RU2640409C1 - Method of increasing maneuverability and safety of npp on basis of thermal and chemical accumulation - Google Patents

Method of increasing maneuverability and safety of npp on basis of thermal and chemical accumulation Download PDF

Info

Publication number
RU2640409C1
RU2640409C1 RU2017106398A RU2017106398A RU2640409C1 RU 2640409 C1 RU2640409 C1 RU 2640409C1 RU 2017106398 A RU2017106398 A RU 2017106398A RU 2017106398 A RU2017106398 A RU 2017106398A RU 2640409 C1 RU2640409 C1 RU 2640409C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
steam
hydrogen
oxygen
additional
npp
Prior art date
Application number
RU2017106398A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Валерий Евгеньевич Юрин
Александр Николаевич Егоров
Original Assignee
Валерий Евгеньевич Юрин
Александр Николаевич Егоров
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 Валерий Евгеньевич Юрин, Александр Николаевич Егоров filed Critical Валерий Евгеньевич Юрин
Priority to RU2017106398A priority Critical patent/RU2640409C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2640409C1 publication Critical patent/RU2640409C1/en

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00—Details of nuclear power plant
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Extraction Or Liquid Replacement (AREA)

Abstract

FIELD: electricity.
SUBSTANCE: according to the proposed method of increasing manoeuvrability and safety of NPP on basis of thermal and chemical accumulation in the night hours of electrical load breakdown, a part of steam from SG through the device of steam distribution is directed to steam-and-water surface heat exchanger, where it gives heat to cold water pumped through cold water pump from HWC in CWC. The drainage of heating steam is supplied to the feed water tract of the main circuit after high-pressure heaters in front of the SG. Due to the electrolysis of water, there is accumulation of unclaimed electricity in the form of hydrogen and oxygen, which are supplied to the receivers by means of booster hydrogen and oxygen compressor units. In the event of an accident with complete de-energization of the NPP, the steam generated by the residual heat release of the reactor installation is directed via the steam distribution device to an additional STP that generates electricity for the power supply of NPP's own needs.
EFFECT: increased agility and security of double-circuit NPP on the basis of thermal and chemical base electricity storage in the form of hydrogen fuel and hot water.
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.

Известна энергетическая установка (см. авт. свид. СССР на изобретение №1133428, МПК F01K 17/00; 13/00, опубл. 07.01.1985), содержащая подключенный к линии подачи острого пара из парогенератора в основную паротурбинную установку (ПТУ) фазовый аккумулятор, в котором в период уменьшения нагрузки аккумулируется тепловая энергия, а в часы пиковых нагрузок генерируется пар, служащий рабочим телом для дополнительной ПТУ, предназначенной для получения дополнительной пиковой мощности.Known power plant (see ed. certificate of the USSR for invention No. 1133428, IPC F01K 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 steam turbine installation (PTU), which during the period of reduced load, thermal energy is accumulated, and during peak hours, steam is generated, which serves as a working fluid for additional vocational schools designed to obtain additional peak power.

Недостатком известной установки является то, что она предназначена для повышения маневренности энергоблока АЭС и не может быть использована для расхолаживания реактора при полном обесточивании станции, так как пар, генерируемый за счет остаточного тепловыделения, не может быть использован напрямую в ПТУ, а аккумулированного тепла недостаточно для расхолаживания в течение 72 часов (требование МАГАТЭ). Кроме того, аккумуляторы фазового перехода имеют сложную и дорогостоящую конструкцию, в связи с чем не получили развитие в современной энергетике.A disadvantage of the known installation is that it is designed to increase the maneuverability of the NPP power unit and cannot be used to cool the reactor when the plant is completely de-energized, since the steam generated by the residual heat cannot be used directly in the vocational school, and the accumulated heat is insufficient for Cooling down for 72 hours (IAEA requirement). In addition, phase transition batteries have a complex and expensive design, and therefore have not been developed in modern energy.

Известен способ повышения маневренности АЭС с пароводородным перегревом пара на сателлитной ПТУ, параллельно подключенной к основной ПТУ (см., например, статью Малышенко С.П., Назаровой О.В., Сарутова Ю.А. Некоторые термодинамические и технико-экономические аспекты применения водорода как энергоносителя в энергетике // Атомно-водородная энергетика и технология. – М.: Энергоатомиздат. – 1986. – Вып. 7. – С. 116-117). На сателлитную ПТУ подается часть основного пара путем его разделения перед цилиндром высокого давления основной ПТУ АЭС. При входе в сателлитную ПТУ осуществляется пароводородный перегрев пара.There is a method of increasing the maneuverability of nuclear power plants with steam-superheated steam at a satellite vocational school, parallel connected to the main vocational school (see, for example, the article Malyshenko S.P., Nazarova O.V., Sarutova Yu.A. Some thermodynamic and technical and economic aspects of application hydrogen as an energy carrier in the energy industry // Atomic-hydrogen energy and technology. - M.: Energoatomizdat. - 1986. - Issue 7. - P. 116-117). A part of the main steam is supplied to the satellite PTU by its separation in front of the high-pressure cylinder of the main PTU of the NPP. Upon entering the satellite vocational school, steam-hydrogen superheating of the steam is carried out.

Недостатком известной схемы является использование сателлитной ПТУ только через разгрузку основной ПТУ, что сопряжено с потерей ее мощности и возникновением переменного расхода рабочего тела, что повлечет за собой снижение надежности.A disadvantage of the known scheme is the use of satellite PTU only through the unloading of the main PTU, which is associated with the loss of its power and the occurrence of a variable flow rate of the working fluid, which will entail a decrease in reliability.

Известен способ повышения маневренности турбинной установки атомной электростанции (см. патент РФ №2459293, МПК G21D 01/00, МПК F01K 23/10, МПК G21D 05/08, МПК G21D 03/08. Бюл. №23, опубл. 20.08.2012), предназначенный для обеспечения надежного режима работы основной ПТУ АЭС. Свежий пар, предназначенный для осуществления промежуточного перегрева, вытесняется в результате водородного перегрева пара после сепаратора. Вытесненный пар направляется на сателлитную ПТУ, в результате чего устраняется переменный расход рабочего тела основной ПТУ энергоблока АЭС.A known method of increasing the maneuverability of a turbine installation of a nuclear power plant (see RF patent No. 2459293, IPC G21D 01/00, IPC F01K 23/10, IPC G21D 05/08, IPC G21D 03/08. Bull. No. 23, published on 08.20.2012 ), designed to ensure a reliable mode of operation of the main vocational school of nuclear power plants. Fresh steam intended for intermediate superheating is displaced as a result of hydrogen superheating of the steam after the separator. The displaced steam is sent to the satellite vocational school, as a result of which the variable flow rate of the working fluid of the main vocational school of the nuclear power unit is eliminated.

Недостатком известного способа является установка водородного пароперегревателя в основном цикле АЭС, что сложно реализуемо и повлечет к снижению безопасности энергоблока, в связи с взрывоопасностью водородного топлива. Кроме того, в случае работы по 1-му варианту без водородного перегрева пар поступает в сателлитную паровую турбину с низкими параметрами, что приводит к уменьшению выработки электрической энергии и повышению влажности, следовательно, и к снижению эффективности и надежности установки.The disadvantage of this method is the installation of a hydrogen superheater in the main cycle of the nuclear power plant, which is difficult to implement and will lead to a decrease in the safety of the power unit, due to the explosion of hydrogen fuel. In addition, in the case of operation according to the first embodiment, without hydrogen overheating, the steam enters the satellite steam turbine with low parameters, which leads to a decrease in the production of electric energy and an increase in humidity, and consequently, to a decrease in the efficiency and reliability of the installation.

Известен способ расхолаживания водоохлаждаемого реактора посредством многофункциональной системы отвода остаточного тепловыделения в условиях полного обесточивания АЭС (см. патент РФ №2601285, МПК G21D 01/00, МПК F01K 23/10, МПК G21C 15/18, МПК G21D 03/08. Бюл. №30, опубл. 27.10.2016), предназначенный для расхолаживания реактора при полном обесточивании, путем использования энергии остаточного тепловыделения активной зоны и аккумулированного тепла для подогрева питательной воды и генерации пара, используемого в качестве рабочего тела в дополнительной ПТУ, генерирующей в аварийном режиме необходимую для расхолаживания электроэнергию. В штатном режиме в ночные внепиковые часы горячая вода аккумулируется в баках-аккумуляторах, после чего в дневное время за счет аккумулированного тепла вытесняется часть отборов пара, в результате чего образуется дополнительный расход пара, приводящий к повышению мощности цилиндра высокого давления (ЦВД) основной ПТУ, после ЦВД избыток пара направляется на дополнительную ПТУ для выработки электроэнергии.There is a method of dampening a water-cooled reactor by means of a multifunctional system for removing residual heat under conditions of complete de-energization of nuclear power plants (see RF patent No. 2601285, IPC G21D 01/00, IPC F01K 23/10, IPC G21C 15/18, IPC G21D 03/08. Bull. No. 30, published on October 27, 2016), designed to cool the reactor when completely de-energized, by using the energy of the residual heat of the core and the accumulated heat to heat the feed water and generate steam used as a working fluid in an additional vocational school, emergency power needed to cool down. In the normal mode, during off-peak hours at night, hot water is accumulated in the storage tanks, after which part of the steam withdrawals is displaced due to the accumulated heat in the daytime, as a result of which additional steam consumption is generated, which leads to an increase in the power of the high-pressure cylinder (CVP) of the main anti-tank circuit, after CVP, excess steam is directed to an additional vocational school to generate electricity.

Недостатком известного способа является возникновение переменного расхода рабочего тела в основной ПТУ, что снижает надежность энергоблока АЭС. Кроме того, в аварийной ситуации с полным обесточиванием, сопровождаемым течью в первом контуре, дополнительная ПТУ не сможет работать на электроснабжение собственных нужд.The disadvantage of this method is the occurrence of a variable flow rate of the working fluid in the main vocational school, which reduces the reliability of the nuclear power unit. In addition, in an emergency with a complete blackout, accompanied by a leak in the primary circuit, an additional vocational school will not be able to work on power supply for its own needs.

Наиболее близким аналогом является установка для обеспечения маневренности атомных электрических станций (см. патент РФ на изобретение №70312, МПК F01K13/02 (2006.01), H02J9/04 (2006.01), G21D3/08 (2006.01), опубл. 20.01.2008 г.), предназначенная для обеспечения маневренности АЭС за счет выработки дополнительной энергии в пиковой ПТУ, работающей на высокотемпературном паре, генерируемом в водород-кислородном парогенераторе. В периоды минимума нагрузок, путем расщепления воды, осуществляется генерация водорода и кислорода, что является дополнительной нагрузкой и повышает маневренность станции, защищает реактор от необходимости разгрузки, позволяя ему работать в номинальном режиме. Полученные кислород и водород направляются в емкости хранения. В периоды нехватки электрической мощности блока компенсация недостающей мощности будет осуществляться энергетическим потенциалом сгенерированных водорода и кислорода, которые подаются в камеру сгорания, где в результате сгорания образуется высокотемпературный пар, поступающий на пиковую ПТУ для выработки недостающей электроэнергии.The closest analogue is the installation for maneuverability of nuclear power plants (see RF patent for invention No. 70312, IPC F01K13 / 02 (2006.01), H02J9 / 04 (2006.01), G21D3 / 08 (2006.01), published on January 20, 2008. ), designed to ensure the maneuverability of nuclear power plants due to the generation of additional energy in peak vocational schools operating on high-temperature steam generated in a hydrogen-oxygen steam generator. During periods of minimum loads, by splitting the water, hydrogen and oxygen are generated, which is an additional load and increases the maneuverability of the station, protects the reactor from the need for unloading, allowing it to operate in nominal mode. The resulting oxygen and hydrogen are sent to storage tanks. During periods of lack of electric power of the unit, the compensation for the missing power will be carried out by the energy potential of the generated hydrogen and oxygen, which are supplied to the combustion chamber, where, as a result of combustion, high-temperature steam is generated, which arrives at the peak VET to generate the missing electricity.

Недостатком известной установки для обеспечения маневренности АЭС является перерасход водородного топлива, возникающий за счет необходимости нагрева воды, поступающей в камеру сгорания, до температуры насыщения. Станция имеет определенный диапазон маневрирования, который ограничен объемом вырабатываемых в периоды минимума нагрузок водорода и кислорода, поэтому увеличение маневренных возможностей возможно только за счет соответствующего увеличения дорогостоящей системы хранения и производства водородного топлива. Кроме того, пиковая ПТУ не может быть использована для расхолаживания реактора с использованием остаточного тепловыделения реактора при полном обесточивании АЭС, так как не имеет прямой связи с парогенератором.A disadvantage of the known installation for ensuring the maneuverability of nuclear power plants is the overexpenditure of hydrogen fuel, arising from the need to heat the water entering the combustion chamber to a saturation temperature. The station has a certain range of maneuvering, which is limited by the volume of hydrogen and oxygen loads generated during periods of minimum, therefore, an increase in maneuverability is possible only due to a corresponding increase in the expensive storage system and production of hydrogen fuel. In addition, the peak PTU cannot be used to cool the reactor using the residual heat of the reactor when the nuclear power plant is completely de-energized, since it does not have a direct connection with the steam generator.

Задачей настоящего изобретения является повышение маневренности и безопасности двухконтурной АЭС.The objective of the present invention is to increase the maneuverability and safety of a dual-circuit nuclear power plant.

Техническим результатом, достигаемым при использовании настоящего изобретения, является аккумулирование на АЭС в ночные внепиковые часы невостребованной электрической энергии в виде водородного топлива и горячей воды, с последующей выработкой дополнительной электроэнергии в пиковые часы электрической нагрузки без изменения расхода рабочего тела через основную ПТУ, при этом в случае полного обесточивания станции, обеспечивается расхолаживание энергоблока за счет аккумулированной энергии и остаточного тепловыделения реакторной установки.The technical result achieved by using the present invention is the accumulation of unclaimed electrical energy in the form of hydrogen fuel and hot water at NPPs during off-peak hours, followed by the generation of additional electricity during peak hours of electrical load without changing the flow rate of the working fluid through the main vocational school, in case of a complete blackout of the station, the cooling of the power unit is ensured due to the accumulated energy and the residual heat of the reactor tanovki.

Указанный технический результат достигается тем, что на АЭС, содержащей основную ПТУ, парогенератор (ПГ), устройство парораспределения, причем устройство парораспределения соединено с входом в основную ПТУ и ПГ посредством паропроводов, систему регенерации, электролизную установку для получения водорода и кислорода, водородные и кислородные ресиверы, водород-кислородный парогенератор, дополнительную ПТУ, бак горячей воды (БГВ), бак холодной воды (БХВ), поверхностный теплообменник, при этом дополнительная ПТУ подключена к водород-кислородному парогенератору и к устройству парораспределения посредством паропроводов, водород-кислородный парогенератор соединен с водородными и кислородными ресиверами и БГВ, БГВ соединен с поверхностным теплообменником посредством трубопровода, БХВ соединен с конденсатором дополнительной ПТУ и поверхностным теплообменником посредством трубопроводов, поверхностный теплообменник соединен также с устройством парораспределения и трактом питательной воды основного цикла (после подогревателей высокого давления системы регенерации основной ПТУ), оборудование, входящее в состав водородного хозяйства, выведено за территорию площадки АЭС, пар, получаемый в ПГ, согласно изобретению в ночные внепиковые часы электрической нагрузки после устройства парораспределения направляется в поверхностный теплообменник, где отдает тепло холодной воде, перекачиваемой из БХВ в БГВ, после чего сконденсировавшийся пар направляется в тракт питательной воды после подогревателей высокого давления системы регенерации основной ПТУ, при этом часть электроэнергии, генерируемой основной ПТУ, направляется на производство водорода с кислородом; в пиковые часы горячая вода из БГВ подается в водород-кислородный парогенератор, в котором генерируется пар с использованием энергии сжигания аккумулированного водородного топлива, полученный пар направляется на дополнительную ПТУ для выработки электроэнергии; в случае полного обесточивания АЭС пар, генерируемый остаточным тепловыделением реактора, через устройство парораспределения направляется на дополнительную ПТУ, которая вырабатывает необходимую для электроснабжения собственных нужд АЭС мощность, при недостатке генерируемого остаточным тепловыделением пара горячая вода из БГВ подается в водород-кислородный парогенератор, в котором генерируется дополнительное количество пара путем использования энергии сжигания аккумулированного водородного топлива.The specified technical result is achieved by the fact that at a nuclear power plant containing a main vocational school, a steam generator (SG), a steam distribution device, the steam distribution device being connected to the entrance to the main vocational school and steam generator through steam pipelines, a regeneration system, an electrolysis plant for producing hydrogen and oxygen, hydrogen and oxygen receivers, hydrogen-oxygen steam generator, additional vocational school, hot water tank (BHV), cold water tank (BHV), surface heat exchanger, while the additional vocational school is connected to hydrogen-oxygen to the steam generator and to the steam distribution device by means of steam pipelines, the hydrogen-oxygen steam generator is connected to hydrogen and oxygen receivers and BGV, BGV is connected to the surface heat exchanger by means of a pipeline, BHV is connected to the additional condenser condenser and surface heat exchanger by pipelines, the surface heat exchanger is also connected to the steam distribution and main water feed path (after high pressure heaters of the mains regeneration system Explicit PTU), equipment that is part of the hydrogen economy, is taken out of the territory of the NPP site, steam produced in the steam generator, according to the invention, is sent to the surface heat exchanger during the off-peak night hours of the electric load after the steam distribution device, where it transfers heat to cold water pumped from BHV to BGV, after which the condensed steam is sent to the feed water path after the high-pressure heaters of the regeneration system of the main vocational school, while part of the electricity generated by the main vocational school apravlyaetsya for generating hydrogen and oxygen; at peak hours, hot water from the BHW is supplied to a hydrogen-oxygen steam generator, in which steam is generated using the energy of combustion of stored hydrogen fuel, the resulting steam is sent to an additional vocational school to generate electricity; in the event of a complete blackout of the nuclear power plant, the steam generated by the residual heat of the reactor is sent through the steam distribution device to an additional vocational school, which generates the power necessary for the power supply of the auxiliary needs of the nuclear power plant, when there is a shortage of steam generated by the residual heat of the steam, hot water from the BHW is supplied to the hydrogen-oxygen steam generator in which it is generated additional steam by using the energy of combustion of stored hydrogen fuel.

Сущность изобретения заключается в обеспечении надежного повышения маневренности и безопасности двухконтурной АЭС на основе теплового и химического аккумулирования внепиковой электроэнергии в виде водородного топлива и горячей воды, которые могут использоваться для выработки пиковой электроэнергии и обеспечения резервного электроснабжения собственных нужд АЭС с использованием энергии остаточного тепловыделения реактора при полном обесточивании.The invention consists in ensuring a reliable increase in the maneuverability and safety of a dual-circuit nuclear power plant based on the thermal and chemical accumulation of off-peak electricity in the form of hydrogen fuel and hot water, which can be used to generate peak electricity and provide backup power supply for the NPP's own needs using the reactor residual heat energy when completely deenergized.

Изобретение иллюстрируется чертежом (фиг. 1), где показана схема системы повышения маневренности и безопасности АЭС. Позиции на чертежах обозначают следующее: 1 – устройство парораспределения; 2 – водород-кислородный парогенератор; 3 – дополнительная ПТУ; 4 – электрический генератор; 5 – конденсатор; 6 – конденсатный насос; 7 – БХВ; 8 – насос холодной воды; 9 – поверхностный теплообменник; 10 – дренажный насос; 11 – БГВ; 12 – питательный насос.The invention is illustrated in the drawing (Fig. 1), which shows a diagram of a system for improving the maneuverability and safety of nuclear power plants. Positions in the drawings indicate the following: 1 - steam distribution device; 2 - hydrogen-oxygen steam generator; 3 - additional vocational school; 4 - electric generator; 5 - capacitor; 6 - condensate pump; 7 - BHV; 8 - cold water pump; 9 - surface heat exchanger; 10 - drainage pump; 11 - BGV; 12 - feed pump.

В ночные часы провала электрической нагрузки часть пара из ПГ через устройство парораспределения 1 направляется в пароводяной поверхностный теплообменник 9, где отдает тепло холодной воде, перекачиваемой посредством насоса холодной воды 8 из БХВ 7 в БГВ 11. Дренаж греющего пара подается в тракт питательной воды основного контура после подогревателей высокого давления перед ПГ. Одновременно с этим за счет электролиза воды происходит аккумулирование невостребованной электроэнергии в виде водорода и кислорода, которые при помощи дожимных водородных и кислородных компрессорных агрегатов поступают в ресиверы.During the night of the failure of the electric load, part of the steam from the steam generator through the steam distribution device 1 is sent to the steam-water surface heat exchanger 9, where it transfers heat to the cold water pumped through the cold water pump 8 from the BHV 7 to the BHW 11. The heating steam drain is supplied to the main water supply path after high pressure heaters before the steam generator. At the same time, due to the electrolysis of water, accumulation of unclaimed electricity in the form of hydrogen and oxygen occurs, which, with the help of booster hydrogen and oxygen compressor units, enters the receivers.

В пиковые часы электрической нагрузки из БГВ 11 горячая вода посредством питательного насоса 12 подается в водород-кислородный парогенератор 2, в котором генерируется пар с использованием энергии сжигания аккумулированного водородного топлива. Полученный пар направляется на дополнительную ПТУ 3 для выработки электроэнергии. Конденсат отработавшего пара после конденсатора 5 направляется в БХВ 7 посредством конденсатного насоса 6.At peak hours of electric load from the BGV 11, hot water is supplied through a feed pump 12 to a hydrogen-oxygen steam generator 2, in which steam is generated using the energy of combustion of the stored hydrogen fuel. The resulting steam is sent to an additional vocational school 3 to generate electricity. The condensate of the exhaust steam after the condenser 5 is sent to BHV 7 by means of a condensate pump 6.

В остальное время водород-кислородный парогенератор 2 отключен, дополнительная ПТУ 3 работает в режиме холостого хода (горячий резерв на случай обесточивания), за счет незначительного расхода пара, отбираемого после устройства парораспределения 1.The rest of the time, the hydrogen-oxygen steam generator 2 is turned off, the additional vocational training station 3 operates in idle mode (hot reserve in case of blackout), due to the insignificant flow rate of steam taken after the steam distribution device 1.

В случае аварии с полным обесточиванием АЭС пар, генерируемый остаточным тепловыделением реакторной установки, через устройство парораспределения 1 направляется на дополнительную ПТУ 3, которая вырабатывает необходимую для электроснабжения собственных нужд АЭС электроэнергию. В случае недостатка пара, генерируемого остаточным тепловыделением (в том числе при разгерметизации первого контура), вырабатывается дополнительное количество пара за счет аккумулированной энергии: горячая вода из БГВ 11 подается в водород-кислородный парогенератор 2, в котором генерируется пар с использованием энергии сжигания аккумулированного водородного топлива. При этом в процессе расхолаживания в первые часы после обесточивания образуется избыточное количество энергии остаточного тепловыделения, которое можно аккумулировать в виде водорода или горячей воды и использовать в последующие часы при нехватке энергии остаточного тепловыделения.In the event of an accident with complete de-energization of the nuclear power plant, the steam generated by the residual heat of the reactor installation is sent through steam distribution device 1 to an additional vocational school 3, which generates the electricity necessary for the power supply of the plant’s own needs. If there is a shortage of steam generated by residual heat (including during depressurization of the primary circuit), an additional amount of steam is generated due to accumulated energy: hot water from BGV 11 is supplied to a hydrogen-oxygen steam generator 2, in which steam is generated using the energy of combustion of accumulated hydrogen fuel. At the same time, during the cooling process in the first hours after de-energization, an excess amount of residual heat energy is generated, which can be accumulated in the form of hydrogen or hot water and used in the following hours when there is a lack of residual heat energy.

Отличительным признаком способа повышения маневренности и безопасности АЭС является тепловое и химическое аккумулирование в ночные внепиковые часы невостребованной электрической энергии в виде водородного топлива и горячей воды, с последующей выработкой дополнительной электроэнергии в пиковые часы электрической нагрузки без изменения расхода рабочего тела через основную ПТУ, при этом в случае полного обесточивания АЭС обеспечивается штатное расхолаживание энергоблока за счет аккумулированной энергии и остаточного тепловыделения реакторной установки.A distinctive feature of the method of increasing the maneuverability and safety of nuclear power plants is the thermal and chemical accumulation of unclaimed electrical energy in the form of hydrogen fuel and hot water at night off-peak hours, followed by the generation of additional electricity during peak hours of electrical load without changing the flow rate of the working fluid through the main vocational school, in case of a complete blackout of the nuclear power plant, a regular cooling of the power unit is ensured due to the accumulated energy and residual heat I have a reactor installation.

Claims (1)

Способ повышения маневренности и безопасности АЭС, содержащей основную паротурбинную установку (ПТУ), парогенератор (ПГ), устройство парораспределения, причем устройство парораспределения соединено с входом в основную ПТУ и ПГ посредством паропроводов, систему регенерации, электролизную установку для получения водорода и кислорода, водородные и кислородные ресиверы, водород-кислородный парогенератор, дополнительную ПТУ, бак горячей воды (БГВ), бак холодной воды (БХВ), поверхностный теплообменник, при этом дополнительная ПТУ подключена к водород-кислородному парогенератору и к устройству парораспределения посредством паропроводов, водород-кислородный парогенератор соединен с водородными и кислородными ресиверами и БГВ, БГВ соединен с поверхностным теплообменником посредством трубопровода, БХВ соединен с конденсатором дополнительной ПТУ и поверхностным теплообменником посредством трубопроводов, поверхностный теплообменник соединен также с устройством парораспределения и трактом питательной воды основного контура (после подогревателей высокого давления системы регенерации основной ПТУ), оборудование, входящее в состав водородного хозяйства, выведено за территорию площадки АЭС, отличающийся тем, что пар, получаемый в ПГ, в ночные внепиковые часы электрической нагрузки после устройства парораспределения направляется в поверхностный теплообменник, где отдает тепло холодной воде, перекачиваемой из БХВ в БГВ, после чего сконденсировавшийся пар направляется в тракт питательной воды после подогревателей высокого давления системы регенерации основной ПТУ, при этом часть электроэнергии, генерируемой основной ПТУ, направляется на производство водорода с кислородом; в пиковые часы горячая вода из БГВ подается в водород-кислородный парогенератор, в котором генерируется пар с использованием энергии сжигания аккумулированного водородного топлива, полученный пар направляется на дополнительную ПТУ для выработки электроэнергии; в случае полного обесточивания АЭС пар, генерируемый остаточным тепловыделением реактора, через устройство парораспределения направляется на дополнительную ПТУ, которая вырабатывает необходимую для электроснабжения собственных нужд АЭС мощность, при недостатке генерируемого остаточным тепловыделением пара, горячая вода из БГВ подается в водород-кислородный парогенератор, в котором генерируется дополнительное количество пара путем использования энергии сжигания аккумулированного водородного топлива.A method of increasing the maneuverability and safety of a nuclear power plant containing a main steam turbine unit (PTU), a steam generator (PG), a steam distribution device, the steam distribution device being connected to the entrance to the main PTU and PG through steam pipelines, a regeneration system, an electrolysis unit for producing hydrogen and oxygen, hydrogen and oxygen receivers, a hydrogen-oxygen steam generator, an additional vocational school, a hot water tank (BHV), a cold water tank (BHV), a surface heat exchanger, while an additional vocational school is connected to a hydrogen-oxygen steam generator and to a steam distribution device by means of steam lines, a hydrogen-oxygen steam generator is connected to hydrogen and oxygen receivers and BGV, BGV is connected to a surface heat exchanger through a pipeline, BHV is connected to a condenser of an additional PTU and surface heat exchanger via pipelines, a surface heat exchanger is also connected to the steam distribution device and the feed water path of the main circuit (after high-pressure heaters we regenerate the main technical vocational school), the equipment that is part of the hydrogen economy is taken out of the territory of the NPP site, characterized in that the steam received in the steam generator is sent to the surface heat exchanger during the off-peak night hours after the steam distribution device, where it gives off heat to cold water, pumped from BHV to BHV, after which the condensed steam is sent to the feed water path after the high-pressure heaters of the regeneration system of the main vocational school, while part of the electricity generated main technical vocational school is directed to the production of hydrogen with oxygen; at peak hours, hot water from the BHW is supplied to a hydrogen-oxygen steam generator, in which steam is generated using the energy of combustion of stored hydrogen fuel, the resulting steam is sent to an additional vocational school to generate electricity; in the event of a complete de-energization of the nuclear power plant, the steam generated by the residual heat of the reactor is sent through the steam distribution device to an additional vocational school that generates the necessary power for the auxiliary needs of the nuclear power plant, when there is a lack of steam generated by the residual heat of the steam, hot water from the hot water source is supplied to a hydrogen-oxygen steam generator, in which additional steam is generated by using the energy of combustion of the stored hydrogen fuel.
RU2017106398A 2017-02-27 2017-02-27 Method of increasing maneuverability and safety of npp on basis of thermal and chemical accumulation RU2640409C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2017106398A RU2640409C1 (en) 2017-02-27 2017-02-27 Method of increasing maneuverability and safety of npp on basis of thermal and chemical accumulation

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2017106398A RU2640409C1 (en) 2017-02-27 2017-02-27 Method of increasing maneuverability and safety of npp on basis of thermal and chemical accumulation

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2640409C1 true RU2640409C1 (en) 2018-01-09

Family

ID=60965414

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2017106398A RU2640409C1 (en) 2017-02-27 2017-02-27 Method of increasing maneuverability and safety of npp on basis of thermal and chemical accumulation

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2640409C1 (en)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2702100C1 (en) * 2019-01-09 2019-10-04 Рашид Зарифович Аминов Method of uninterrupted power supply for auxiliary needs of npp
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
RU2789945C1 (en) * 2022-04-08 2023-02-14 федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Ульяновский государственный технический университет" Thermal power plant operated on municipal solid waste

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2001289989A (en) * 2000-04-10 2001-10-19 Toshiba Corp Steam turbine controller for nuclear power plant
RU70312U1 (en) * 2007-10-26 2008-01-20 Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Кубанский государственный технологический университет" (ГОУВПО "КубГТУ") INSTALLATION FOR ENSURING MANEUVERABILITY OF ATOMIC ELECTRIC STATIONS
RU2529508C1 (en) * 2013-04-09 2014-09-27 Валерий Евгеньевич Юрин Method of improvement of manoeuvrability of atomic power plants
RU164717U1 (en) * 2015-12-09 2016-09-10 Валерий Николаевич Бессонов NPP MANEUVERABILITY AND SECURITY SYSTEM

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2001289989A (en) * 2000-04-10 2001-10-19 Toshiba Corp Steam turbine controller for nuclear power plant
RU70312U1 (en) * 2007-10-26 2008-01-20 Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Кубанский государственный технологический университет" (ГОУВПО "КубГТУ") INSTALLATION FOR ENSURING MANEUVERABILITY OF ATOMIC ELECTRIC STATIONS
RU2529508C1 (en) * 2013-04-09 2014-09-27 Валерий Евгеньевич Юрин Method of improvement of manoeuvrability of atomic power plants
RU164717U1 (en) * 2015-12-09 2016-09-10 Валерий Николаевич Бессонов NPP MANEUVERABILITY AND SECURITY SYSTEM

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2702100C1 (en) * 2019-01-09 2019-10-04 Рашид Зарифович Аминов Method of uninterrupted power supply for auxiliary needs of npp
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
RU2789945C1 (en) * 2022-04-08 2023-02-14 федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Ульяновский государственный технический университет" Thermal power plant operated on municipal solid waste
RU2792761C1 (en) * 2022-07-13 2023-03-23 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" Nuclear energy process system and method for its operation

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN108291532B (en) Solar power generation device and control method thereof
JP6340473B2 (en) Solar and biomass energy integrated power generation optimization combined system
CN110207092B (en) Thermal power generating unit power generation peak regulation system and method based on steam total heat heating fused salt heat accumulation
RU2601285C1 (en) Method of water-cooled reactor shut-down cooling under npp total loss of power by means of residual heat removal multifunctional system
CN203134395U (en) Underground nuclear power plant
CN109184812B (en) Nuclear energy coupling chemical energy power generation system and method based on two-loop boiler
RU2640409C1 (en) Method of increasing maneuverability and safety of npp on basis of thermal and chemical accumulation
RU2609894C1 (en) Method for active removal of residual heat emission of reactors under conditions of nps blackout
RU2604208C1 (en) Method to increase npp cyclic load capability and safety
CN206018578U (en) A add medicine and sampling system for combined cycle generating set multi-pressure exhaust-heat boiler
RU70312U1 (en) INSTALLATION FOR ENSURING MANEUVERABILITY OF ATOMIC ELECTRIC STATIONS
CN109026240B (en) Power generation system and method based on nuclear energy and solar energy coupling
KR20210081846A (en) Combined heat and power system with load following operation
Aminov et al. Hydrogen cycle based backup for NPP internal needs during a blackout
RU2459293C1 (en) Nuclear power station turbine plant (versions)
CN110726132B (en) Method and system for supplying water to steam generator of nuclear power station under low-power working condition
RU2547828C1 (en) Steam-gas unit of two-circuit nuclear power plant
CN110118346B (en) Nuclear power starting electric boiler hot standby system and method
RU2453938C1 (en) Cycling nuclear power plant
RU96283U1 (en) PASSIVE HEAT REMOVAL SYSTEM THROUGH A STEAM GENERATOR
RU2529508C1 (en) Method of improvement of manoeuvrability of atomic power plants
CN104737236A (en) Apparatus for replenishing coolant for passive auxiliary feedwater syatem of nuclear power plant
CN207884347U (en) A kind of nuclear power plant's emergency power system
RU2520979C1 (en) Nuclear power station auxiliaries redundancy
RU109898U1 (en) EMERGENCY COOLING SYSTEM

Legal Events

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

Effective date: 20190228