6 - бак холодной воды (БХВ); 7 - насос подачи холодной воды (НХВ); 8 - поверхностный подогреватель системы аккумулирования (ПСА); 9 - бак горячей воды (БГВ); 10 - насос подачи горячей воды (НГВ); 11 - насос дренажа греющего пара (НДГП); 12 - подогреватели высокого давления; 13 - питательный насос; 14 - аварийный питательный насос; 15 - деаэратор; 16 - подогреватели низкого давления; 17 - конденсационный насос. The invention is illustrated in FIG. 1, which shows a diagram of a system for actively removing residual heat from nuclear reactors. The positions in the drawing indicate the following: 1 - steam distribution device; 2 - additional vocational school; 3 - electric generator; 4 - capacitor; 5 - main vocational school; 6 - a tank of cold water (BHV); 7 - pump for supplying cold water (HXB); 8 - surface heater storage system (PSA); 9 - hot water tank (BGV); 10 - hot water pump (NGV); 11 - heating steam drainage pump (NDGP); 12 - high pressure heaters; 13 - feed pump; 14 - emergency feed pump; 15 - deaerator; 16 - low pressure heaters; 17 - condensation pump.

В авариных ситуациях, сопровождаемых обесточиванием, дополнительная ПТУ 2 продолжает генерировать электроэнергию на собственные нужды АЭС, используя пар, получаемый в парогенераторе за счет энергии остаточного тепловыделения реактора. Избыток генерируемого в ПГ пара направляется в ПСА 8, где нагревает холодную воду из БХВ 6. Полученная горячая вода запасается в БГВ 9. Запасенная в БГВ 9 горячая вода направляется в ПГ. Отработавший в дополнительной ПТУ 2 пар направляется в конденсатор 4, откуда конденсат сливается в БХВ 6.In emergency situations, accompanied by de-energization, additional vocational school 2 continues to generate electricity for the auxiliary needs of nuclear power plants using steam produced in the steam generator due to the energy of the residual heat of the reactor. The excess steam generated in the GHG is sent to PSA 8, where it heats the cold water from BHV 6. The resulting hot water is stored in the BHW 9. The hot water stored in the BHW 9 is sent to the GHG. The steam spent in the additional vocational school 2 is sent to the condenser 4, from where the condensate is discharged into BHV 6.

В эксплуатационном режиме в период ночного провала электрической нагрузки часть пара из ПГ направляется в ПСА 8, где подогревает холодную воду, подаваемую из БХВ 6. Полученная горячая вода запасается в БГВ 9. Дренаж греющего пара после ПСА 8 подается в тракт питательной воды после ПВД 12. In the operational mode, during the night of the failure of the electric load, part of the steam from the steam generator is sent to PSA 8, where it heats the cold water supplied from the BHV 6. The resulting hot water is stored in the BHW 9. The drainage of heating steam after the PSA 8 is supplied to the feed water path after the LDPE 12 .

В пиковые часы электрической нагрузки в тракт питательной воды после ПВД 12 из БГВ 9 подается горячая вода. Полученный расход питательной воды подается в ПГ, где генерируется пар, часть которого направляется на дополнительную ПТУ 2, работающую на выработку электроэнергии в сеть. Отработавший в дополнительной ПТУ 2 пар направляется в конденсатор 4, откуда конденсат сливается в БХВ 6.At peak hours of electric load, hot water is supplied to the feed water path after the LDPE 12 from the BGW 9. The resulting flow of feed water is supplied to the steam generator, where steam is generated, part of which is directed to an additional vocational school 2, which works to generate electricity in the network. The steam spent in the additional vocational school 2 is sent to the condenser 4, from where the condensate is discharged into BHV 6.

Отличительным признаком способа активного отвода остаточного тепловыделения реакторов в условиях полного обесточивания АЭС является надежное электроснабжение собственных нужд АЭС в аварийных ситуациях, сопровождаемых полным обесточиванием посредством использования только энергии остаточного тепловыделения, при этом в штатном режиме предлагаемые установки повышения безопасности не простаивают, требуя дополнительные затраты на поддержание работоспособного состояния, а работают на генерацию электроэнергии в сеть. A distinctive feature of the method of active removal of residual heat from reactors in conditions of complete deenergizing of nuclear power plants is reliable power supply to the auxiliary needs of nuclear power plants in emergency situations, accompanied by complete de-energization by using only the energy of residual heat, while in normal mode, the proposed plants to improve safety are not idle, requiring additional maintenance costs working condition, and work on generating electricity into the network.

Claims (1)

Способ активного отвода остаточного тепловыделения реакторов в условиях полного обесточивания АЭС, содержащей парогенератор (ПГ), основную паровую турбину (ПТУ), состоящую из цилиндров высокого и низкого давления, систему регенерации, устройство парораспределения, дополнительную ПТУ, причем входы в основную ПТУ и дополнительную ПТУ соединены трубопроводами с устройством парораспределения, баки горячей (БГВ) и холодной (БХВ) воды, поверхностный подогреватель системы аккумулирования (ПСА), насосы холодной (НХВ) и горячей (НГВ) воды, насос дренажа греющего пара (НДГП), причем ПСА соединен трубопроводами с БГВ, БХВ (на соединяющем трубопроводе установлен НХВ), устройством парораспределения и трактом питательной воды (на соединяющем трубопроводе установлен НДГП), БГВ соединен трубопроводом с трактом питательной воды (на соединяющем трубопроводе установлен НГВ), отличающийся тем, что в авариных ситуациях, сопровождаемых обесточиванием, дополнительная ПТУ продолжает генерировать электроэнергию на собственный нужды АЭС, используя пар, получаемый в ПГ за счет энергии остаточного тепловыделения реактора, избыток генерируемого в ПГ пара направляется в ПСА, где нагревает холодную воду из БХВ, полученная горячая вода запасается в БГВ, запасенная в БГВ горячая вода направляется в ПГ, отработавший в дополнительной ПТУ пар направляется в конденсатор, откуда конденсат сливается в БХВ, при этом в штатном режиме во внепиковые часы часть пара из парогенератора направляется в ПГВ, где подогревает холодную воду из БХВ, полученная горячая вода запасается в БГВ, при этом полученный дренаж после ПСА подается в тракт питательной воды после системы регенерации, после чего в пиковые часы нагрузки в тракт питательной воды после системы регенерации подается из БГВ горячая вода, полученный расход питательной воды подается в ПГ, где генерируется пар, часть которого направляется на дополнительную ПТУ, работающую на выработку электроэнергии в сеть, отработавший в дополнительной ПТУ пар направляется в конденсатор, откуда конденсат сливается в БХВ.A method for actively removing residual heat from reactors under conditions of complete de-energization of a nuclear power plant containing a steam generator (SG), a main steam turbine (PTU), consisting of high and low pressure cylinders, a regeneration system, a steam distribution device, an additional vocational school, and the entrances to the main vocational school and additional vocational school connected by pipelines to a steam distribution device, hot (BGV) and cold (BHV) water tanks, surface storage system heater (PSA), cold (NHV) and hot (NGV) water pumps, pump d heating steam (NDGP), moreover, PSA is connected by pipelines to BGV, BKhV (on the connecting pipeline NKV is installed), a steam distribution device and a feed water path (on the connecting pipeline NDGP is installed), BGV is connected by a pipeline to the feed water path (NGV is installed on the connecting pipeline ), characterized in that in emergency situations accompanied by a blackout, an additional vocational school continues to generate electricity for the auxiliary needs of nuclear power plants using steam generated in the steam generator from the residual energy the reactor’s heat, the excess steam generated in the steam generator is sent to the PSA, where it heats cold water from the BHV, the hot water obtained is stored in the BHW, the hot water stored in the BHW is sent to the GHG, the steam spent in the additional PTU is sent to the condenser, from where the condensate is drained to the BHV, in the normal mode during off-peak hours, part of the steam from the steam generator is sent to the PGW, where it heats the cold water from the BHV, the hot water obtained is stored in the BHW, while the resulting drainage after PSA is fed into the nutrient path water after the regeneration system, after which, during peak hours of the load, hot water is supplied from the hot water supply to the feed water path after the regeneration system, the resulting feed water flow is supplied to the steam generator, where steam is generated, part of which is directed to an additional vocational school working to generate electricity into the network, the steam spent in the additional vocational school is sent to the condenser, from where the condensate is discharged into BHV.
RU2016107253A 2016-02-29 2016-02-29 Method for active removal of residual heat emission of reactors under conditions of nps blackout RU2609894C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2016107253A RU2609894C1 (en) 2016-02-29 2016-02-29 Method for active removal of residual heat emission of reactors under conditions of nps blackout

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2016107253A RU2609894C1 (en) 2016-02-29 2016-02-29 Method for active removal of residual heat emission of reactors under conditions of nps blackout

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2609894C1 true RU2609894C1 (en) 2017-02-07

Family

ID=58457784

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2016107253A RU2609894C1 (en) 2016-02-29 2016-02-29 Method for active removal of residual heat emission of reactors under conditions of nps blackout

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2609894C1 (en)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN107145175A (en) * 2017-05-26 2017-09-08 中国核动力研究设计院 A kind of steam generator feed temperature controls simulation system
CN111033121A (en) * 2017-12-29 2020-04-17 原子能设计股份公司 Double-loop nuclear reactor steam generating device with purging and draining system
RU2759559C1 (en) * 2021-04-01 2021-11-15 Александр Николаевич Егоров Method for increasing safety and technical and economic efficiency of npp operation under uniform energy consumption based on hydrogen-heat storage

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO1995032509A2 (en) * 1994-05-25 1995-11-30 Battelle Memorial Institute Method and apparatus for improving the performance and steam mixing capabilities of a nuclear power electrical generation system
RU2162621C2 (en) * 1998-01-19 2001-01-27 Научно-исследовательский технологический институт им. А.П. Александрова Method and device for cooling and shutting down fully deenergized power unit of nuclear power plant or nuclear reactor unit of other applications
WO2013176718A1 (en) * 2012-04-17 2013-11-28 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Auxiliary condenser system for decay heat removal in a nuclear reactor system
US9031183B2 (en) * 2007-05-10 2015-05-12 Kabushiki Kaisha Toshiba Emergency core cooling system

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO1995032509A2 (en) * 1994-05-25 1995-11-30 Battelle Memorial Institute Method and apparatus for improving the performance and steam mixing capabilities of a nuclear power electrical generation system
RU2162621C2 (en) * 1998-01-19 2001-01-27 Научно-исследовательский технологический институт им. А.П. Александрова Method and device for cooling and shutting down fully deenergized power unit of nuclear power plant or nuclear reactor unit of other applications
US9031183B2 (en) * 2007-05-10 2015-05-12 Kabushiki Kaisha Toshiba Emergency core cooling system
WO2013176718A1 (en) * 2012-04-17 2013-11-28 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Auxiliary condenser system for decay heat removal in a nuclear reactor system

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN107145175A (en) * 2017-05-26 2017-09-08 中国核动力研究设计院 A kind of steam generator feed temperature controls simulation system
CN107145175B (en) * 2017-05-26 2020-11-06 中国核动力研究设计院 Steam generator feedwater temperature control analog system
CN111033121A (en) * 2017-12-29 2020-04-17 原子能设计股份公司 Double-loop nuclear reactor steam generating device with purging and draining system
CN111033121B (en) * 2017-12-29 2022-03-18 原子能设计股份公司 Double-loop nuclear reactor steam generating device with purging and draining system
RU2759559C1 (en) * 2021-04-01 2021-11-15 Александр Николаевич Егоров Method for increasing safety and technical and economic efficiency of npp operation under uniform energy consumption based on hydrogen-heat storage

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2601285C1 (en) Method of water-cooled reactor shut-down cooling under npp total loss of power by means of residual heat removal multifunctional system
CN109184812B (en) Nuclear energy coupling chemical energy power generation system and method based on two-loop boiler
KR20140054266A (en) Backup nuclear reactor auxiliary power using decay heat
RU2609894C1 (en) Method for active removal of residual heat emission of reactors under conditions of nps blackout
Aminov et al. Comparison and analysis of residual heat removal systems of reactors in station blackout accidents
Aminov et al. Multifunctional backup for NPP internal needs
Aminov et al. A comprehensive analysis of emergency power supply systems at NPPs with WWER-1000 type reactors based on additional steam turbines in the context of Balakovo NPP
RU2604208C1 (en) Method to increase npp cyclic load capability and safety
RU70312U1 (en) INSTALLATION FOR ENSURING MANEUVERABILITY OF ATOMIC ELECTRIC STATIONS
RU2640409C1 (en) Method of increasing maneuverability and safety of npp on basis of thermal and chemical accumulation
Aminov et al. Hydrogen cycle based backup for NPP internal needs during a blackout
Aminov et al. Nuclear power plant safety improvement based on hydrogen technologies
RU2459293C1 (en) Nuclear power station turbine plant (versions)
CN110118346B (en) Nuclear power starting electric boiler hot standby system and method
RU2529508C1 (en) Method of improvement of manoeuvrability of atomic power plants
RU2702100C1 (en) Method of uninterrupted power supply for auxiliary needs of npp
RU2520979C1 (en) Nuclear power station auxiliaries redundancy
RU2736603C1 (en) System for safe use of hydrogen while increasing power of double-circuit npp above nominal
RU109898U1 (en) EMERGENCY COOLING SYSTEM
Aminov et al. System for active removal of the residual heat released in VVER-1000
RU164717U1 (en) NPP MANEUVERABILITY AND SECURITY SYSTEM
RU2759559C1 (en) Method for increasing safety and technical and economic efficiency of npp operation under uniform energy consumption based on hydrogen-heat storage
RU2547828C1 (en) Steam-gas unit of two-circuit nuclear power plant
RU2489574C1 (en) Steam and gas plant based on npp
RU2682723C2 (en) Method for operation of npp power unit with hydrogen superstructure and high-temperature electrolyzers

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20190301