RU2643510C1 - Thermal system of gas-cooled reactor of nuclear power plant - Google Patents

Thermal system of gas-cooled reactor of nuclear power plant Download PDF

Info

Publication number
RU2643510C1
RU2643510C1 RU2017113429A RU2017113429A RU2643510C1 RU 2643510 C1 RU2643510 C1 RU 2643510C1 RU 2017113429 A RU2017113429 A RU 2017113429A RU 2017113429 A RU2017113429 A RU 2017113429A RU 2643510 C1 RU2643510 C1 RU 2643510C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
steam
output
turbine
input
evaporator
Prior art date
Application number
RU2017113429A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Владимир Викторович Дидов
Original Assignee
Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Дальневосточный федеральный университет" (ДВФУ)
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 Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Дальневосточный федеральный университет" (ДВФУ) filed Critical Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Дальневосточный федеральный университет" (ДВФУ)
Priority to RU2017113429A priority Critical patent/RU2643510C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2643510C1 publication Critical patent/RU2643510C1/en

Links

Images

Classifications

    • 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
    • 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: power industry.
SUBSTANCE: heat system includes a gas turbine and steam turbine heat recovery cycle, using helium as the working fluid of the gas turbine cycle and steam as the working fluid of the steam turbine cycle. The gas turbine cycle comprises a gas turbine whose shaft is connected to an electric generator and a compressor, the input of the cooling system of the reactor is communicated with the compressor high pressure cavity and its outlet is communicated with the input of the gas turbine. The output of the gas turbine is communicated with the steam generating unit which comprises a first superheater, an evaporator, a second superheater and an economizer-evaporator that sequentially communicated. At that, a steam-water drum is included in the steam turbine cycle.
EFFECT: increased efficiency of the nuclear power plant of combined cycle, significant reduction of weight and dimensions of heat exchangers by applying the steam turbine cycle that contains the turbine of high and low pressure, and steam intermediate reheat.
1 dwg

Description

Изобретение относится к области энергетики и, в частности, к атомным энергетическим установкам, работающим по комбинированному циклу.The invention relates to the field of energy and, in particular, to nuclear power plants operating on a combined cycle.

Пятьдесят пять процентов производства электроэнергии в мире осуществляется за счет сжигания угля, что приводит к необратимым изменениям климата. Использование природного газа вместо угля несколько снижает выбросы углекислого газа, но не устраняет его выбросы. Кроме того, для очистки дымовых газов от сажи необходимо устанавливать дорогостоящие фильтры, что приводит к удорожанию стоимости электроэнергии. Использование природного газа в качестве топлива электростанций в долгосрочной перспективе нежелательно, так как природный газ является ценным сырьем химической промышленности.Fifty-five percent of the world's electricity production comes from coal combustion, which leads to irreversible climate change. The use of natural gas instead of coal somewhat reduces carbon dioxide emissions, but does not eliminate its emissions. In addition, to clean flue gases from soot, it is necessary to install expensive filters, which leads to an increase in the cost of electricity. The use of natural gas as a fuel in power plants in the long term is undesirable, since natural gas is a valuable raw material for the chemical industry.

Известна атомная энергетическая установка с высокотемпературным газоохлаждаемым реактором, содержащая газоохлаждаемый реактор, гелиевую турбину, рекуператор, концевой охладитель газа, компрессор и электрогенератор (см. Газотурбинные установки замкнутого цикла [Текст]: (Теория и расчет) / А. И. Михайлов, В. В. Борисов, Э. К. Калинин; Акад. наук СССР. Ин-т двигателей. - Москва: Изд-во Акад. наук СССР, 1962. - 146 с.).Known nuclear power plant with a high-temperature gas-cooled reactor containing a gas-cooled reactor, a helium turbine, a recuperator, a gas end cooler, a compressor and an electric generator (see Closed-circuit gas turbine plants [Text]: (Theory and Calculation) / A. I. Mikhailov, V. V. Borisov, E. K. Kalinin; Academic Sciences of the USSR. Institute of Engines. - Moscow: Publishing House of the Academic Sciences of the USSR, 1962. - 146 p.).

Недостатками этой установки являются высокие габариты и масса рекуператора и невозможность существенного уменьшения их массогабаритных характеристик, а также КПД этой установки меньше, чем КПД установки комбинированного цикла.The disadvantages of this installation are the high dimensions and mass of the recuperator and the impossibility of significantly reducing their weight and size characteristics, as well as the efficiency of this installation is less than the efficiency of the combined cycle installation.

Наиболее близкой к данному изобретению установкой является тепловая система газоохлаждаемого реактора атомной энергетической установки, включающая газотурбинный и паротурбинный циклы утилизации тепла, при использовании гелия в качестве рабочего тела газотурбинного цикла и пара в качестве рабочего тела паротурбинного цикла, при этом газотурбинный цикл содержит газовую турбину, вал которой связан с электрогенератором и компрессором, причем вход системы охлаждения реактора сообщен с полостью высокого давления компрессора, а ее выход сообщен с входом газовой турбины, выход которой сообщен со входом газового тракта парогенерирующего узла, выход которого в свою очередь сообщен со входом полости низкого давления компрессора, кроме того, выход парового тракта парогенерирующего узла сообщен со входом паровой турбины, вал которой связан с электрогенератором, выход которой через конденсатор и насос сообщен со входом парового тракта парогенерирующего узла (см. патент США № US 2014/0338335 A1, 2014).Closest to this invention, the installation is a thermal system of a gas-cooled reactor of a nuclear power plant, including gas turbine and steam turbine heat recovery cycles, using helium as the working fluid of the gas turbine cycle and steam as the working fluid of the steam turbine cycle, while the gas turbine cycle contains a gas turbine, shaft which is connected with the electric generator and compressor, and the input of the reactor cooling system is in communication with the compressor high pressure cavity, and its output communicated with the entrance of the gas turbine, the output of which is communicated with the input of the gas path of the steam generating unit, the output of which is in turn communicated with the input of the low pressure cavity of the compressor, in addition, the output of the steam path of the steam generating unit is communicated with the input of the steam turbine, the shaft of which is connected to the generator, output which through a condenser and pump is communicated with the input of the steam path of the steam generating unit (see US patent No. US 2014/0338335 A1, 2014).

Недостатками данной установки являются недостаточная эффективность паротурбинного цикла и работа последних ступеней турбины на влажном паре, что приводит к снижению КПД установки и надежности работы паровой турбины.The disadvantages of this installation are the insufficient efficiency of the steam turbine cycle and the operation of the last stages of the turbine on wet steam, which leads to a decrease in the efficiency of the installation and the reliability of the steam turbine.

Задачей, на решение которой направлено предлагаемое техническое решение, является повышение КПД атомной энергетической установки комбинированного цикла, надежности ее работы, существенное снижение массы и габаритов теплообменных аппаратов.The task to which the proposed technical solution is directed is to increase the efficiency of the combined cycle nuclear power plant, the reliability of its operation, and a significant reduction in the mass and dimensions of heat exchangers.

Технический результат, который достигается при решении поставленной задачи, выражается в повышении КПД атомной энергетической установки комбинированного цикла, существенном снижении массы и габаритов теплообменных аппаратов за счет применения паротурбинного цикла, содержащего турбину высокого и низкого давления, и промежуточного перегрева пара.The technical result that is achieved when solving the problem is expressed in increasing the efficiency of the nuclear power plant of the combined cycle, a significant reduction in the mass and dimensions of heat exchangers due to the use of a steam turbine cycle containing a high and low pressure turbine, and intermediate steam overheating.

Поставленная задача решается тем, что тепловая система газоохлаждаемого реактора атомной энергетической установки, включающая газотурбинный и паротурбинный циклы утилизации тепла, при использовании гелия в качестве рабочего тела газотурбинного цикла и пара в качестве рабочего тела паротурбинного цикла, при этом газотурбинный цикл содержит газовую турбину, вал которой связан с электрогенератором и компрессором, причем вход системы охлаждения реактора сообщен с полостью высокого давления компрессора, а ее выход сообщен с входом газовой турбины, выход которой сообщен со входом газового тракта парогенерирующего узла, выход которого в свою очередь сообщен со входом полости низкого давления компрессора, кроме того, выход парового тракта парогенерирующего узла сообщен со входом паровой турбины, вал которой связан с электрогенератором, выход которой через конденсатор и насос сообщен со входом парового тракта парогенерирующего узла, отличается тем, что выход газовой турбины сообщен с парогенерирующим узлом, который содержит последовательно сообщенные первый пароперегреватель, испаритель, второй пароперегреватель и экономайзер-испаритель, при этом в состав паротурбинного цикла включен пароводяной барабан выходы которого сообщены со вторыми входами первого пароперегревателя и испарителя, причем второй выход первого пароперегревателя сообщен со входом паровой турбины высокого давления, выход которой сообщен со вторым входом второго пароперегревателя, кроме того, второй выход испарителя и первый выход экономайзера-испарителя сообщены со входами пароводяного барабана, при этом второй выход второго пароперегревателя сообщен со входом паровой турбины низкого давления, причем второй выход экономайзера-испарителя через концевой холодильник сообщен с полостью низкого давления компрессора, кроме того, выход паровой турбины низкого давления через цепочку, включающую последовательно установленные конденсатор, бак питательной воды, сообщен со входом питательного насоса, выход которого сообщен со вторым входом экономайзера-испарителя.The problem is solved in that the thermal system of the gas-cooled reactor of a nuclear power plant, including gas turbine and steam turbine heat recovery cycles, using helium as the working fluid of the gas turbine cycle and steam as the working fluid of the steam turbine cycle, while the gas turbine cycle contains a gas turbine, the shaft of which connected to an electric generator and compressor, and the input of the reactor cooling system is in communication with the high-pressure cavity of the compressor, and its output is connected to the gas inlet a turbine, the output of which is connected to the input of the gas path of the steam generating unit, the output of which is in turn connected to the input of the low pressure cavity of the compressor, in addition, the output of the steam path of the steam generating unit is connected to the input of the steam turbine, the shaft of which is connected to the electric generator, the output of which is through the condenser and the pump is in communication with the input of the steam path of the steam generating unit, characterized in that the gas turbine output is in communication with the steam generating unit, which contains the first steam superheater a boiler, an evaporator, a second superheater and an economizer-evaporator, while the steam-turbine cycle includes a steam-water drum whose outputs are communicated with the second inputs of the first superheater and evaporator, the second output of the first superheater communicating with the input of the high pressure steam turbine, the output of which is communicated with the second input the second superheater, in addition, the second output of the evaporator and the first output of the economizer-evaporator are communicated with the inputs of the steam-water drum, while the second output of the second the superheater is in communication with the input of the low pressure steam turbine, the second output of the economizer-evaporator through the end cooler communicating with the compressor low pressure cavity, in addition, the output of the low pressure steam turbine through a chain including a series-mounted condenser, feed water tank, in communication with the input of the feed pump the output of which is communicated with the second input of the economizer-evaporator.

Сопоставительный анализ существенных признаков предлагаемого технического решения и существенных признаков прототипа и аналогов свидетельствует о его соответствии критерию «новизна».A comparative analysis of the essential features of the proposed technical solution and the essential features of the prototype and analogues indicates its compliance with the criterion of "novelty."

При этом существенные признаки отличительной части формулы изобретения решают следующие функциональные задачи.In this case, the essential features of the characterizing part of the claims solve the following functional tasks.

Признак «…выход газовой турбины сообщен с парогенерирующим узлом, который содержит последовательно сообщенные первый пароперегреватель, испаритель, второй пароперегреватель и экономайзер-испаритель…» формирует газовый тракт эффективного утилизационного парогенерирующего узла.The sign "... the output of the gas turbine is in communication with the steam generating unit, which contains the first superheater, evaporator, second superheater and economizer-evaporator sequentially communicated ..." forms the gas path of an efficient utilization steam generating unit.

Признаки «…в состав паротурбинного цикла включен пароводяной барабан, выходы которого сообщены со вторыми входами первого пароперегревателя и испарителя, причем второй выход первого пароперегревателя сообщен со входом паровой турбины высокого давления, выход которой сообщен со вторым входом второго пароперегревателя, кроме того, второй выход испарителя и первый выход экономайзера-испарителя сообщены со входами пароводяного барабана, при этом второй выход второго пароперегревателя сообщен со входом паровой турбины низкого давления…» формируют эффективный парогенерирующий тракт паротурбинного цикла атомной энергетической установки.Signs "... a steam-water drum is included in the steam-turbine cycle, the outputs of which are communicated with the second inputs of the first superheater and evaporator, the second output of the first superheater communicating with the input of the high pressure steam turbine, the output of which is communicated with the second input of the second superheater, in addition, the second output of the evaporator and the first exit of the economizer-evaporator is communicated with the inputs of the steam-water drum, while the second output of the second superheater is communicated with the input of the low pressure steam turbine ... ”form an effective steam-generating path of the steam-turbine cycle of a nuclear power plant.

Признак «…второй выход экономайзера-испарителя через концевой холодильник сообщен с полостью низкого давления компрессора…» обеспечивает замыкание газотурбинного тракта.The sign "... the second exit of the economizer-evaporator through the end cooler is in communication with the low-pressure cavity of the compressor ..." ensures the closure of the gas-turbine path.

Признак «…выход паровой турбины низкого давления через цепочку, включающую последовательно установленные конденсатор, бак питательной воды, сообщен со входом питательного насоса, выход которого сообщен со вторым входом экономайзера-испарителя…» обеспечивает замыкание паротурбинного тракта и подачу питательной воды в испаритель-экономайзер.The sign "... the output of the low-pressure steam turbine through a chain including a series-mounted condenser, feed water tank is connected to the input of the feed pump, the output of which is connected to the second input of the economizer-evaporator ..." ensures the closure of the steam-turbine path and the supply of feed water to the evaporator-economizer.

На фиг. 1 показана схема тепловой системы газоохлаждаемого реактора атомной энергетической установки.In FIG. 1 shows a diagram of a thermal system of a gas-cooled reactor of a nuclear power plant.

На схеме показаны атомный газоохлаждаемый реактор 1, газовая турбина 2, компрессор 3, концевой холодильник 4, парогенерирующий узел, включающий в себя пароперегреватель 5, испаритель 6, второй пароперегреватель 7, экономайзер-испаритель 8, пароводяной барабан 9, паровую турбину 10 высокого давления, паровую турбину 11 низкого давления, конденсатор 12, бак питательной воды 13, питательный насос 14, циркуляционный насос 15, электрогенераторы 16,17.The diagram shows an atomic gas-cooled reactor 1, a gas turbine 2, a compressor 3, an end cooler 4, a steam generating unit including a superheater 5, an evaporator 6, a second superheater 7, an economizer-evaporator 8, a steam-water drum 9, a high pressure steam turbine 10, low pressure steam turbine 11, condenser 12, feed water tank 13, feed pump 14, circulation pump 15, power generators 16.17.

Тепловая система газоохлаждаемого реактора атомной энергетической установки включает газотурбинный и паротурбинный циклы утилизации тепла, при использовании гелия в качестве рабочего тела газотурбинного цикла и пара в качестве рабочего тела паротурбинного цикла. Газотурбинный цикл содержит газовую турбину 2, вал которой связан с электрогенератором 16 и компрессором 3, причем вход системы охлаждения реактора 1 сообщен с полостью высокого давления компрессора 3, а ее выход сообщен с входом газовой турбины 2. Выход газовой турбины 2 сообщен с парогенерирующим узлом, который содержит последовательно сообщенные первый пароперегреватель 5, испаритель 6, второй пароперегреватель 7 и экономайзер-испаритель 8. В состав паротурбинного цикла включен пароводяной барабан 9, выходы которого сообщены со вторыми входами первого пароперегревателя 5 и испарителя 6, причем, второй выход первого пароперегревателя 5 сообщен со входом паровой турбины 10 высокого давления, выход которой сообщен со вторым входом второго пароперегревателя 7. Кроме того, второй выход испарителя 6 и первый выход экономайзера-испарителя 8 сообщены со входами пароводяного барабана 9, при этом второй выход второго пароперегревателя 7 сообщен со входом паровой турбины 11 низкого давления, причем второй выход экономайзера-испарителя 8, через концевой холодильник 4 сообщен с полостью низкого давления компрессора 3. Выход паровой турбины низкого давления 11, через цепочку включающую последовательно установленные конденсатор 12, бак питательной воды 13 сообщен со входом питательного насоса 14, выход которого сообщен со вторым входом экономайзера-испарителя 8. Паровые турбины высокого давления 10 и низкого давления 11 связаны с электрогенератором 17.The thermal system of a gas-cooled reactor of a nuclear power plant includes gas-turbine and steam-turbine heat recovery cycles using helium as the working fluid of the gas-turbine cycle and steam as the working fluid of the steam-turbine cycle. The gas turbine cycle contains a gas turbine 2, the shaft of which is connected to the electric generator 16 and compressor 3, the input of the cooling system of the reactor 1 being in communication with the high-pressure cavity of the compressor 3, and its output communicated with the input of the gas turbine 2. The output of the gas turbine 2 is communicated with the steam generating unit, which contains sequentially communicated the first superheater 5, the evaporator 6, the second superheater 7 and the economizer-evaporator 8. The steam-turbine cycle includes a steam-water drum 9, the outputs of which are communicated with the second inputs the first superheater 5 and the evaporator 6, moreover, the second output of the first superheater 5 is connected to the input of the high pressure steam turbine 10, the output of which is communicated with the second input of the second superheater 7. In addition, the second output of the evaporator 6 and the first output of the economizer-evaporator 8 are communicated with the inputs of the steam-water drum 9, while the second output of the second superheater 7 is in communication with the input of the low-pressure steam turbine 11, and the second output of the economizer-evaporator 8, through the end cooler 4 is communicated with a cavity bottom compressor pressure 3. The output of the low pressure steam turbine 11, through a chain including a series-mounted condenser 12, the feed water tank 13 is connected to the input of the feed pump 14, the output of which is connected to the second input of the economizer-evaporator 8. Steam turbines of high pressure 10 and low pressure 11 are connected to an electric generator 17.

Тепловая система газоохлаждаемого реактора работает следующим образом. Гелий из концевого холодильника 4 поступает в осевой компрессор 3, где сжимается, например, до давления 7,2 МПа и поступает в газоохлаждаемый реактор 1, где нагревается при постоянном давлении, например, до температуры 1200°С и по трубопроводу поступает на вход газовой турбины 2, где совершает работу. Из выхлопного патрубка газовой турбины 2 гелий поступает в первый вход парогенерирующего узла, состоящего из пароперегревателя 5 паровой турбины 10 высокого давления, испарителя 6, пароперегревателя 7, паровой турбины 11 низкого давления, экономайзера-испарителя 8 и, проходя их, последовательно охлаждается и поступает на вход концевого холодильника 4, где гелий дополнительно охлаждается и поступает в полость всасывания компрессора 3. Паровой тракт парогенерирующего узла состоит из пароводяного барабана 9, пароперегревателя 5 паровой турбины 10 высокого давления, испарителя 6, пароперегревателя 7, паровой турбины 11 низкого давления, экономайзера-испарителя 8. Вода питательным насосом 14 под давлением, например, 3,5 МПа подается на второй вход экономайзера-испарителя 8, нагревается в нем за счет гелия, имеющего высокую температуру, выходит из него через второй выход и поступает в пароводяной барабан 9. Вода из пароводяного барабана 9 подается циркуляционным насосом 15 на второй вход испарителя 6, где нагревается и поступает в пароводяной барабан 9. Пар под давлением 3,5 МПа из пароводяного барабана 9 поступает на второй вход пароперегревателя 5 турбины 10 высокого давления, где нагревается и поступает на вход турбины 10 высокого давления, где расширяясь до промежуточного давления, например, 100 кПа, совершает работу в турбине 10 и поступает на второй вход пароперегревателя 7 турбины 11 низкого давления, где нагревается и из второго выхода поступает на вход турбины 11 низкого давления, расширяется до давления в конденсаторе 12 и совершает работу. Пар из турбины 11 низкого давления поступает в конденсатор 12, где при постоянном давлении и температуре конденсируется и поступает в бак питательной воды 13. Из бака питательной воды 13 вода питательным насосом 14 подается в экономайзер-испаритель, 8 и цикл повторяется.The thermal system of a gas-cooled reactor operates as follows. Helium from the terminal cooler 4 enters an axial compressor 3, where it is compressed, for example, to a pressure of 7.2 MPa and enters a gas-cooled reactor 1, where it is heated at a constant pressure, for example, to a temperature of 1200 ° C and is piped to the gas turbine inlet 2, where does the work. From the exhaust pipe of the gas turbine 2 helium enters the first input of the steam generating unit, which consists of a superheater 5 of a high pressure steam turbine 10, an evaporator 6, a superheater 7, a low pressure steam turbine 11, an economizer-evaporator 8, and, passing them, it is subsequently cooled and fed to the inlet of the terminal cooler 4, where the helium is additionally cooled and enters the suction cavity of the compressor 3. The steam path of the steam generating unit consists of a steam-water drum 9, a superheater 5 of a steam turbine 10 high pressure, evaporator 6, superheater 7, steam turbine 11 low pressure, economizer-evaporator 8. Water feed pump 14 under pressure, for example, 3.5 MPa is supplied to the second input of the economizer-evaporator 8, is heated in it due to helium, having a high temperature, leaves it through the second outlet and enters the steam-water drum 9. Water from the steam-water drum 9 is supplied by a circulation pump 15 to the second inlet of the evaporator 6, where it is heated and enters the steam-water drum 9. Steam under a pressure of 3.5 MPa from steam and water about the drum 9 enters the second input of the superheater 5 of the high pressure turbine 10, where it heats up and enters the inlet of the high pressure turbine 10, where, expanding to an intermediate pressure, for example, 100 kPa, it performs work in the turbine 10 and enters the second input of the superheater 7 of the turbine 11 low pressure, where it is heated and from the second outlet enters the inlet of the low pressure turbine 11, expands to the pressure in the condenser 12 and does the job. The steam from the low pressure turbine 11 enters the condenser 12, where it condenses at a constant pressure and temperature and enters the feed water tank 13. From the feed water tank 13, water is supplied to the economizer-evaporator by a feed pump 14, 8 and the cycle is repeated.

Применение промежуточного перегрева пара и турбины низкого давления позволяет повысить среднюю температуру подвода тепла, а следовательно, повысить КПД паротурбинного цикла и тем самым повысить КПД всего комбинированного цикла. Кроме того, введение промежуточного перегрева позволяет уменьшить влажность пара последних ступеней турбины низкого давления и тем самым улучшить условия ее работы.The use of intermediate superheating of steam and a low-pressure turbine can increase the average temperature of heat supply, and therefore, increase the efficiency of the steam-turbine cycle and thereby increase the efficiency of the entire combined cycle. In addition, the introduction of intermediate overheating can reduce the steam humidity of the last stages of the low pressure turbine and thereby improve its working conditions.

Claims (1)

Тепловая система газоохлаждаемого реактора атомной энергетической установки, включающая газотурбинный и паротурбинный циклы утилизации тепла, при использовании гелия в качестве рабочего тела газотурбинного цикла и пара в качестве рабочего тела паротурбинного цикла, при этом газотурбинный цикл содержит газовую турбину, вал которой связан с электрогенератором и компрессором, причем вход системы охлаждения реактора сообщен с полостью высокого давления компрессора, а ее выход сообщен с входом газовой турбины, выход которой сообщен со входом газового тракта парогенерирующего узла, выход которого в свою очередь сообщен со входом полости низкого давления компрессора, кроме того, выход парового тракта парогенерирующего узла сообщен со входом паровой турбины, вал которой связан с электрогенератором, выход которой через конденсатор и насос сообщен со входом парового тракта парогенерирующего узла, отличающаяся тем, что выход газовой турбины сообщен с парогенерирующим узлом, который содержит последовательно сообщенные первый пароперегреватель, испаритель, второй пароперегреватель и экономайзер-испаритель, при этом в состав паротурбинного цикла включен пароводяной барабан, выходы которого сообщены со вторыми входами первого пароперегревателя и испарителя, причем второй выход первого пароперегревателя сообщен со входом паровой турбины высокого давления, выход которой сообщен со вторым входом второго пароперегревателя, кроме того, второй выход испарителя и первый выход экономайзера-испарителя сообщены со входами пароводяного барабана, при этом второй выход второго пароперегревателя сообщен со входом паровой турбины низкого давления, причем второй выход экономайзера-испарителя через концевой холодильник сообщен с полостью низкого давления компрессора, кроме того, выход паровой турбины низкого давления через цепочку, включающую последовательно установленные конденсатор, бак питательной воды, сообщен со входом питательного насоса, выход которого сообщен со вторым входом экономайзера-испарителя.The thermal system of a gas-cooled reactor of a nuclear power plant, including gas turbine and steam turbine heat recovery cycles, using helium as the working fluid of the gas turbine cycle and steam as the working fluid of the steam turbine cycle, while the gas turbine cycle contains a gas turbine, the shaft of which is connected to the electric generator and compressor, moreover, the input of the reactor cooling system is in communication with the compressor high pressure cavity, and its output is in communication with the gas turbine inlet, the output of which is communicated with the gas path of the steam generating unit, the output of which in turn is connected to the input of the compressor low pressure cavity, in addition, the output of the steam path of the steam generating unit is connected to the input of the steam turbine, the shaft of which is connected to the electric generator, the output of which is connected through the condenser and pump to the input of the steam path steam generating unit, characterized in that the output of the gas turbine is in communication with the steam generating unit, which contains sequentially communicated first superheater, evaporator, second steam a heater and an economizer-evaporator, while a steam-water drum is included in the steam-turbine cycle, the outputs of which are communicated with the second inputs of the first superheater and evaporator, the second output of the first superheater communicating with the input of the high pressure steam turbine, the output of which is communicated with the second input of the second superheater, except Moreover, the second output of the evaporator and the first output of the economizer-evaporator are communicated with the inputs of the steam-water drum, while the second output of the second superheater is communicated with the input a low pressure steam turbine, the second exit of the economizer-evaporator through the end cooler communicating with the compressor low pressure cavity, in addition, the output of the low pressure steam turbine through a chain including a series-mounted condenser, the feed water tank is in communication with the input of the feed pump, the output of which is communicated with the second input of the economizer-evaporator.
RU2017113429A 2017-04-19 2017-04-19 Thermal system of gas-cooled reactor of nuclear power plant RU2643510C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2017113429A RU2643510C1 (en) 2017-04-19 2017-04-19 Thermal system of gas-cooled reactor of nuclear power plant

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2017113429A RU2643510C1 (en) 2017-04-19 2017-04-19 Thermal system of gas-cooled reactor of nuclear power plant

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2643510C1 true RU2643510C1 (en) 2018-02-02

Family

ID=61173623

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2017113429A RU2643510C1 (en) 2017-04-19 2017-04-19 Thermal system of gas-cooled reactor of nuclear power plant

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2643510C1 (en)

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20100007146A1 (en) * 2008-07-11 2010-01-14 Air Products And Chemicals, Inc. Method And Apparatus For Generating Electrical Power
RU2477898C1 (en) * 2012-01-24 2013-03-20 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" Nuclear steam-generation plant
US20140338335A1 (en) * 2012-08-22 2014-11-20 Hi Eff Utility Rescue LLC High efficiency power generation system and system upgrades
US20160363007A1 (en) * 2013-12-20 2016-12-15 L'air Liquide, Societe Anonyme Pour I'etude Et I'exploitation Des Procedes Georges Claude Method and apparatus for generating electricity and storing energy using a thermal or nuclear power plant

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20100007146A1 (en) * 2008-07-11 2010-01-14 Air Products And Chemicals, Inc. Method And Apparatus For Generating Electrical Power
RU2477898C1 (en) * 2012-01-24 2013-03-20 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" Nuclear steam-generation plant
US20140338335A1 (en) * 2012-08-22 2014-11-20 Hi Eff Utility Rescue LLC High efficiency power generation system and system upgrades
US20160363007A1 (en) * 2013-12-20 2016-12-15 L'air Liquide, Societe Anonyme Pour I'etude Et I'exploitation Des Procedes Georges Claude Method and apparatus for generating electricity and storing energy using a thermal or nuclear power plant

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Ibrahim et al. Thermodynamic evaluation of the performance of a combined cycle power plant
US20120317973A1 (en) Asymmetrical Combined Cycle Power Plant
Ibrahim et al. Parametric simulation of triple-pressure reheat combined cycle: A case study
RU2549743C1 (en) Cogeneration gas-turbine plant
RU2525569C2 (en) Combined-cycle topping plant for steam power plant with subcritical steam parameters
US9074491B2 (en) Steam cycle system with thermoelectric generator
US10287922B2 (en) Steam turbine plant, combined cycle plant provided with same, and method of operating steam turbine plant
Ibrahim et al. Effects of isentropic efficiencies on the performance of combined cycle power plants.
RU2335641C2 (en) Method of enhancing efficiency and output of two-loop nuclear power station
Galashov et al. Thermal efficiency of three-cycle utilization-type steam-gas units
RU2643510C1 (en) Thermal system of gas-cooled reactor of nuclear power plant
RU2409746C2 (en) Steam-gas plant with steam turbine drive of compressor and regenerative gas turbine
Rajesh et al. Thermal efficiency of combined cycle power plant
Dragomir-Stanciu Improving the energy efficiency of a internal combustion engine cogeneration system using ORC as bottoming cycle
US20140069078A1 (en) Combined Cycle System with a Water Turbine
RU126373U1 (en) STEAM GAS INSTALLATION
RU2611138C1 (en) Method of operating combined-cycle power plant
Ighodaro et al. Thermo-economic analysis of a heat recovery steam generator combined cycle
RU2561776C2 (en) Combined-cycle plant
RU2015149555A (en) METHOD FOR WORKING MANEUVERED REGENERATIVE STEAM-GAS HEAT ELECTROCENTRAL AND DEVICE FOR ITS IMPLEMENTATION
RU2561780C2 (en) Combined-cycle plant
RU2533601C2 (en) Power plant with combined-cycle plant
RU167924U1 (en) Binary Combined Cycle Plant
EP3318733B1 (en) Feedwater bypass system for a desuperheater
Wang et al. Energy-Saving Optimization Study on 700° C Double Reheat Advanced Ultra-Supercritical Coal-Fired Power Generation System