RU2702100C1

RU2702100C1 - Method of uninterrupted power supply for auxiliary needs of npp

Info

Publication number: RU2702100C1
Application number: RU2019100412A
Authority: RU
Inventors: Рашид Зарифович Аминов; Валерий Евгеньевич Юрин
Original assignee: Рашид Зарифович Аминов; Валерий Евгеньевич Юрин
Priority date: 2019-01-09
Filing date: 2019-01-09
Publication date: 2019-10-04
Also published as: RU2019100412A

Abstract

FIELD: power engineering.

SUBSTANCE: invention relates to power engineering and is intended for use at nuclear power plants (NPP) with water-cooled reactors. Method of uninterrupted electric power supply of auxiliary needs of NPP containing additional steam-turbine plant (STP). Additional STP works for power supply for users of auxiliary needs, used in process of reactor cooling with shutdown, including: additional electric pump, condensate pumps of main and additional STP, primary and secondary circulation pumps STP, main and extra oil pumps STP. At complete de-energisation of NPP, an additional steam-turbine plant continues uninterruptedly to generate electric power by using steam produced in steam generators due to energy of residual heat release of the reactor core. Excess part of generated steam is directed via QAP-k to main and additional capacitors STP.

EFFECT: invention allows to ensure uninterrupted power supply to NPP for its own needs at complete blackout of station by using residual heat release of reactor core for steam generation.

3 cl, 1 dwg

Description

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

Предложенный способ позволяет решить задачу повышения надежности резервирования собственных нужд АЭС.The proposed method allows to solve the problem of increasing the reliability of backup of the NPP's own needs.

Известен способ резервирования собственных нужд АЭС на основе дизель-генераторов (см. В.А. Иванов "Полное обесточивание энергоблока", "Эксплуатация АЭС", Энергоатомиздат, Санкт-Петербург, 1994, с. 330-332.). Согласно этому способу при полном обесточивании энергоблока АЭС возникает аварийный режим, сопровождающийся обесточиванием шин собственных нужд, срабатыванием аварийной защиты первого рода реактора и формированием сигнала на автоматическое включение аварийных каналов с дизель-генераторами. При этом мощность реактора быстро снижается до уровня остаточного тепловыделения. Сброс остаточного пара осуществляется в атмосферу через быстродействующие редукционные устройства и предохранительные клапаны парогенераторов. Электропитание всех механизмов, обеспечивающих расхолаживание и вывод энергоблока из работы, производится от дизель-генераторов.There is a method of reserving the auxiliary needs of nuclear power plants based on diesel generators (see V.A. Ivanov, "Complete blackout of a power unit," "Operation of a nuclear power plant," Energoatomizdat, St. Petersburg, 1994, pp. 330-332.). According to this method, when the power unit of the nuclear power plant is completely de-energized, an emergency mode occurs, accompanied by de-energization of the auxiliary busbars, emergency protection of the first kind of reactor and the formation of a signal to automatically turn on emergency channels with diesel generators. In this case, the reactor power rapidly decreases to the level of residual heat. Residual steam is discharged into the atmosphere through high-speed reducing devices and safety valves of steam generators. The power supply of all mechanisms that provide cooldown and decommissioning of a power unit is carried out from diesel generators.

Недостатком известного способа является то, что дизель-генераторы длительное время простаивают в режиме ожидания и требуют текущего поддержания их в работоспособном состоянии. Быстротечность запуска отрицательно сказывается на их надежности вследствие развития значительных температурных и механических напряжений в элементах дизеля в начальный период пуска, что может привести к полному отказу канала безопасности. При расхолаживании не используется полезно энергия остаточного тепловыделения активной зоны реактора, а рабочее тело второго контура сбрасывается в атмосферу. The disadvantage of this method is that diesel generators are idle for a long time in standby mode and require their current maintenance. The speed of the launch negatively affects their reliability due to the development of significant temperature and mechanical stresses in the elements of the diesel engine during the initial start-up period, which can lead to a complete failure of the safety channel. During cooldown, the energy of the residual heat of the reactor core is not useful, and the working fluid of the secondary circuit is discharged into the atmosphere.

Известен способ резервирования собственных нужд АЭС на основе устройства системы электроснабжения посредством источников разного принципа действия (см. патент РФ на изобретение №63614, МПК H02J 9/00, опубл. 27.05.2007), предназначенный для обеспечения возможности расхолаживания и вывода АЭС из работы при полном обесточивании. Суть способа заключается в установке дополнительных резервных источников - гидроагрегатов. После внезапного отключения потребителей от внешней энергосистемы в течение нескольких секунд включаются дизель-генераторы, если запуск всех резервных дизель-генераторов не срабатывает, тогда последовательно запускаются гидротурбины. Сработавший гидрогенератор (один из трех) обеспечивает отпуск электроэнергии на собственные нужды АЭС.There is a method of reserving the auxiliary needs of nuclear power plants based on the device of the power supply system through sources of different operating principles (see RF patent for the invention No. 63614, IPC H02J 9/00, published May 27, 2007), designed to provide the possibility of damping and decommissioning of nuclear power plants at full blackout. The essence of the method is the installation of additional backup sources - hydraulic units. After a sudden disconnection of consumers from the external power system, the diesel generators turn on for several seconds, if the start of all the backup diesel generators does not work, then the hydraulic turbines start up in sequence. A triggered hydrogenerator (one of three) provides electricity supply for the NPP's own needs.

Недостатком известного решения является то, что гидротурбины длительное время простаивают в режиме ожидания и требуют затрат на поддержание их в работоспособном состоянии. Кроме того, при расхолаживании не используется полезно энергия остаточного тепловыделения активной зоны реактора, а остаточный пар сбрасывается в атмосферу.A disadvantage of the known solution is that the turbines are idle for a long time in standby mode and require the cost of maintaining them in working condition. In addition, during cooldown, the useful energy of the residual heat of the reactor core is not used, and the residual vapor is discharged into the atmosphere.

Известен способ резервирования собственных нужд на основе газотурбинных установок (ГТУ) (см., например, статью Сравнительная эффективность использования газотурбинных и газопоршневых установок для дополнительного резервирования собственных нужд АЭС / О.Н. Фаворский, Р.З. Аминов, А.Ф. Шкрет, М.В. Гариевский // Теплоэнергетика. 2009. №4. С. 38-43). Постоянно работающие маневренные газотурбинные установки либо газопоршневые агрегаты применяются наряду с резервированием собственных нужд АЭС, также для покрытия пиковых электрических нагрузок энергосистемы.A known method of backup of their own needs on the basis of gas turbine units (GTU) (see, for example, the article Comparative efficiency of using gas turbine and gas piston units for additional backup of their own needs at NPPs / ON Favorsky, RZ Aminov, AF Shkret , M.V. Garievsky // Thermal Engineering. 2009. No. 4. P. 38-43). Constantly operating maneuverable gas turbine plants or gas piston units are used along with backup of the auxiliary needs of nuclear power plants, as well as to cover peak electrical loads of the power system.

Недостатком известного способа является генерирование дополнительными ГТУ электроэнергии в энергосистему. Вследствие этого, при системной аварии ГТУ будут отключены вместе с АЭС. На запуск ГТУ потребуется время. Для обеспечения постоянного горячего резерва собственных нужд атомной станции ГТУ придется всегда держать в работе, в том числе во внепиковые часы, что экономически не выгодно. Кроме того, необходимо строительство протяженных газопроводов, которые должны быть выполнены с защитой от климатических и террористических угроз, что потребует значительных капиталовложений. При расхолаживании не используется полезно энергия остаточного тепловыделения активной зоны реактораThe disadvantage of this method is the generation of additional gas turbine power in the power system. As a result of this, in a systemic accident, gas turbines will be shut down along with nuclear power plants. It will take time to start the gas turbine. To ensure a constant hot reserve of the auxiliary needs of a nuclear power plant, GTU will always have to be kept in operation, including during off-peak hours, which is not economically viable. In addition, the construction of long gas pipelines is necessary, which must be carried out with protection from climatic and terrorist threats, which will require significant investment. When cooling is not used, the useful energy of the residual heat of the reactor core

Известна система пассивной безопасности атомной электростанции (см. авт. свид. СССР на изобретение №1829697, МПК G21C 9/00, опубл. 09.06.1995), предназначенная для повышения безопасности при аварии с потерей электроснабжения путем обеспечения привода агрегатов вентиляционной системы, а также интенсификации теплоотвода из-под внутренней оболочки. Сущность изобретения заключается в том, что для повышения безопасности АЭС с двойной вентилируемой защитной оболочкой - внутренней и наружной - последняя снабжена вентиляционной системой, газодувный агрегат которой подключен к турбине дополнительного контура с легкокипящим теплоносителем. В случае аварии с разгерметизацией первого контура и потерей источников электроснабжения с помощью теплообменника выделяющееся под оболочкой тепло передают в парогенератор. Конденсатор размещен выше парогенератора в вытяжной шахте, за счет чего в контуре обеспечивается естественная циркуляция теплоносителя.A known system of passive safety of a nuclear power plant (see ed. Certificate of the USSR for an invention No. 1829697, IPC G21C 9/00, published 09.06.1995) is intended to increase safety in an accident with a loss of power supply by providing a drive for the ventilation system units, as well as intensification of heat removal from under the inner shell. The essence of the invention lies in the fact that to increase the safety of nuclear power plants with a double ventilated protective shell - internal and external - the latter is equipped with a ventilation system, the gas blowing unit of which is connected to an additional circuit turbine with a low-boiling coolant. In the event of an accident with depressurization of the primary circuit and loss of power sources using a heat exchanger, the heat generated under the shell is transferred to the steam generator. The condenser is placed above the steam generator in the exhaust shaft, due to which the natural circulation of the coolant is provided in the circuit.

Недостатком известного способа является в первую очередь дороговизна и сложность построения дополнительного контура с легкокипящим носителем. Кроме того, ограничен спектр решаемых задач: элементы системы пассивной безопасности в режиме нормальной эксплуатации АЭС находятся в состоянии горячего резерва и требуют дополнительные затраты на поддержание их в работоспособном состоянии. The disadvantage of this method is primarily the high cost and complexity of constructing an additional circuit with a boiling medium. In addition, the range of tasks to be solved is limited: the elements of the passive safety system in the normal operation of nuclear power plants are in a state of hot reserve and require additional costs for maintaining them in working condition.

Известен способ расхолаживания водо-охлаждаемого реактора при полном обесточивании АЭС (см. патент РФ на изобретение № 2499307, МПК G21D 01/00, F01K 23/10, G21D 05/08, G21D 03/08, опубл. 20.11.2013). Известный способ предусматривает расхолаживание водо-охлаждаемого реактора при полном обесточивании АЭС за счет использования энергии остаточного тепловыделения активной зоны и энергии сжигания водородного топлива. При этом водородный энергокомплекс, включающий дополнительную турбину, эффективно используется для генерирования электроэнергии в энергосистему в эксплуатационном режиме. A known method of cooling a water-cooled reactor with a complete blackout of nuclear power plants (see RF patent for invention No. 2499307, IPC G21D 01/00, F01K 23/10, G21D 05/08, G21D 03/08, published on November 20, 2013). The known method involves dampening a water-cooled reactor with a complete blackout of the nuclear power plant by using the energy of the residual heat of the core and the energy of burning hydrogen fuel. At the same time, the hydrogen power complex, including an additional turbine, is effectively used to generate electricity to the power system in the operational mode.

Недостатком является генерирование дополнительной ПТУ электроэнергии в энергосистему. Вследствие этого, при обесточивании АЭС дополнительная ПТУ будет также отключена. На запуск дополнительной ПТУ потребуется время. Кроме того, в связи с прекращением электроснабжения остановятся питательный и циркуляционные насосы. Таким образом, для запуска турбины придется использовать дизель-генератор, что ставит под сомнение целесообразность ее использования. Также недостатком известного способа является дороговизна и сложность водородного комплекса. Использование взрывоопасного топлива требует значительных затрат на обеспечение безопасности. The disadvantage is the generation of additional vocational schools of electricity in the power system. As a result of this, when de-energizing a nuclear power plant, an additional vocational school will also be turned off. It will take time to launch an additional vocational school. In addition, in connection with the cessation of power supply, the feed and circulation pumps will stop. Thus, to start the turbine will have to use a diesel generator, which casts doubt on the feasibility of its use. Another disadvantage of this method is the high cost and complexity of the hydrogen complex. The use of explosive fuels requires significant safety costs.

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 G21C 15/18, G21D 3/00, опубл. 27.01.2001). Известный способ предусматривает ускоренный останов турбогенератора при полном обесточивании благодаря использованию остаточного тепловыделения реактора и аккумулированной тепловой энергии для генерирования водяного пара, срабатывающего в специально предназначенной для этого дополнительной паротурбинной установке. Дополнительная паротурбинная установка, получая пар из главного паропровода, обеспечивает подачу требуемого расхода питательной воды в паропроизводящую установку энергоблока и масла на подшипники штатного турбогенератора.There is a method of dampening and decommissioning of a power unit of a nuclear power plant or a nuclear power plant of another purpose with full blackout and a device for its implementation (see RF patent for invention No. 2162621, IPC G21C 15/18, G21D 3/00, publ. 27.01. 2001). The known method provides for an accelerated shutdown of the turbogenerator with complete blackout due to the use of residual heat from the reactor and the accumulated thermal energy to generate water vapor that is fired in a specially designed additional steam turbine installation. An additional steam turbine unit, receiving steam from the main steam line, provides the required feed water flow rate to the steam generating unit of the power unit and oil to the bearings of a standard turbogenerator.

Недостатком известного способа является то, что паротурбинная установка в составе турбины, питательного насоса, масляного насоса и генератора постоянного тока находятся в режиме горячего резерва или в работе с минимальной нагрузкой, что снижает готовность к работе на случай аварийной ситуации и требует дополнительных затрат на поддержание ее в работоспособном состоянии.The disadvantage of this method is that the steam turbine installation as part of a turbine, feed pump, oil pump and DC generator are in hot standby mode or in operation with a minimum load, which reduces the willingness to work in case of an emergency and requires additional costs to maintain it in working condition.

Наиболее близким аналогом является известный способ расхолаживания водо-охлаждаемого реактора посредством многофункциональной системы отвода остаточного тепловыделения в условиях полного обесточивания АЭС (см. патент РФ на изобретение № 2601285, МПК G21D 01/00, F01K 23/10, G21C 15/18, G21D 03/08, опубл. 27.10.2016). Известный способ предусматривает обеспечение электроэнергией собственных нужд АЭС при полном обесточивании путем использования энергии остаточного тепловыделения активной зоны для генерации пара, используемого в качестве рабочего тела в дополнительной паровой турбине, генерирующей в аварийном режиме необходимую для расхолаживания электроэнергию, а в штатном режиме: электроэнергию в энергосеть за счет использования теплоты, аккумулированной в баке горячей воды в часы провала электрической нагрузки.The closest analogue is the known method of cooling 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 for invention No. 2601285, IPC G21D 01/00, F01K 23/10, G21C 15/18, G21D 03 / 08, publ. 10/27/2016). The known method involves providing electric power to the auxiliary needs of nuclear power plants with complete de-energization by using the energy of the residual heat of the core to generate steam, which is used as a working fluid in an additional steam turbine that generates electricity needed for cooling down in emergency mode, and in normal mode: electricity to the grid due to the use of heat accumulated in the hot water tank during hours of failure of the electric load.

Недостатком является генерирование дополнительной ПТУ электроэнергии в энергосистему. Вследствие этого, при обесточивании АЭС дополнительная ПТУ будет также отключена. На запуск дополнительной ПТУ потребуется время. Кроме того, в связи с прекращением электроснабжения остановятся питательный и циркуляционные насосы. Таким образом для запуска предлагаемой системы придется использовать дизель-генератор, что ставит под сомнение целесообразность ее использования.The disadvantage is the generation of additional vocational schools of electricity in the power system. As a result of this, when de-energizing a nuclear power plant, an additional vocational school will also be turned off. It will take time to launch an additional vocational school. In addition, in connection with the cessation of power supply, the feed and circulation pumps will stop. Thus, to run the proposed system will have to use a diesel generator, which casts doubt on the feasibility of its use.

Задачей настоящего изобретения является обеспечение бесперебойного электроснабжения собственных нужд АЭС при полном обесточивании станции.The objective of the present invention is to ensure uninterrupted power supply of the own needs of nuclear power plants with a complete blackout of the plant.

Техническим результатом, достигаемым при использовании настоящего изобретения, является бесперебойное обеспечение электроэнергией собственных нужд АЭС при полном обесточивании станции путем использования энергии остаточного тепловыделения активной зоны реактора для генерации пара, применяемого в качестве рабочего тела в дополнительной маломощной паровой турбине, в штатном режиме также работающей на электроснабжение потребителей собственных нужд, используемых при расхолаживании реактора. The technical result achieved by using the present invention is the uninterrupted supply of electric power to the auxiliary needs of nuclear power plants with complete de-energization of the plant by using the energy of the residual heat of the reactor core to generate steam, which is used as a working fluid in an additional low-power steam turbine, which also operates on a power supply consumers of their own needs used when cooling the reactor.

Указанный технический результат достигается тем, что на АЭС, содержащей парогенераторы, основную паротурбинную установку (ПТУ), подогреватели высокого (ПВД) и низкого (ПНД) давления, деаэратор, дополнительную паротурбинную установку, конденсаторы основной и дополнительной ПТУ, циркуляционные насосы конденсаторов основной и дополнительной ПТУ, быстродействующие редукционные установки с выхлопом в атмосферу (БРУ-а) и с выхлопом в конденсатор дополнительной турбины (БРУ-к), электрогенераторы основной и дополнительной ПТУ, основной питательный насос, дополнительный питательный электронасос, конденсатные насосы конденсаторов основной и дополнительной ПТУ, устройства парораспределения (1) и (2), масляные выключатели (1) и (2), закрытое распределительное устройство (ЗРУ), при этом входы основной и дополнительной ПТУ соединены трубопроводами с устройством парораспределения (2), основной и дополнительный питательные насосы подсоединены к деаэратору с одной стороны и к тракту питательной воды перед ПВД с другой, БРУ-к (1) подсоединен к устройству парораспределения (1) перед дополнительной ПТУ с одной стороны и к конденсатору дополнительной ПТУ с другой, БРУ-к (2) подсоединен к устройству парораспределения (2) перед основной ПТУ с одной стороны и к конденсатору основной ПТУ с другой, БРУ-а подсоединен к устройству парораспределения (2), конденсатный насос дополнительной ПТУ соединен с конденсатором дополнительной ПТУ с одной стороны и с трактом конденсата основной ПТУ после конденсатного насоса основной ПТУ перед подогревателями низкого давления с другой, электрогенератор основной ПТУ синхронизирован с энергетической системой, к ЗРУ подключены электрогенератор дополнительной ПТУ через масляный выключатель (1), энергосистема через масляный выключатель (2) и система электроснабжения собственных нужд, согласно изобретения, дополнительная ПТУ всегда работает на электроснабжение потребителей собственных нужд, используемых в процессе расхолаживания реактора при обесточивании, в том числе: дополнительный питательный электронасос, конденсатные насосы основной и дополнительной ПТУ, циркуляционные насосы основной и дополнительной ПТУ, масляные насосы основной и дополнительной ПТУ, при этом энергетическая система отключена от ЗРУ, благодаря чему при полном обесточивании АЭС дополнительная паротурбинная установка продолжает бесперебойно вырабатывать необходимую для электроснабжения собственных нужд станции электроэнергию посредством использования пара, получаемого в парогенераторах за счет энергии остаточного тепловыделения активной зоны реактора, при этом избыточная часть генерируемого пара направляется через БРУ-к в конденсаторы основной и дополнительной ПТУ.The specified technical result is achieved by the fact that at the NPP containing steam generators, the main steam turbine unit (PTU), heaters of high (LDPE) and low (PND) pressure, a deaerator, an additional steam turbine installation, condensers of the main and additional PTU, circulating pumps of the condensers of the main and additional ПТУ, high-speed reduction units with exhaust to the atmosphere (BRU-a) and with exhaust to the condenser of an additional turbine (BRU-k), electric generators of the main and additional PTU, main feeder the first pump, additional feed pump, condensate pumps of the condensers of the main and additional technical colleges, steam distribution devices (1) and (2), oil circuit breakers (1) and (2), a closed switchgear (ZRU), while the inputs of the main and additional technical colleges are connected pipelines with a steam distribution device (2), the main and additional feed pumps are connected to the deaerator on one side and to the feed water path before the LDPE on the other, BRU-k (1) is connected to the steam distribution device (1) before adding on the other hand, the BRU-k (2) is connected to the steam distribution device (2) in front of the main vocational school on the one hand and to the main condenser condenser on the other, the BRU-connected to the steam distribution device (2) , the condensate pump of the secondary vocational school is connected to the condenser of the secondary vocational school on the one hand and to the condensate path of the main vocational school after the condensate pump of the main vocational school before the low pressure heaters on the other, the generator of the main vocational school is synchronized with the energy system, the auxiliary generator is connected to the auxiliary PTU through the oil switch (1), the power system through the oil switch (2) and the auxiliary power supply system, according to the invention, the additional PTU always works to supply power to the auxiliary consumers used in the process of cooling the reactor during de-energization, including: additional feed pump, condensate pumps of the main and additional vocational schools, circulation pumps of the main and additional vocational schools, oil pumps an obvious and additional technical and vocational school, while the energy system is disconnected from the switchgear, due to which, when the nuclear power plant is completely de-energized, the additional steam turbine plant continues to uninterruptedly generate the electric energy necessary for supplying the station's own needs through the use of steam received in the steam generators due to the residual heat of the reactor core, while the excess part of the generated steam is sent through the BRU-k to the capacitors of the main and additional vocational schools.

Указанный технический результат достигается тем, что на АЭС, содержащей парогенераторы, основную паротурбинную установку (ПТУ), подогреватели высокого (ПВД) и низкого (ПНД) давления, деаэратор, дополнительную паротурбинную установку, конденсаторы основной и дополнительной ПТУ, циркуляционные насосы конденсаторов основной и дополнительной ПТУ, быстродействующие редукционные установки с выхлопом в атмосферу (БРУ-а) и с выхлопом в конденсатор дополнительной турбины (БРУ-к), электрогенераторы основной и дополнительной ПТУ, основной питательный насос, дополнительный питательный электронасос, конденсатные насосы конденсаторов основной и дополнительной ПТУ, устройства парораспределения (1) и (2), масляные выключатели (1) и (2), закрытое распределительное устройство (ЗРУ), при этом входы основной и дополнительной ПТУ соединены трубопроводами с устройством парораспределения (2), основной и дополнительный питательные насосы подсоединены к деаэратору с одной стороны и к тракту питательной воды перед ПВД с другой, БРУ-к (1) подсоединен к устройству парораспределения (1) перед дополнительной ПТУ с одной стороны и к конденсатору дополнительной ПТУ с другой, БРУ-к (2) подсоединен к устройству парораспределения (2) перед основной ПТУ с одной стороны и к конденсатору основной ПТУ с другой, БРУ-а подсоединен к устройству парораспределения (2), конденсатный насос дополнительной ПТУ соединен с конденсатором дополнительной ПТУ с одной стороны и с трактом конденсата основной ПТУ после конденсатного насоса основной ПТУ перед подогревателями низкого давления с другой, электрогенератор основной ПТУ синхронизирован с энергетической системой, к ЗРУ подключены электрогенератор дополнительной ПТУ через масляный выключатель (1), энергосистема через масляный выключатель (2) и система электроснабжения собственных нужд, согласно изобретения, дополнительная ПТУ всегда работает на электроснабжение потребителей собственных нужд, используемых в процессе расхолаживания реактора при обесточивании, в том числе: дополнительный питательный электронасос, конденсатные насосы основной и дополнительной ПТУ, циркуляционные насосы основной и дополнительной ПТУ, масляные насосы основной и дополнительной ПТУ, при этом избыток электроэнергии отдается в энергетическую систему, при полном обесточивании АЭС в момент возникновения аварии связь ЗРУ с энергосистемой разрывается посредством масляного выключателя (2), а дополнительная паротурбинная установка, автоматическая защита которой настроена с запасом по отношению к масляному выключателю (2), продолжает бесперебойно вырабатывать необходимую для электроснабжения собственных нужд станции электроэнергию посредством использования пара, получаемого в парогенераторах за счет энергии остаточного тепловыделения активной зоны, при этом избыточная часть генерируемого пара направляется через БРУ-к в конденсаторы основной и дополнительной ПТУ.The specified technical result is achieved by the fact that at the NPP containing steam generators, the main steam turbine unit (PTU), heaters of high (LDPE) and low (PND) pressure, a deaerator, an additional steam turbine installation, condensers of the main and additional PTU, circulating pumps of the condensers of the main and additional ПТУ, high-speed reduction units with exhaust to the atmosphere (BRU-a) and with exhaust to the condenser of an additional turbine (BRU-k), electric generators of the main and additional PTU, main feeder the first pump, additional feed pump, condensate pumps of the condensers of the main and additional technical colleges, steam distribution devices (1) and (2), oil circuit breakers (1) and (2), a closed switchgear (ZRU), while the inputs of the main and additional technical colleges are connected pipelines with a steam distribution device (2), the main and additional feed pumps are connected to the deaerator on one side and to the feed water path before the LDPE on the other, BRU-k (1) is connected to the steam distribution device (1) before adding on the other hand, the BRU-k (2) is connected to the steam distribution device (2) in front of the main vocational school on the one hand and to the main condenser condenser on the other, the BRU-connected to the steam distribution device (2) , the condensate pump of the secondary vocational school is connected to the condenser of the secondary vocational school on the one hand and to the condensate path of the main vocational school after the condensate pump of the main vocational school before the low pressure heaters on the other, the generator of the main vocational school is synchronized with the energy system, the auxiliary generator is connected to the auxiliary PTU through the oil switch (1), the power system through the oil switch (2) and the auxiliary power supply system, according to the invention, the additional PTU always works to supply power to the auxiliary consumers used in the process of cooling the reactor during de-energization, including: additional feed pump, condensate pumps of the main and additional vocational schools, circulation pumps of the main and additional vocational schools, oil pumps an explicit and additional circuit, while the excess electricity is supplied to the energy system, when the NPP is completely de-energized at the time of the accident, the connection of the switchgear with the power system is broken by the oil switch (2), and an additional steam turbine installation, the automatic protection of which is configured with a margin in relation to the oil switch (2), continues to uninterruptedly generate the necessary electric power for the station’s own needs through the use of steam received in steam generators due to the energy of the residual heat of the active zone, while the excess part of the generated steam is sent through the BRU-k to the capacitors of the main and additional vocational schools.

Сущность изобретения заключается в обеспечении бесперебойного электроснабжения собственных нужд АЭС при полном обесточивании станции, путем генерации пара в парогенераторах за счет остаточного тепловыделения активной зоны реактора и использования его в дополнительной паротурбинной установке, генератор которой подключен к потребителям собственных нужд, которые должны находится в работе при расхолаживании реактора, благодаря чему, при обесточивании станции, дополнительная ПТУ остается в работе.The essence of the invention is to ensure uninterrupted power supply of the auxiliary needs of nuclear power plants with a complete blackout of the plant, by generating steam in steam generators due to the residual heat of the reactor core and using it in an additional steam turbine unit, the generator of which is connected to auxiliary consumers, which must be in operation when cooling reactor, due to which, when the station is de-energized, an additional vocational school remains in operation.

Изобретение иллюстрируется чертежом (фиг. 1), где показана схема бесперебойного электроснабжения собственных нужд АЭС. Позиции на чертежах обозначают следующее: 1 - устройство парораспределения (1); 2 - дополнительная паротурбинная установка; 3 - электрогенератор дополнительной ПТУ; 4 циркуляционный насос конденсатора дополнительной ПТУ; 5 - масляный выключатель (1); 6 - масляный выключатель (2); 7 - закрытое распределительное устройство; 8 - конденсатор дополнительной ПТУ; 9 - конденсатный насос дополнительной ПТУ; 10 - электрогенератор основной ПТУ; 11 - основная ПТУ; 12 - стопорный клапан; 13 - устройство парораспределения (2); 14 - парогенераторы; 15 - подогреватели высокого давления; 16 - основной питательный насос; 17 - дополнительный питательный электронасос; 18 - деаэратор; 19 - подогреватели низкого давления; 20 - конденсатный насос основной ПТУ; 21 - конденсатор основной ПТУ; 22 - циркуляционный насос конденсатора основной ПТУ; БРУ-а - быстродействующая редукционная установка с выхлопом в атмосферу; БРУ-к - быстродействующая редукционная установка с выхлопом в конденсатор турбины.The invention is illustrated in the drawing (Fig. 1), which shows a scheme of uninterrupted power supply of auxiliary needs of nuclear power plants. Positions in the drawings indicate the following: 1 - steam distribution device (1); 2 - additional steam turbine installation; 3 - electric generator additional vocational school; 4 circulation pump condenser additional vocational schools; 5 - oil switch (1); 6 - oil switch (2); 7 - closed switchgear; 8 - capacitor additional vocational schools; 9 - condensate pump additional vocational school; 10 - electric generator main vocational school; 11 - the main vocational school; 12 - stop valve; 13 - steam distribution device (2); 14 - steam generators; 15 - high pressure heaters; 16 - the main feed pump; 17 - additional feed electric pump; 18 - deaerator; 19 - low pressure heaters; 20 - condensate pump of the main vocational school; 21 - capacitor of the main vocational school; 22 - circulation pump of the condenser of the main vocational school; BRU-a - high-speed reduction unit with exhaust to the atmosphere; BRU-k is a high-speed reduction unit with exhaust into a turbine condenser.

В эксплуатационном режиме пар генерируемый в парогенераторах 14 направляется в устройство парораспределения (2) 13 откуда основная часть пара подается в основную ПТУ 11, генератор 10 которой синхронизирован с энергосистемой. ПТУ 11 работает на выработку электроэнергии в энергосистему. Отработавший в ПТУ 11 пар подается в конденсатор 21, откуда конденсат конденсатным насосом 20 подается через подогреватели низкого давления 19 в деаэратор 18. Оттуда питательными насосами 16 и 17 питательная вода через подогреватели высокого давления 15 подается в парогенераторы 14. Оставшаяся часть пара после устройства парораспределения (2) 13 подается через парораспределительное устройство (1) 1 на дополнительную ПТУ 2, генератор 3 которой подключен к системе собственных нужд станции. Дополнительная ПТУ работает на электроснабжение используемых в процессе расхолаживания реактора при полном обесточивании потребителей собственных нужд, в том числе: дополнительный питательный электронасос 17, конденсатные насосы основной 20 и дополнительной 9 ПТУ, циркуляционные насосы основной 22 дополнительной 4 ПТУ, масляные насосы основной и дополнительной ПТУ. Отработавший в ПТУ 2 пар подается в конденсатор 8, откуда конденсат посредством конденсатного насоса 9 подается в тракт конденсата основной ПТУ после конденсатного насоса основной ПТУ 20, перед подогревателями низкого давления 19.In the operational mode, the steam generated in the steam generators 14 is sent to the steam distribution device (2) 13 from where the bulk of the steam is supplied to the main vocational training center 11, the generator 10 of which is synchronized with the power system. Vocational school 11 works to generate electricity in the power system. The steam spent in the vocational school 11 is supplied to the condenser 21, from where the condensate is pumped through the low pressure heaters 19 to the deaerator 18. From there, the feed water through high pressure heaters 15 is supplied to the steam generators 14. The rest of the steam after the steam distribution device ( 2) 13 is fed through a steam distribution device (1) 1 to an additional vocational school 2, the generator 3 of which is connected to the station’s own needs system. An additional PTU works to supply electricity to the reactor used during the cooling process with completely de-energized consumers of their own needs, including: an additional feed pump 17, condensate pumps of the main 20 and additional 9 of the vocational school, circulation pumps of the main 22 of the additional 4 vocational schools, oil pumps of the main and additional vocational schools. The steam spent in the vocational school 2 is supplied to the condenser 8, from where the condensate is supplied through the condensate pump 9 to the condensate path of the main vocational school after the condensate pump of the main vocational school 20, before the low pressure heaters 19.

Согласно первому варианту в штатном режиме работы ЗРУ 7 отключен от энергосистемы. При отказе дополнительной ПТУ 2 электрогенератор 3 отключается от ЗРУ 7 посредством масляного выключателя (1) 5, а энергосистема подключается к ЗРУ. According to the first option in normal operation, the switchgear 7 is disconnected from the power system. In case of failure of the additional vocational school 2, the generator 3 is disconnected from the switchgear 7 by means of an oil switch (1) 5, and the power system is connected to the switchgear.

Согласно второму варианту электрогенератор дополнительной ПТУ 3 синхронизирован с энергосистемой. Избыток электроэнергии, генерируемой в дополнительной ПТУ 2, через ЗРУ 7 направляется в энергосистему. При аварии в энергосистеме, ЗРУ 7 отключается энергосистемы посредством масляного выключателя (2) 6. Автоматическая защита дополнительной ПТУ 2 настроена с запасом по отношению к масляному выключателю (2) 6, который должен отключаться по частоте при наступлении системной аварии в первую очередь прежде турбины 2.According to the second variant, the generator of the additional vocational school 3 is synchronized with the power system. The excess electricity generated in the additional vocational school 2 through the switchgear 7 is sent to the power system. In the event of an accident in the power system, the switchgear 7 shuts off the power system by means of an oil switch (2) 6. The automatic protection of the additional circuit breaker 2 is configured with a margin in relation to the oil switch (2) 6, which must be switched off in frequency when a system accident occurs, primarily before turbine 2 .

В аварийной ситуации, вызванной обесточиванием, стопорный клапан 12 закрывается, основная турбина 11 останавливается. На дополнительную паровую турбину 2 продолжает поступать пар из парогенераторов 14, генерируемый остаточным тепловыделением активной зоны реактора. Паровая турбина 2 продолжает работу на электроснабжение потребителей собственных нужд. Отработавший в ПТУ 2 пар конденсируется в конденсаторе 8 и посредством конденсатного насоса 9 подается в тракт конденсата перед ПНД 19, откуда через деаэратор 18 и неработающие ПНД 19 и ПВД 15 посредством дополнительного питательного электронасоса 17 подается в парогенераторы 14. Избыток генерируемого в парогенераторах 14 пара направляется через БРУ-к в конденсаторы 21 и 8. При невозможности принять весь объем избыток пара сбрасывается в атмосферу через БРУ-а и предохранительные клапаны парогенераторов. In an emergency caused by a blackout, the stop valve 12 closes, the main turbine 11 stops. An additional steam turbine 2 continues to receive steam from the steam generators 14 generated by the residual heat of the reactor core. Steam turbine 2 continues to work on power supply to consumers of their own needs. The steam spent in the PTU 2 is condensed in the condenser 8 and fed through the condensate pump 9 to the condensate path before the HDPE 19, from where it is fed through the deaerator 18 and the idle PND 19 and the LDPE 15 to the steam generators 14. The excess of the steam generated in the steam generators 14 is directed through the BRU-k to the condensers 21 and 8. If it is impossible to accept the entire volume, the excess steam is discharged into the atmosphere through the BRU-a and the safety valves of the steam generators.

Отличительным признаком Способа бесперебойного электроснабжения собственных нужд АЭС является бесперебойное обеспечение электроэнергией собственных нужд АЭС при полном обесточивании станции путем использования энергии остаточного тепловыделения активной зоны реактора для генерации пара, применяемого в качестве рабочего тела в дополнительной маломощной паровой турбине. Результат достигается благодаря тому, что электрогенератор постоянно работающей дополнительной ПТУ всегда подключен к потребителям собственных нужд и может работать независимо от энергосистемы, вследствие чего при наступлении аварии сохраняется необходимая для бесперебойной работы дополнительной ПТУ нагрузка.A distinctive feature of the Uninterruptible Power Supply Method for the NPP's own needs is the uninterrupted supply of electric power to the NPP's own needs while the plant is completely de-energized by using the residual heat energy of the reactor core to generate steam, which is used as a working fluid in an additional low-power steam turbine. The result is achieved due to the fact that the generator of a constantly working additional vocational school is always connected to consumers of its own needs and can operate independently of the power system, as a result of which, when an accident occurs, the load necessary for the uninterrupted operation of the additional vocational school remains.

Claims

1. A method of uninterrupted power supply for the auxiliary needs of nuclear power plants containing steam generators, the main steam turbine unit (PTU), heaters of high (LDPE) and low (PND) pressure, a deaerator, additional steam turbine installation, condensers of the main and additional PTU, circulating pumps of the condensers of the main and additional PTU , high-speed reduction units with exhaust to the atmosphere (BRU-a) and with exhaust to the condenser of an additional turbine (BRU-k), electric generators of the main and additional vocational schools, main pita a booster pump, an auxiliary feed pump, condensate pumps of the condensers of the main and additional vocational schools, steam distribution devices (1) and (2), oil circuit breakers (1) and (2), a closed switchgear (switchgear), while the inputs of the main and additional vocational schools are connected pipelines with a steam distribution device (2), the main and additional feed pumps are connected to the deaerator on one side and to the feed water path before the LDPE on the other, BRU-k (1) is connected to the steam distribution device (1) before on the other hand, the BRU-k (2) is connected to the steam distribution device (2) in front of the main vocational school on the one hand and to the main condenser condenser on the other, the BRU-connected to the steam distribution device (2) , the condensate pump of the secondary vocational school is connected to the condenser of the secondary vocational school on the one hand and to the condensate path of the main vocational school after the condensate pump of the main vocational school before the low-pressure heaters on the other, the generator of the main vocational school is synchronized with the power system, connected to the switchgear are connected to the generator of the additional PTU through the oil switch (1), the power system through the oil switch (2) and the auxiliary power supply system, characterized in that the additional PTU always works to power the auxiliary consumers used in the process of cooling the reactor at blackout, including: additional feed pump, condensate pumps of the main and additional vocational schools, circulation pumps of the main and additional vocational schools, oil pumps main and additional technical colleges, due to which, when the nuclear power plant is completely de-energized, the additional steam turbine plant continues to uninterruptedly generate the necessary electric energy for the station’s own needs by using the steam received in the steam generators due to the energy of the residual heat generated in the reactor core, while the excess part of the generated steam is directed through the BRU- to the capacitors of the primary and secondary vocational schools.

2. The method of uninterrupted power supply of the auxiliary needs of nuclear power plants according to claim 1, characterized in that in the normal mode the power system is disconnected from the switchgear; in case of disconnection of the additional anti-theft circuit, its generator is disconnected from the switchgear by means of an oil switch (1), while auxiliary consumers are connected to the power system by an oil switch (2).

3. The method of uninterrupted power supply of the auxiliary needs of nuclear power plants according to claim 1, characterized in that in the normal mode, the excess electricity generated by the additional vocational school is given to the energy system; when the nuclear power plant is completely de-energized at the time of the accident, the switchgear connection to the power system is broken by means of an oil switch (2), and an additional steam turbine installation, the automatic protection of which is configured with a margin in relation to the oil switch (2), continues to uninterruptedly generate the necessary electric power for the station’s own needs .