RU2707182C1 - Method to increase power of double circuit npp by combining with hydrogen cycle - Google Patents

Method to increase power of double circuit npp by combining with hydrogen cycle Download PDF

Info

Publication number
RU2707182C1
RU2707182C1 RU2019105185A RU2019105185A RU2707182C1 RU 2707182 C1 RU2707182 C1 RU 2707182C1 RU 2019105185 A RU2019105185 A RU 2019105185A RU 2019105185 A RU2019105185 A RU 2019105185A RU 2707182 C1 RU2707182 C1 RU 2707182C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
steam
hydrogen
oxygen
combustion
products
Prior art date
Application number
RU2019105185A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Рашид Зарифович Аминов
Александр Николаевич Егоров
Артем Николаевич Байрамов
Original Assignee
Рашид Зарифович Аминов
Александр Николаевич Егоров
Артем Николаевич Байрамов
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Рашид Зарифович Аминов, Александр Николаевич Егоров, Артем Николаевич Байрамов filed Critical Рашид Зарифович Аминов
Priority to RU2019105185A priority Critical patent/RU2707182C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2707182C1 publication Critical patent/RU2707182C1/en

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D5/00Arrangements of reactor and engine in which reactor-produced heat is converted into mechanical energy
    • G21D5/04Reactor and engine not structurally combined
    • G21D5/08Reactor and engine not structurally combined with engine working medium heated in a heat exchanger by the reactor coolant
    • G21D5/12Liquid working medium vaporised by reactor coolant
    • G21D5/16Liquid working medium vaporised by reactor coolant superheated by separate heat source
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy 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)
  • Engine Equipment That Uses Special Cycles (AREA)

Abstract

FIELD: power engineering.
SUBSTANCE: invention relates to the field of power engineering. Method of increasing power of double-circuit NPP due to combination with hydrogen cycle is carried out due to the fact that feed water after cooling channel of hydrogen combustion products in oxygen enters mixing steam-water heater for its heating above rated temperature, but not higher than the boiling point at the given pressure before feeding into the steam generator. Condensed water added to feed water of hydrogen combustion in oxygen after operation in steam-turbine plant are removed from cycle after condenser of steam-turbine plant and directed to tank-accumulator. Some part of products of hydrogen combustion in oxygen is directed to mixing steam-steam superheater. Mixtures of hydrogen to oxygen mixed with superheated steam after operation in steam-turbine plant are removed from cycle after condenser of steam-turbine plant and directed to tank-accumulator.
EFFECT: invention increases efficiency of using hydrogen fuel during its stoichiometric combustion.
1 cl, 1 dwg

Description

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

Известен ряд парогазовых установок на базе АЭС (патент РФ на изобретение №2553725, МПК F 01К 23/00, опубл. 20.06.2015; патент РФ на изобретение №2467179, МПК F01К 23/10, опубл. 20.11.2012; патент РФ на изобретение №2489574, МПК F 01К 23/10, опубл. 10.08.2013; патент РФ на изобретение №2604208, МПК G 21D 3/08, опубл. 10.12.2016). За счет глубокой утилизации уходящих газов газотурбинной установки в специальном газоводяном подогревателе осуществляется вытеснение отбора пара на подогреватели высокого давления паротурбинной установки АЭС. Вследствие этого повышается КПД паросилового цикла и осуществляется дополнительная выработка электроэнергии в определенных режимах работы АЭС.A number of combined cycle plants based on nuclear power plants are known (RF patent for the invention No. 2553725, IPC F 01K 23/00, publ. 06/20/2015; RF patent for the invention No. 2467179, IPC F01K 23/10, publ. 20.11.2012; RF patent for invention No. 2489574, IPC F 01K 23/10, publ. 08/10/2013; RF patent for the invention No. 260,4208, IPC G 21D 3/08, publ. 12/10/2016). Due to the deep utilization of the flue gases of the gas turbine unit in a special gas-water heater, the selection of steam is displaced to the high pressure heaters of the steam turbine unit of the nuclear power plant. As a result, the efficiency of the steam-power cycle is increased and additional electricity is generated in certain operating modes of nuclear power plants.

Недостатком известных установок является использование газоводяного подогревателя, что подразумевает наличия дорогостоящих теплообменных поверхностей при постоянном температурном напоре между греющей и нагреваемой средой, что связано с бульшими затратами тепла и меньшей эффективностью установки. Кроме этого, использование внешнего топлива в виде дорогостоящего природного газа снижает экономическую эффективность станции при выработке дополнительной электроэнергии.A disadvantage of the known installations is the use of a gas-water heater, which implies the presence of expensive heat exchange surfaces at a constant temperature pressure between the heating and the heated medium, which is associated with higher heat consumption and lower installation efficiency. In addition, the use of external fuel in the form of expensive natural gas reduces the economic efficiency of the station when generating additional electricity.

Известна газопаровая электростанция (Europaische Patentschrift №0424660, Int. Cl. G 21D 5/16,

Figure 00000001
der Patentschrift 20.12.95). Выхлопные газы после газовой турбины направляются в пароперегреватели высокого и среднего давления, а также в подогреватель питательной воды. После расширения в паротурбинной установке сконденсировавшийся пар в виде конденсата перекачивается в подогреватель питательной воды, затем подогретая вода поступает в парогенератор АЭС. Вследствие этого повышается КПД паросилового цикла и осуществляется выработка дополнительной электроэнергии на АЭС.Known gas-steam power station (Europaische Patentschrift No. 0424660, Int. Cl. G 21D 5/16,
Figure 00000001
der Patentschrift 12/20/95). The exhaust gases after the gas turbine are sent to the superheaters of high and medium pressure, as well as to the feedwater heater. After expansion in the steam turbine installation, condensed steam in the form of condensate is pumped to the feed water heater, then the heated water enters the steam generator of the nuclear power plant. As a result, the efficiency of the steam-power cycle is increased and additional electricity is generated at nuclear power plants.

Недостаток газопаровой электростанции заключается в использовании газоводяных подогревателей с наличием дорогостоящих теплообменных поверхностей, подверженных коррозии, и постоянного температурного напора между греющей и нагреваемой средой, что связано с бульшими затратами тепла на перегрев, а также потери тепла с уходящими газами. Это снижает эффективность газопаровой электростанции. Кроме этого, использование внешнего топлива в виде дорогостоящего природного газа снижает экономическую эффективность станции при выработке дополнительной электроэнергии.The disadvantage of a gas-steam power plant is the use of gas-water heaters with the presence of expensive heat exchange surfaces susceptible to corrosion, and a constant temperature pressure between the heating and heated media, which is associated with higher heat costs for overheating, as well as heat loss with flue gases. This reduces the efficiency of the gas-steam power station. In addition, the use of external fuel in the form of expensive natural gas reduces the economic efficiency of the station when generating additional electricity.

Известно устройство повышения КПД и мощности траснпортабельной атомной электростанции (патент РФ на изобретение №2550362, МПК G 21D 5/14, опубл. 10.05.2015). Уходящие газы после котла-пароперегревателя направляются в дополнительный подогреватель питательной воды, установленный до или после подогревателей высокого давления паротурбинной установки, для нагрева питательней воды, поступающей в парогенератор АЭС. После расширения в паротурбинной установке сконденсировавшийся пар в виде конденсата перекачивается через систему регенеративного подогрева в дополнительный подогреватель питательной воды, в результате подогретая питательная вода поступает в парогенератор АЭС. Вследствие этого повышается КПД паросилового цикла и осуществляется дополнительная выработка электроэнергии на АЭС за счет уменьшения промежуточных отборов пара из паротурбинной установки и увеличения температуры питательной воды перед парогенератором.A device for increasing the efficiency and power of a transportable nuclear power plant is known (RF patent for the invention No. 2550362, IPC G 21D 5/14, publ. 05/10/2015). The flue gases after the boiler superheater are sent to an additional feed water heater installed before or after the high pressure heaters of the steam turbine unit to heat the feed water entering the nuclear power plant steam generator. After expansion in a steam turbine installation, condensed steam in the form of condensate is pumped through the regenerative heating system to an additional feed water heater, as a result, the heated feed water enters the steam generator of the nuclear power plant. As a result, the efficiency of the steam-power cycle is increased and additional electricity is generated at nuclear power plants by reducing the intermediate withdrawals of steam from the steam turbine unit and increasing the temperature of the feed water in front of the steam generator.

Недостаток известного устройства заключается в использовании газоводяного подогревателя, что подразумевает наличие дорогостоящих теплообменных поверхностей и постоянного температурного напора между греющей и нагреваемой средой, что связано с бульшими затратами тепла на перегрев, а также потери тепла с уходящими газами. Это снижает эффективность атомной электростанции. Кроме этого, использование внешнего топлива в виде дорогостоящего природного газа снижает экономическую эффективность станции при выработке дополнительной электроэнергии.A disadvantage of the known device is the use of a gas-water heater, which implies the presence of expensive heat exchange surfaces and constant temperature pressure between the heating and the heated medium, which is associated with higher heat costs for overheating, as well as heat loss with flue gases. This reduces the efficiency of the nuclear power plant. In addition, the use of external fuel in the form of expensive natural gas reduces the economic efficiency of the station when generating additional electricity.

Известна парогазовая установка двухконтурной АЭС (см. патент РФ на изобретение №2547828, МПК G21D 3/00, опубл. 10.04.2015). Дополнительный подогрев питательной воды осуществляется в пароводяном подогревателе промежуточным паровым теплоносителем, генерируемым в утилизационном парогенераторе выхлопными газами газовой турбины. Повышение мощности и экономичности энергоблока двухконтурной АЭС достигается за счет того, что пар, генерируемый в утилизационном парогенераторе за счет теплоты отработавших газов газовой турбины, поступает в пароводяной подогреватель для повышения температуры питательной воды перед основным парогенератором. Повышение температуры питательной воды на входе в основной парогенератор позволяет повысить мощность энергоблока двухконтурной АЭС за счет увеличения расхода рабочего тела во втором циркуляционном контуре без изменения тепловой мощности реактора.Known combined-cycle plant of a dual-circuit nuclear power plant (see RF patent for the invention No. 2547828, IPC G21D 3/00, publ. 04/10/2015). Additional heating of the feed water is carried out in the steam-water heater by an intermediate steam coolant generated in the recovery steam generator by the exhaust gases of a gas turbine. The increase in power and efficiency of the power unit of a dual-circuit nuclear power plant is achieved due to the fact that the steam generated in the recovery steam generator due to the heat of the exhaust gases of the gas turbine enters the steam-water heater to increase the temperature of the feed water in front of the main steam generator. Increasing the temperature of the feed water at the entrance to the main steam generator allows increasing the power of the power unit of the dual-circuit nuclear power plant by increasing the flow rate of the working fluid in the second circulation circuit without changing the thermal power of the reactor.

Недостатком известной установки является использование утилизационного парогенератора, что подразумевает наличие дорогостоящих теплообменных поверхностей и постоянного температурного напора между греющей и нагреваемой средой, что связано с бульшими затратами тепла на перегрев, а также потери тепла с уходящими газами. Все это снижает эффективность установки. Кроме этого, использование внешнего топлива в виде дорогостоящего природного газа снижает экономическую эффективность станции при выработке дополнительной электроэнергии.A disadvantage of the known installation is the use of a recovery steam generator, which implies the presence of expensive heat exchange surfaces and a constant temperature head between the heating and the heated medium, which is associated with greater heat consumption for overheating, as well as heat loss with flue gases. All this reduces the efficiency of the installation. In addition, the use of external fuel in the form of expensive natural gas reduces the economic efficiency of the station when generating additional electricity.

Известен способ отпуска тепла от двухконтурных атомных электрических станций с водоохлаждаемыми реакторами (варианты) (патент РФ на изобретение №2237936, МПК G 21D 5/14, опубл. 10.10.2004). В способе отпуска тепла от двухконтурных атомных электрических станций с водоохлаждаемыми реакторами посредством нагрева сетевой воды в сетевых подогревателях паром из нерегулируемых отборов турбин, по первому варианту, одновременно с отбором пара на теплоснабжение производится подогрев питательной воды за счет форсирования реактора путем увеличения расхода пара в цилиндре низкого давления турбин, за счет частичной разгрузки подогревателей высокого давления, при байпасировании части питательной воды и подогреве ее в дополнительно устанавливаемом водяном подогревателе первого контура на холодной нитке теплоносителя. В способе отпуска тепла от двухконтурных атомных электрических станций с водоохлаждаемыми реакторами, по второму варианту, одновременно с отбором пара на теплоснабжение производится подогрев питательной воды за счет форсирования реактора путем увеличения расхода пара в цилиндре низкого давления турбин, за счет частичной разгрузки подогревателей высокого давления, при байпасировании части питательной воды и догреве ее в специально выделенной секции парогенератора, находящейся на трубопроводах теплоносителя первого контура, примыкающего к отводящему коллектору парогенератора.A known method of heat transfer from double-circuit nuclear power plants with water-cooled reactors (options) (RF patent for the invention No. 2237936, IPC G 21D 5/14, publ. 10.10.2004). In the method of heat transfer from double-circuit nuclear power plants with water-cooled reactors by heating the network water in the network heaters with steam from uncontrolled turbine withdrawals, according to the first embodiment, along with the selection of steam for heat supply, the heating water is heated by boosting the reactor by increasing the steam flow rate in the low cylinder turbine pressure, due to partial unloading of high pressure heaters, bypassing part of the feed water and heating it in additional installed water heater of the first circuit on a cold thread of the coolant. In the method of heat release from double-circuit nuclear power plants with water-cooled reactors, according to the second embodiment, simultaneously with the selection of steam for heat supply, feed water is heated by boosting the reactor by increasing the steam flow rate in the low-pressure cylinder of the turbines, due to the partial unloading of high-pressure heaters, at bypassing a part of the feed water and heating it in a specially allocated section of the steam generator located on the primary coolant pipelines, adjacent leading to the outlet manifold of the steam generator.

Недостатком данного способа является возникновение переменных режимов работы реакторной установки при включении подогрева питательной воды за счет тепла первого контура. Кроме того, использование поверхностного водо-водяного подогревателя подразумевает наличие дорогостоящих теплообменных поверхностей и постоянного температурного напора между греющей и нагреваемой средой, что связано с бульшими затратами тепла на подогрев питательной воды.The disadvantage of this method is the occurrence of variable modes of operation of the reactor installation when you turn on the heating of the feed water due to the heat of the primary circuit. In addition, the use of a surface water-water heater implies the presence of expensive heat exchange surfaces and a constant temperature pressure between the heating and heated media, which is associated with higher heat costs for heating the feed water.

Известна принципиальная схема двухконтурной АЭС с водородным перегревом пара (см., например, Малышенко С. П., Назарова О. В., Сарумов 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. 106-108). Водород и кислород вырабатываются в электролизёре, сжимаются компрессорами до давления, соответствующего давлению пара на входе в паровую турбину и поступают в соответствующие хранилища. За счёт высокотемпературных продуктов сгорания водорода в кислороде при стехиометрическом соотношении в камере сгорания водородного пароперегревателя, подмешиваемых в рабочее тело перед паровой турбиной, осуществляется перегрев водяного пара. Вследствие этого повышается КПД паросилового цикла и осуществляется дополнительная выработка электроэнергии.A well-known schematic diagram of a dual-circuit nuclear power plant with hydrogen vapor overheating (see, for example, Malyshenko S.P., Nazarova O.V., Sarumov Yu.A. Some thermodynamic and technical and economic aspects of the use of hydrogen as an energy carrier in energy // Atomic-Hydrogen energy and technology. M: Energoatomizdat. 1986. Vol. 7, pp. 106-108). Hydrogen and oxygen are generated in the electrolyzer, compressed by compressors to a pressure corresponding to the vapor pressure at the inlet to the steam turbine, and enter the respective storage facilities. Due to the high-temperature products of the combustion of hydrogen in oxygen at a stoichiometric ratio in the combustion chamber of a hydrogen superheater, mixed into the working fluid in front of the steam turbine, water vapor is overheated. As a result, the efficiency of the steam-power cycle is increased and additional electricity generation is carried out.

Недостаток известной схемы заключается в постоянном принудительном водяном охлаждении, что снижает эффективность использования теплоты высокотемпературных продуктов сгорания водорода в кислороде, в связи со значительным количеством отводимой теплоты, необходимой для изменения фазового состояния балластировочной воды. При этом смешение перегреваемого пара с предварительно неохлаждёнными продуктами сгорания водорода и кислорода опасно детонацией продуктов высокотемпературной диссоциации, содержащихся в получаемом перегретом паре.A disadvantage of the known scheme is constant forced water cooling, which reduces the efficiency of using the heat of high-temperature products of hydrogen combustion in oxygen, due to the significant amount of heat removed necessary to change the phase state of ballast water. Moreover, the mixing of superheated steam with previously uncooled products of hydrogen and oxygen combustion is dangerous by detonation of the products of high-temperature dissociation contained in the resulting superheated steam.

Известен ряд устройств: водородный высокотемпературный парогенератор с комбинированным охлаждением камеры сгорания (см. патент РФ на изобретение № 2358191, МПК F22B1/26, опубл. 10.06.2009г.), водородный высокотемпературный парогенератор с комбинированным испарительным охлаждением камеры смешения (см. патент РФ на изобретение № 2358190, МПК F22B1/26, опубл. 10.06.2009), парогенератор (варианты) (см. патент РФ на изобретение № 2431079, МПК F22B1/26, опубл. 10.10.2011). Эти устройства предназначены для выработки пара высоких параметров и могут быть использованы в парогенераторах для повышения давления и температуры рабочего тела и повышения КПД паросиловой установки в целом. При этом применяется наружное принудительное водяное охлаждение камеры сгорания и смешения с подмешиванием балластной воды к продуктам сгорания.A number of devices are known: a hydrogen high-temperature steam generator with combined cooling of the combustion chamber (see RF patent for the invention No. 2358191, IPC F22B1 / 26, published June 10, 2009), hydrogen high-temperature steam generator with combined evaporative cooling of the mixing chamber (see RF patent for invention No. 2358190, IPC F22B1 / 26, publ. 06/10/2009), a steam generator (options) (see RF patent for invention No. 2431079, IPC F22B1 / 26, publ. 10/10/2011). These devices are designed to generate steam of high parameters and can be used in steam generators to increase the pressure and temperature of the working fluid and increase the efficiency of the steam power plant as a whole. In this case, external forced water cooling of the combustion chamber and mixing is applied with the addition of ballast water to the combustion products.

Недостаток вышеприведенных устройств заключается в неэффективном использовании теплоты высокотемпературных продуктов сгорания водорода в кислороде вследствие их постоянного принудительного охлаждения в цилиндрической части камеры сгорания, что связано с отведением значительного количества теплоты, а также постоянного принудительного охлаждения в промежуточном сопле и в камере смешения, вследствие значительного количества теплоты, необходимой для изменения фазового состояния балластировочной воды. Также недостатком является наличие в получаемом паре продуктов высокотемпературной диссоциации, что опасно детонацией в процессе расширения пара в паротурбинной установке.The disadvantage of the above devices is the inefficient use of the heat of high-temperature products of hydrogen combustion in oxygen due to their constant forced cooling in the cylindrical part of the combustion chamber, which is associated with the removal of a significant amount of heat, as well as constant forced cooling in the intermediate nozzle and in the mixing chamber, due to a significant amount of heat necessary to change the phase state of ballast water. Another disadvantage is the presence in the resulting pair of products of high-temperature dissociation, which is dangerous by detonation during the expansion of steam in a steam turbine plant.

Известен способ образования пара в парогазогенераторе и устройство для его осуществления (см. патент РФ на изобретение № 2371594, МПК F02С6/00, опубл. 27.10.2009). Изобретение заключается в том, что сжигают компоненты топлива, испаряют воду и разогревают пар за счет полученной энергии, образуют в камере сгорания водяную вихреобразную оболочку с разрежением внутри ее центральной области, внутри этой области сжигают компоненты топлива, а интенсивное испарение воды и разогрев пара осуществляют после свертывания вихреобразной водяной оболочки. Предлагаемый способ реализован в парогазогенераторе, содержащем камеру сгорания, запальное устройство, испарительную камеру, устройство подвода воды, в котором согласно изобретению подвод воды расположен в верхней части камеры сгорания (возле головки) и выполнен в виде втулки с тангенциальными каналами для закручивания водяного потока и образования вихреобразной оболочки, а в испарительной камере установлена диафрагма, выполненная в виде сопла, расположенного в месте свертывания вихреобразной водяной оболочки, причем диафрагма расположена широким срезом сопла внутрь камеры испарения. Предложенное изобретение позволяет повысить эффективность, снизить тепловую нагрузку на элементы конструкции устройства за счет более эффективного охлаждения и упростить конструкцию.A known method of generating steam in a steam and gas generator and a device for its implementation (see RF patent for the invention No. 2371594, IPC F02C6 / 00, publ. 10.27.2009). The invention lies in the fact that they burn fuel components, evaporate water and heat steam due to the energy received, form a vortex-like water shell in the combustion chamber with a vacuum inside its central region, burn fuel components inside this region, and intensively evaporate water and heat the steam after coagulation of a vortex-like water shell. The proposed method is implemented in a steam and gas generator containing a combustion chamber, an ignition device, an evaporation chamber, a water supply device, in which according to the invention a water supply is located in the upper part of the combustion chamber (near the head) and is made in the form of a sleeve with tangential channels for swirling the water flow and forming a vortex-like shell, and a diaphragm is installed in the evaporation chamber, made in the form of a nozzle located at the point of coagulation of the vortex-like water shell, the diaphragm being lozhena wide slice of the nozzle inside the evaporation chamber. The proposed invention allows to increase efficiency, reduce the heat load on the structural elements of the device due to more efficient cooling and simplify the design.

Недостаток известного парогазогенератора заключается в неэффективном использовании теплоты высокотемпературных продуктов сгорания водорода в кислороде вследствие их постоянного принудительного охлаждения в камере сгорания, что связано со значительным количеством отводимой теплоты, необходимой для изменения фазового состояния балластировочной воды по сравнению с их охлаждением в процессе осуществления перегрева основного рабочего тела паротурбинной установки, например, свежего пара АЭС. Это снижает эффективность и надёжность паро-водородного перегрева свежего пара в цикле влажно-паровой АЭС. Также недостатком является наличие в получаемом паре продуктов химического недожога, что опасно детонацией в процессе расширения пара в паротурбинной установке.A disadvantage of the known steam and gas generator is the inefficient use of the heat of high-temperature products of hydrogen combustion in oxygen due to their constant forced cooling in the combustion chamber, which is associated with a significant amount of heat removed necessary to change the phase state of ballast water compared to their cooling during the overheating of the main working fluid a steam turbine plant, for example, fresh steam from a nuclear power plant. This reduces the efficiency and reliability of the steam-hydrogen overheating of fresh steam in the wet-steam nuclear power plant cycle. Another disadvantage is the presence in the resulting pair of products of chemical underburning, which is dangerous by detonation during the expansion of steam in a steam turbine plant.

Известно электрогенерирующее устройство с высокотемпературной паровой турбиной, включающее паровой котел, высокотемпературный Н22 - пароперегреватель, теплоутилизационный котел, паровую турбину с электрогенератором и конденсатором, установку для получения водорода из природного газа методом конверсии, установку для производства кислорода методом разделения воздуха (см. патент РФ на полезную модель № 2335642, МПК F01K13/00, опубл. 27.05.2007 г.). В высокотемпературном Н22 - пароперегревателе водяной пар перегревается за счет поступления и сжигания в нем водорода с кислородом в среде водяного пара без промежуточной теплообменной поверхности. Для полезного использования энергии уходящих газов из установки для конверсии природного газа в водород установлен утилизационный котел, выход пара из которого связан с промежуточным вводом пара в турбину с электрогенератором и (или) с системой охлаждения проточной части турбины. Устройство предназначено для производства электроэнергии с использованием высокотемпературной паровой турбины с комбинированным, в том числе водородным, топливом.A power generating device with a high-temperature steam turbine is known, including a steam boiler, high-temperature Н 2 / О 2 - a superheater, a heat recovery boiler, a steam turbine with an electric generator and a condenser, a plant for producing hydrogen from natural gas by a conversion method, a plant for oxygen production by air separation (see RF patent for utility model No. 2335642, IPC F01K13 / 00, published on 05.27.2007). In a high-temperature Н 2 / О 2 superheater, water vapor overheats due to the intake and burning of hydrogen and oxygen in it in a water vapor medium without an intermediate heat exchange surface. For the beneficial use of the energy of the exhaust gases from the installation for converting natural gas to hydrogen, a recovery boiler has been installed, the steam output from which is connected to the intermediate input of steam into the turbine with an electric generator and (or) with a cooling system for the turbine flow part. The device is designed to produce electricity using a high-temperature steam turbine with combined, including hydrogen, fuel.

Недостатком данной полезной модели является невозможность её использования в случае, когда получаемый водяной пар имеет температуру меньше, чем температура самовоспламенения водорода в смеси с кислородом, а также когда расход пара снижен или полностью отсутствует, поскольку не обеспечивается понижение (регулирование) температуры водородно-кислородного пара. Смешение пара с продуктами сгорания водорода и кислорода опасно детонацией продуктов высокотемпературной диссоциации, содержащихся в получаемом перегретом паре.The disadvantage of this utility model is the impossibility of its use in the case when the resulting water vapor has a temperature lower than the temperature of self-ignition of hydrogen in a mixture with oxygen, and also when the steam consumption is reduced or completely absent, since the temperature of hydrogen-oxygen vapor is not reduced (regulated) . Mixing steam with the products of hydrogen and oxygen combustion is dangerous by detonation of the products of high-temperature dissociation contained in the resulting superheated steam.

Известен вихревой водород-кислородный пароперегреватель (см. патент РФ на изобретение № 2361146, МПК F22G1/16, опубл. 10.07.2009). Вихревой водород-кислородный пароперегреватель, содержащий запальное устройство, магистрали подвода горючего (водорода) и окислителя (кислорода), камеры сгорания и смешения, форсунки окислителя и горючего, дополнительно содержит диафрагмированное выходное сопло, а также патрубок и кольцевой канал подачи вторичного пара, конический стабилизатор пламени, пламенную трубу, аксиальное закручивающее устройство, конический стабилизатор пламени, зону смешения вторичного пара с окислителем. Водяной пар из котла или низкотемпературного перегревателя с температурой 100-250°C перегревается за счет сжигания водорода в кислороде и смешивается с основным паром. Изобретение обеспечивает повышение качества равномерности температурного поля на выходе из пароперегревателя, обеспечение возможности регулирования температуры горения, обеспечение условий устойчивого горения.Known vortex hydrogen-oxygen superheater (see RF patent for the invention No. 2361146, IPC F22G1 / 16, publ. 10.07.2009). A vortex hydrogen-oxygen superheater containing an ignition device, lines for supplying fuel (hydrogen) and oxidizer (oxygen), a combustion and mixing chamber, oxidizer and fuel nozzles, further comprises a diaphragm outlet nozzle, as well as a nozzle and an annular channel for supplying secondary steam, a conical stabilizer flame, flame tube, axial swirling device, conical flame stabilizer, mixing zone of secondary steam with an oxidizing agent. Water vapor from a boiler or low temperature superheater with a temperature of 100-250 ° C is overheated by burning hydrogen in oxygen and mixes with the main steam. The invention improves the quality of the uniformity of the temperature field at the outlet of the superheater, provides the ability to control the temperature of combustion, ensuring stable combustion.

Недостатком данного изобретения является невозможность работы данной системы в условиях сниженного расхода водяного пара или полном его отсутствии из котла или низкотемпературного перегревателя, поскольку не обеспечивается понижение температуры водородно-кислородного пара. Это снижает надёжность паро-водородного перегрева свежего пара в цикле влажно-паровой АЭС. Смешение пара с продуктами сгорания водорода и кислорода опасно детонацией продуктов высокотемпературной диссоциации, содержащихся в получаемом перегретом паре.The disadvantage of this invention is the inability to operate this system in conditions of reduced consumption of water vapor or its complete absence from the boiler or low-temperature superheater, since the temperature of the hydrogen-oxygen vapor is not reduced. This reduces the reliability of the steam-hydrogen overheating of fresh steam in the wet-steam nuclear power plant cycle. Mixing steam with the products of hydrogen and oxygen combustion is dangerous by detonation of the products of high-temperature dissociation contained in the resulting superheated steam.

Известна система сжигания водорода для паро-водородного перегрева свежего пара в цикле атомной электрической станции (см. патент РФ №2427048, МПК G21D 5/16, F22B1/26, F01K3/18, опубл. 10.11.2010 г.). Система сжигания водорода для паро-водородного перегрева свежего пара в цикле АЭС, включающая водород-кислородный парогенератор, снабженный запальным устройством, содержащая магистрали подвода окислителя (кислорода) и горючего (водорода), водород-кислородную камеру сгорания первоначального нестехиометрического окисления, дожигающую водород-кислородную камеру сгорания стехиометрического окисления, полость смешения высокотемпературного пара со свежим паром на участке перед цилиндром высокого давления паровой турбины, при этом дожигающая водород-кислородная камера сгорания стехиометрического окисления выполнена в виде диффузора, размещённого в полости смешения высокотемпературного пара со свежим паром, в связи, с чем камера сгорания охлаждается за счёт обтекания свежим паром.A known system of burning hydrogen for steam-hydrogen overheating of fresh steam in the cycle of a nuclear power plant (see RF patent No. 2427048, IPC G21D 5/16, F22B1 / 26, F01K3 / 18, publ. 10.11.2010). A hydrogen combustion system for steam-hydrogen overheating of fresh steam in an NPP cycle, including a hydrogen-oxygen steam generator equipped with an ignition device, containing oxidizer (oxygen) and fuel (hydrogen) supply lines, a hydrogen-oxygen initial non-stoichiometric oxidation combustion chamber, which burns hydrogen-oxygen a stoichiometric oxidation combustion chamber, a cavity for mixing high-temperature steam with fresh steam in the area in front of the high-pressure cylinder of the steam turbine, while ayuschaya hydrogen-oxygen combustion chamber the stoichiometric oxidation is formed as a cone, placed in the cavity of mixing high-temperature steam from the live steam, in connection with which the combustion chamber is cooled due to the flow of fresh steam.

Недостатком данного изобретения является невозможность работы системы в условиях сниженного расхода свежего пара или полном его отсутствии, поскольку не обеспечивается понижение (регулирование) температуры водород-кислородного пара. Это снижает надёжность паро-водородного перегрева свежего пара в цикле влажно-паровой АЭС. Смешение перегреваемого пара с продуктами сгорания водорода и кислорода опасно детонацией продуктов высокотемпературной диссоциации, содержащихся в получаемом перегретом паре.The disadvantage of this invention is the impossibility of the system in conditions of reduced consumption of fresh steam or its complete absence, since it is not possible to lower (control) the temperature of hydrogen-oxygen vapor. This reduces the reliability of the steam-hydrogen overheating of fresh steam in the wet-steam nuclear power plant cycle. Mixing superheated steam with the products of hydrogen and oxygen combustion is dangerous by detonation of the products of high-temperature dissociation contained in the resulting superheated steam.

Известна система сжигания водорода в цикле АЭС с регулированием температуры водород-кислородного пара (см. патент РФ № 2488903, МПК G21D 5/16, опубл. 27.07.2013 г.). Изобретение относится к области атомной энергетики и предназначено для использования на паротурбинных установках атомных электрических станций (АЭС) при температуре рабочего тела ниже температуры самовоспламенения водорода в смеси с кислородом, а также пара в условиях сниженного расхода свежего пара или полном его отсутствии. Система сжигания водорода в цикле АЭС включает водород-кислородный парогенератор с запальным устройством, магистрали подвода окислителя (кислорода) и горючего (водорода), водород-кислородную камеру сгорания первоначального нестехиометрического окисления, дожигающую водород-кислородную камеру сгорания стехиометрического окисления, полость смешения высокотемпературного пара со свежим паром на участке перед цилиндром высокого давления паровой турбины. Дожигающая камера выполнена в виде диффузора и размещена в полости смешения высокотемпературного пара со свежим паром. К ней подсоединены магистрали подачи балластировочной воды со встроенными форсунками, пролегающие вдоль камеры сгорания с противоположных сторон. Встроенные форсунки сообщаются с внутренней областью дожигающей камеры.A known system for burning hydrogen in a nuclear power cycle with temperature regulation of hydrogen-oxygen vapor (see RF patent No. 2488903, IPC G21D 5/16, publ. July 27, 2013). The invention relates to the field of nuclear energy and is intended for use in steam turbine plants of nuclear power plants (NPPs) at a working fluid temperature below the self-ignition temperature of hydrogen mixed with oxygen, as well as steam under conditions of reduced consumption of fresh steam or its complete absence. The hydrogen combustion system in the NPP cycle includes a hydrogen-oxygen steam generator with an ignition device, lines for supplying oxidizer (oxygen) and fuel (hydrogen), a hydrogen-oxygen combustion chamber of initial non-stoichiometric oxidation, a post-combustion hydrogen-oxygen combustion chamber of stoichiometric oxidation, a cavity for mixing high-temperature steam with fresh steam in the area in front of the high pressure cylinder of the steam turbine. The afterburner is made in the form of a diffuser and is placed in the cavity for mixing high-temperature steam with fresh steam. Ballast water supply lines with integrated nozzles connected along the combustion chamber from opposite sides are connected to it. The built-in nozzles communicate with the internal area of the afterburner.

Недостатком данного изобретения является смешение перегреваемого пара с продуктами сгорания водорода и кислорода, что опасно детонацией продуктов высокотемпературной диссоциации, содержащихся в получаемом перегретом паре.The disadvantage of this invention is the mixing of superheated steam with the products of combustion of hydrogen and oxygen, which is dangerous by detonation of the products of high-temperature dissociation contained in the resulting superheated steam.

Известен способ повышения КПД и мощности двухконтурной атомной станции (см. патент РФ на изобретение №2335641, МПК F 01К 3/18; G 21D 5/16, опубл. 10.10.2013 г.). Известный способ предназначен для повышения КПД и мощности двухконтурной атомной станции путем перегрева пара после реакторного парогенератора в котле-пароперегревателе с независимым источником тепловой энергии. Известный способ заключается в том, что в котле-пароперегревателе температуру пара повышают до 800-850°C, при которой при расширении пара в паротурбинной установке из последней ступени цилиндра низкого давления получают насыщенный пар со степенью сухости не менее 99% или слабо перегретый пар с температурой перегрева не более 5°C, тем самым обеспечивается повышение КПД паротурбинной установки и мощности атомной станции.There is a method of increasing the efficiency and power of a dual-circuit nuclear plant (see RF patent for the invention No. 2335641, IPC F 01K 3/18; G 21D 5/16, publ. 10.10.2013). The known method is intended to increase the efficiency and power of a dual-circuit nuclear power plant by superheating the steam after the reactor steam generator in a superheater with an independent source of thermal energy. The known method consists in the fact that in the superheater, the steam temperature is increased to 800-850 ° C, in which when the steam expands in the steam turbine installation, saturated steam with a dryness of at least 99% or slightly superheated steam is obtained from the last stage of the low pressure cylinder overheating temperature of not more than 5 ° C, thereby increasing the efficiency of the steam turbine plant and the power of the nuclear power plant.

Недостатком известного способа (первый вариант) является то, что в данном варианте в качестве окислителя используется воздух, что не может обеспечить эффективное сжигание водорода и приводит к значительным выбросам окислов азота в атмосферу. Недостатком известного способа (второй вариант) является то, что при сжигании водорода в кислородной среде с получением высокотемпературного пара и смешение перегреваемого пара с продуктами сгорания при температуре получаемого перегретого пара 800-850°C опасно детонацией продуктов высокотемпературной диссоциации, содержащихся в получаемом перегретом паре.The disadvantage of this method (the first option) is that in this embodiment, air is used as an oxidizing agent, which cannot provide efficient combustion of hydrogen and leads to significant emissions of nitrogen oxides into the atmosphere. The disadvantage of this method (the second option) is that when hydrogen is burned in an oxygen medium to produce high-temperature steam and mixing superheated steam with combustion products at a temperature of the resulting superheated steam is 800-850 ° C, it is dangerous to detonate the products of high-temperature dissociation contained in the resulting superheated steam.

Известна гибридная АЭС с дополнительной высокотемпературной паровой турбиной (см. патент РФ на изобретение №2661341, МПК C 21D 5/14, опубл. 16.07.2018 г.). Изобретение относится к области атомной теплотехники и призвано повысить эффективность выработки электроэнергии на базе атомных парогенераторов при одновременном увеличении диапазона регулирования вырабатываемой мощности без нарушения режима работы реактора АЭС. Для этого используется дополнительный высокотемпературный паротурбинный блок с котлом-пароперегревателем, использующим органическое или водородное топливо, для перегрева части пара, поступающего из основного парогенератора АЭС. Получаемый перегретый пар направляется в дополнительную паротурбинную установку для выработки дополнительной мощности, при этом основная паротурбинная установка разгружается.A well-known hybrid nuclear power plant with an additional high-temperature steam turbine (see RF patent for invention No. 2661341, IPC C 21D 5/14, published on July 16, 2018). The invention relates to the field of nuclear heat engineering and is designed to increase the efficiency of power generation based on nuclear steam generators while increasing the range of regulation of the generated power without violating the operating mode of the nuclear power plant reactor. For this, an additional high-temperature steam-turbine unit with a boiler-superheater using organic or hydrogen fuel is used to overheat part of the steam coming from the main steam generator of the nuclear power plant. The resulting superheated steam is sent to an additional steam turbine unit to generate additional power, while the main steam turbine unit is unloaded.

Недостатком известного изобретения является использование котла-пароперегревателя, что подразумевает наличие дорогостоящих теплообменных поверхностей и постоянного температурного напора между греющей и нагреваемой средой, что связано с бульшими затратами тепла на перегрев, а также потери тепла с уходящими газами. Все это снижает эффективность установки.A disadvantage of the known invention is the use of a boiler superheater, which implies the presence of expensive heat exchange surfaces and a constant temperature pressure between the heating and the heated medium, which is associated with higher heat costs for overheating, as well as heat loss with flue gases. All this reduces the efficiency of the installation.

Известен способ водородного перегрева пара на АЭС (см. патент РФ на изобретение №2661231, МПК F 01К 3/18; G 21D 5/16, опубл. 13.07.2018 г.). Известный способ позволяет повысить эффективность и безопасность сжигания водорода с кислородом посредством замкнутой системы сжигания для выработки дополнительной электроэнергии на АЭС за счет повышения параметров острого пара или пара после промежуточного перегрева. Для этого осуществляется подача кислорода в котел-пароперегреватель через смесительное устройство осуществляется с определенным избытком для снижения температуры продуктов сгорания и исключения недожога, при этом продукты сгорания после котла-пароперегревателя направляются в охладитель-конденсатор для отделения непрореагировавшего избытка кислорода от водяного пара путем его конденсации с последующей подачей непрореагировавшего избытка кислорода посредством компрессора обратно в смесительное устройство котла-пароперегревателя для сжигания водородного топлива и перегрева пара после основного реакторного парогенератора для повышения мощности и эффективности АЭС.A known method of hydrogen superheating of steam at nuclear power plants (see RF patent for the invention No. 2661231, IPC F 01K 3/18; G 21D 5/16, publ. 07/13/2018). The known method allows to increase the efficiency and safety of burning hydrogen with oxygen through a closed combustion system to generate additional electricity at nuclear power plants by increasing the parameters of hot steam or steam after intermediate overheating. To do this, oxygen is supplied to the superheater through a mixing device with a certain excess to reduce the temperature of the combustion products and to eliminate unburning, while the combustion products after the superheater are sent to the cooler-condenser to separate the unreacted excess of oxygen from water vapor by condensing it with the subsequent supply of unreacted excess oxygen through the compressor back to the mixing device of the boiler I for the combustion of hydrogen fuel and superheating steam after the main reactor steam generator to increase the power and efficiency of nuclear power.

Недостатком известного изобретения является использование котла-пароперегревателя, что подразумевает наличие дорогостоящих теплообменных поверхностей и постоянного температурного напора между греющей и нагреваемой средой, что связано с бульшими затратами тепла на перегрев, а также потери тепла с уходящими газами. Кроме того, для сжигания водорода с избытком окислителя необходимо вырабатывать избыточное количество кислорода, что потребует дополнительных затрат. Все это снижает эффективность установки.A disadvantage of the known invention is the use of a boiler superheater, which implies the presence of expensive heat exchange surfaces and a constant temperature pressure between the heating and the heated medium, which is associated with higher heat costs for overheating, as well as heat loss with flue gases. In addition, for the combustion of hydrogen with an excess of oxidizing agent, it is necessary to produce an excess amount of oxygen, which will require additional costs. All this reduces the efficiency of the installation.

Наиболее близким аналогом является принципиальная схема водородного перегрева острого пара на АЭС (см. Aminov R.Z., Egorov A.N. Evaluation of the efficiency of combining wet-steam NPPs with a closed hydrogen cycle // IOP Conf. Series: Journal of Physics: Conf. Series. 2018. Vol. 1111. 012022. doi:10.1088/1742-6596/1111/1/012022). При использовании данной схемы обеспечивается безопасное и эффективное сжигание водорода в кислородной среде посредством замкнутой системы сжигания. За счет использования тракта охлаждения продуктов сгорания остаточное содержание водорода в продуктах сгорания пренебрежимо мало. После конденсации пара непрореагировавший избыток кислорода возвращаются в камеру сгорания водород-кислородного парогенератора. Повышение эффективности и мощности АЭС осуществляется не только за счет повышения температуры пара в цикле паротурбинной установки, но и за счет либо вытеснения отборов пара системе регенеративного подогрева, либо за счет увеличения расхода свежего пара в основном парогенераторе путем повышения температуры питательной воды выше ее номинального значения. При этом охлаждение продуктов сгорания осуществляется через поверхность теплообмена без смешения рабочих тел.The closest analogue is the concept of hydrogen overheating of acute steam at nuclear power plants (see Aminov RZ, Egorov AN Evaluation of the efficiency of combining wet-steam NPPs with a closed hydrogen cycle // IOP Conf. Series: Journal of Physics: Conf. Series. 2018. Vol. 1111. 012022. doi: 10.1088 / 1742-6596 / 1111/1/012022). Using this scheme, safe and effective combustion of hydrogen in an oxygen medium is ensured through a closed combustion system. Due to the use of the cooling path of the combustion products, the residual hydrogen content in the combustion products is negligible. After steam condensation, unreacted excess oxygen is returned to the combustion chamber of the hydrogen-oxygen steam generator. Increasing the efficiency and power of nuclear power plants is carried out not only by increasing the temperature of the steam in the cycle of the steam turbine installation, but also by either displacing the steam withdrawals to the regenerative heating system, or by increasing the consumption of fresh steam in the main steam generator by increasing the temperature of the feed water above its nominal value. In this case, the combustion products are cooled through the heat exchange surface without mixing the working fluid.

Недостатком известной схемы является то, что для увеличения температуры острого пара используется малоэффективный поверхностный паро-паровой перегреватель, что подразумевает наличие дорогостоящих теплообменных поверхностей и постоянного температурного напора между греющей и нагреваемой средой, что связано с бульшими затратами тепла на перегрев. Кроме того, неэффективно используется скрытая теплота парообразования при конденсации продуктов сгорания водорода в кислородной среде за счет нагрева основного конденсата из паротурбинной установки. При этом в некоторых режимах требуется подача избытка окислителя, который необходимо дополнительно вырабатывать. Все это приводит к снижению эффективности использования энергии водородного топлива.A disadvantage of the known scheme is that to increase the temperature of hot steam, an ineffective surface steam-steam superheater is used, which implies the presence of expensive heat exchange surfaces and a constant temperature head between the heating and the heated medium, which is associated with higher heat costs for overheating. In addition, the latent heat of vaporization is used inefficiently when condensing the products of hydrogen combustion in an oxygen medium by heating the main condensate from a steam turbine plant. Moreover, in some modes, an excess of oxidizing agent is required, which must be additionally generated. All this leads to a decrease in the energy efficiency of hydrogen fuel.

Задачей настоящего изобретения является повышение эффективности использования водородного топлива для повышения мощности и КПД двухконтурных атомных электрических станций.The objective of the present invention is to increase the efficiency of using hydrogen fuel to increase the power and efficiency of dual-circuit nuclear power plants.

Техническим результатом, достигаемым при использовании настоящего изобретения, является повышение эффективности использования водородного топлива при его стехиометрическом сжигании с кислородом для дополнительного подогрева питательной воды после подогревателей высокого давления перед подачей в парогенератор с увеличенным расходом рабочего тела через парогенератор и паротурбинную установку без изменения тепловой мощности реакторной установки и для перегрева пара после парогенератора с целью дополнительной выработки мощности на энергоблоке АЭС.The technical result achieved by using the present invention is to increase the efficiency of using hydrogen fuel during its stoichiometric combustion with oxygen for additional heating of feed water after high pressure heaters before being fed to the steam generator with an increased flow rate of the working fluid through the steam generator and steam turbine without changing the thermal power of the reactor installation and for overheating the steam after the steam generator in order to additionally generate power and NPP.

Указанный технический результат достигается тем, что на АЭС, содержащей водород-кислородную камеру сгорания, тракт охлаждения продуктов сгорания, подогреватели высокого давления питательной воды, питательный насос, согласно изобретения , питательная вода после тракта охлаждения продуктов сгорания водорода в кислороде поступает в смешивающий паро-водяной подогреватель для её подогрева выше номинальной температуры, но не выше температуры кипения при данном давлении перед подачей в парогенератор, при этом подмешанные к питательной воде сконденсировавшиеся продукты сгорания водорода в кислороде после срабатывания в паротурбинной установке выводятся из цикла после конденсатора паротурбинной установки и направляются в бак-аккумулятор.Specified Technical the result is achieved in that at a nuclear power plant containing a hydrogen-oxygen combustion chamber, a cooling path for the combustion products, high pressure heaters of feed water, a feed pump, according to the invention , feed water after the cooling path of the products of hydrogen combustion in oxygen enters the mixing steam-water heater to heat it above the nominal temperature, but not above the boiling point at a given pressure before being fed to the steam generator, while the condensed products of hydrogen combustion in oxygen mixed with feed water after being triggered in a steam turbine installation, they are removed from the cycle after the condenser of the steam turbine installation and sent to the storage tank.

Кроме того, часть продуктов сгорания водорода в кислороде направляется в смешивающий паро-паровой перегреватель для перегрева пара после парогенератора, а также для надежной работы пароводяного подогревателя за счет обеспечения полной конденсации поступающих в него продуктов сгорания водорода в кислороде. При этом подмешанные к перегреваемому пару продукты сгорания водорода в кислороде после срабатывания в паротурбинной установке выводятся из цикла после конденсатора паротурбинной установки и направляются в бак-аккумулятор.In addition, part of the products of hydrogen combustion in oxygen is sent to the mixing steam-steam superheater for steam overheating after the steam generator, as well as for reliable operation of the steam-water heater due to the complete condensation of the products of hydrogen combustion in oxygen entering it. In this case, the products of hydrogen combustion in oxygen mixed with the superheated steam, after being triggered in the steam turbine installation, are removed from the cycle after the condenser of the steam turbine installation and sent to the storage tank.

Сущность изобретения заключается в повышении эффективности использования водородного топлива для повышения мощности и КПД АЭС за счет повышения параметров острого пара перед паротурбинной установкой (ПТУ) и увеличенного расхода рабочего тела через парогенератор (ПГ) и ПТУ вследствие дополнительного подогрева питательной воды после подогревателей высокого давления теплотой продуктов сгорания водорода в кислороде выше номинальной температуры, но не выше температуры кипения при данном давлении перед подачей в ПГ. Это достигается за счет того, что конденсация продуктов стехиометрического сжигания водорода в кислородной среде после тракта охлаждения продуктов сгорания осуществляется при смешении с питательной водой из цикла ПТУ, что обеспечивает бьльшую эффективность использования теплоты конденсации продуктов сгорания и меньшие затраты водородного топлива. Кроме того, осуществляется перегрев пара после парогенератора за счет его смешения с частью продуктов стехиометрического сжигания водорода в кислородной среде после тракта охлаждения продуктов сгорания, что обеспечивает повышение КПД и мощности АЭС. Обеспечение постоянства мощности реакторной установки в результате подогрева питательной воды выше номинальной температуры приводит к повышению расхода рабочего тела через ПГ и ПТУ, что в итоге даёт увеличение мощности и КПД АЭС. Отсутствие теплообменной поверхности между греющими продуктами сгорания водорода с кислородом и нагреваемой питательной водой и паром требует меньших затрат теплоты водородного топлива и меньших капиталозатрат. При этом используются водород и кислород, полученные методом электролиза воды во внепиковые часы графика электрической нагрузки энергосистемы.The essence of the invention is to increase the efficiency of using hydrogen fuel to increase the power and efficiency of nuclear power plants by increasing the parameters of sharp steam in front of a steam turbine unit (PTU) and increased flow of the working fluid through a steam generator (PG) and PTU due to the additional heating of feed water after high pressure heaters with the warmth of products the combustion of hydrogen in oxygen is higher than the nominal temperature, but not higher than the boiling point at a given pressure before being fed to the steam generator. This is achieved due to the fact that the condensation of the products of stoichiometric combustion of hydrogen in an oxygen medium after the cooling path of the combustion products is carried out by mixing with feed water from the cycle of technical training, which provides greater efficiency in using the heat of condensation of the combustion products and lower costs of hydrogen fuel. In addition, steam is overheated after the steam generator by mixing it with part of the products of stoichiometric combustion of hydrogen in an oxygen medium after the cooling path of the combustion products, which ensures an increase in the efficiency and power of nuclear power plants. Ensuring the constancy of the power of the reactor installation as a result of heating the feed water above the nominal temperature leads to an increase in the flow rate of the working fluid through the steam generator and the anti-tank train, which ultimately leads to an increase in the power and efficiency of the nuclear power plant. The absence of a heat exchange surface between the heating products of the combustion of hydrogen with oxygen and heated feed water and steam requires less heat of hydrogen fuel and lower capital costs. In this case, hydrogen and oxygen are used, obtained by the method of water electrolysis during off-peak hours of the graph of the electrical load of the power system.

Изобретение иллюстрируется чертежом (фиг. 1), где показана принципиальная технологическая схема повышения мощности двухконтурной АЭС за счет комбинирования с водородным циклом. Позиции на чертеже обозначают следующее: 1 - водород-кислородная камера сгорания; 2 - тракт охлаждения продуктов сгорания; 3 - смешивающий пароводяной подогреватель; 4 - смешивающий паро-паровой перегреватель; 5 - конденсатный насос; 6 - подогреватели низкого давления; 7 - деаэратор; 8 - питательный насос; 9 - паровая задвижка; 10 - подогреватели высокого давления; 11 - задвижка.The invention is illustrated in the drawing (Fig. 1), which shows a schematic flow diagram of increasing the power of a dual-circuit nuclear power plant by combining it with a hydrogen cycle. The positions in the drawing indicate the following: 1 - hydrogen-oxygen combustion chamber; 2 - tract cooling the combustion products; 3 - mixing steam-water heater; 4 - mixing steam-steam superheater; 5 - condensate pump; 6 - low pressure heaters; 7 - deaerator; 8 - feed pump; 9 - steam valve; 10 - high pressure heaters; 11 - valve.

Работа осуществляется следующим способом. После деаэратора 7 за счет работы питательного насоса 8 питательная вода после подогревателей высокого давления 10 за счет закрытия задвижки 11 поступает для промежуточного подогрева в тракт охлаждения продуктов сгорания 2, образующихся при стехиометрическом сжигании водорода в кислородной среде посредством водород-кислородной камеры сгорания 1. После тракта охлаждения продуктов сгорания 2 питательная вода поступает в смешивающий пароводяной подогреватель 3, где подогревается до температуры выше номинальной, но не выше температуры кипения при данном давлении перед подачей в парогенератор АЭС за счет охлаждения и конденсации части продуктов сгорания, поступающих из тракта охлаждения продуктов сгорания 2. При этом, подмешанные к питательной воде продукты сгорания после срабатывания в ПТУ перед подачей через конденсатный насос 5 в подогреватели низкого давления 6 выводятся из цикла после конденсатора ПТУ и направляются в бак-аккумулятор.The work is carried out in the following way. After the deaerator 7 due to the operation of the feed pump 8, the feed water after the high pressure heaters 10 due to the closure of the valve 11 enters for intermediate heating in the cooling path of the combustion products 2 generated by stoichiometric combustion of hydrogen in an oxygen medium through a hydrogen-oxygen combustion chamber 1. After the path cooling the combustion products 2, the feed water enters the mixing steam-water heater 3, where it is heated to a temperature above the nominal, but not above the bale temperature at a given pressure before being fed to the steam generator of the NPP due to cooling and condensation of part of the combustion products coming from the cooling circuit of the combustion products 2. Moreover, the combustion products mixed with feed water after being triggered in a vocational school before being fed through the condensate pump 5 to low pressure heaters 6 are taken out of the cycle after the PTU capacitor and sent to the storage tank.

Кроме того, часть продуктов сгорания после тракта охлаждения продуктов сгорания 2 за счет открытия паровой задвижки 9 направляется в смешивающий паро-паровой перегреватель 4 для повышения параметров пара после парогенератора АЭС, а также для надежной работы пароводяного подогревателя 3 за счет обеспечения полной конденсации поступающих в него продуктов сгорания водорода в кислороде. При этом подмешанные продукты сгорания водорода в кислороде вместе с основным потоком рабочего тела после срабатывания в ПТУ перед подачей через конденсатный насос 5 в подогреватели низкого давления 6 выводятся из цикла после конденсатора ПТУ и направляются в бак-аккумулятор.In addition, part of the combustion products after the cooling path of the combustion products 2 due to the opening of the steam gate 9 is sent to the mixing steam-steam superheater 4 to increase the parameters of the steam after the steam generator of the nuclear power plant, as well as for reliable operation of the steam-water heater 3 by ensuring complete condensation coming into it products of hydrogen combustion in oxygen. In this case, the mixed products of hydrogen combustion in oxygen, together with the main flow of the working fluid after being triggered in the vocational school before being fed through the condensate pump 5 to the low-pressure heaters 6, are taken out of the cycle after the condenser and are sent to the storage tank.

Отличительным признаком способа повышения мощности двухконтурной АЭС за счет комбинирования с водородным циклом, является повышение эффективности использования водородного топлива при его стехиометрическом сжигании в кислородной среде за счет более эффективного использования теплоты образующихся продуктов сгорания при повышении мощности и КПД АЭС с увеличенным расходом рабочего тела через парогенератор и паротурбинную установку в результате дополнительного подогрева питательной воды выше номинальной температуры, но не выше температуры кипения при данном давлении перед подачей в парогенератор без изменения тепловой мощности реакторной установки, а также за счет перегрева пара после парогенератора.A distinctive feature of the method of increasing the power of a dual-circuit nuclear power plant by combining it with a hydrogen cycle is to increase the efficiency of using hydrogen fuel when it is stoichiometrically burned in an oxygen medium due to more efficient use of the heat of the resulting combustion products while increasing the power and efficiency of nuclear power plants with an increased flow rate of the working fluid through a steam generator and steam turbine installation as a result of additional heating of feed water above the nominal temperature, but not higher than boiling point at a given pressure before being fed to the steam generator without changing the thermal power of the reactor installation, as well as due to steam overheating after the steam generator.

Claims (2)

1. Способ повышения мощности двухконтурной АЭС за счет комбинирования с водородным циклом, содержащий водород-кислородную камеру сгорания, тракт охлаждения продуктов сгорания, подогреватели высокого давления питательной воды, питательный насос, отличающийся тем, что питательная вода после тракта охлаждения продуктов сгорания водорода в кислороде поступает в смешивающий пароводяной подогреватель для её подогрева выше номинальной температуры, но не выше температуры кипения при данном давлении перед подачей в парогенератор, при этом подмешанные к питательной воде сконденсировавшиеся продукты сгорания водорода в кислороде после срабатывания в паротурбинной установке перед подачей через конденсатный насос в подогреватели низкого давления и деаэратор выводятся из цикла после конденсатора паротурбинной установки и направляются в бак-аккумулятор.1. A method of increasing the power of a dual-circuit nuclear power plant by combining it with a hydrogen cycle, containing a hydrogen-oxygen combustion chamber, a cooling path for the combustion products, high pressure heaters for the feed water, a feed pump, characterized in that feed water after the cooling path for the combustion products of hydrogen in oxygen is supplied to a mixing steam-water heater for its heating above the nominal temperature, but not above the boiling point at a given pressure before being fed to the steam generator, while condensed products of hydrogen combustion in oxygen mixed with feed water after being triggered in a steam turbine unit before being fed through a condensate pump to low pressure heaters and a deaerator are removed from the cycle after the condenser of the steam turbine unit and sent to the storage tank. 2. Способ повышения мощности двухконтурной АЭС за счет комбинирования с водородным циклом по п. 1, характеризующийся тем, что часть продуктов сгорания водорода в кислороде направляется в смешивающий паро-паровой перегреватель для перегрева пара после парогенератора, а также для надежной работы пароводяного подогревателя за счет обеспечения полной конденсации поступающих в него продуктов сгорания водорода в кислороде, при этом подмешанные к пару продукты сгорания водорода в кислороде после срабатывания в паротурбинной установке перед подачей через конденсатный насос в подогреватели низкого давления и деаэратор выводятся из цикла после конденсатора паротурбинной установки и направляются в бак-аккумулятор.2. A method of increasing the power of a dual-circuit nuclear power plant by combining it with a hydrogen cycle according to claim 1, characterized in that a part of the products of hydrogen combustion in oxygen is sent to a mixing steam-steam superheater for overheating the steam after the steam generator, as well as for reliable operation of the steam-water heater due to ensuring complete condensation of the products of hydrogen combustion in oxygen entering it, while the products of hydrogen combustion in oxygen mixed with steam after being triggered in a steam turbine plant before odachey via condensate pump in low pressure heaters and deaerator output from the cycle after the condenser of the steam turbine plant and sent to the storage tank.
RU2019105185A 2019-02-25 2019-02-25 Method to increase power of double circuit npp by combining with hydrogen cycle RU2707182C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2019105185A RU2707182C1 (en) 2019-02-25 2019-02-25 Method to increase power of double circuit npp by combining with hydrogen cycle

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2019105185A RU2707182C1 (en) 2019-02-25 2019-02-25 Method to increase power of double circuit npp by combining with hydrogen cycle

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2707182C1 true RU2707182C1 (en) 2019-11-25

Family

ID=68652900

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2019105185A RU2707182C1 (en) 2019-02-25 2019-02-25 Method to increase power of double circuit npp by combining with hydrogen cycle

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2707182C1 (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2816927C1 (en) * 2023-05-02 2024-04-08 Даниил Михайлович Аношин Method of operating phase transition accumulator as part of double-circuit nuclear power plant

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0316132A2 (en) * 1987-11-12 1989-05-17 Blower Engineering Inc. Steam generator
RU2427048C2 (en) * 2009-05-04 2011-08-20 Рашид Зарифович Аминов Hydrogen combustion system for steam-hydrogen live steam superheating in cycle of nuclear power plant
RU2488903C1 (en) * 2012-05-03 2013-07-27 Рашид Зарифович Аминов Combustion system of hydrogen in nuclear power plant cycle with temperature control of hydrogen-oxygen steam
RU2661231C1 (en) * 2017-09-28 2018-07-13 Рашид Зарифович Аминов Method of hydrogen steam overheating at npp

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0316132A2 (en) * 1987-11-12 1989-05-17 Blower Engineering Inc. Steam generator
RU2427048C2 (en) * 2009-05-04 2011-08-20 Рашид Зарифович Аминов Hydrogen combustion system for steam-hydrogen live steam superheating in cycle of nuclear power plant
RU2488903C1 (en) * 2012-05-03 2013-07-27 Рашид Зарифович Аминов Combustion system of hydrogen in nuclear power plant cycle with temperature control of hydrogen-oxygen steam
RU2661231C1 (en) * 2017-09-28 2018-07-13 Рашид Зарифович Аминов Method of hydrogen steam overheating at npp

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
AMINOV R.Z., Egorov A.N. Evaluation of the efficiency of combining wet-steam NPPs with a closed hydrogen cycle // IOP Conf. Series: Journal of Physics: Conf. Series. 2018. Vol. 1111. 012022. doi:10.1088/1742-6596/1111/1/012022. *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2816927C1 (en) * 2023-05-02 2024-04-08 Даниил Михайлович Аношин Method of operating phase transition accumulator as part of double-circuit nuclear power plant

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR100363071B1 (en) Gas Turbine and Steam Turbine Plants and Methods for Operating Gas Turbine and Steam Turbine Plants
KR100341646B1 (en) Method of cooling thermally loaded components of a gas turbine group
US6018942A (en) Combined cycle power station with gas turbine cooling air cooler
RU2427048C2 (en) Hydrogen combustion system for steam-hydrogen live steam superheating in cycle of nuclear power plant
US5737912A (en) Method for starting gas turbine in combined cycle power station
RU2488903C1 (en) Combustion system of hydrogen in nuclear power plant cycle with temperature control of hydrogen-oxygen steam
CN104963735B (en) Utilize the method and device of condenser cooling water backwater waste heat gaseous fuel
CA2679811A1 (en) High efficiency feedwater heater
SU1521284A3 (en) Power plant
CN104533623A (en) Positive and negative partial oxidation and steam injection combined circulation of gas turbine
RU2661231C1 (en) Method of hydrogen steam overheating at npp
RU2624690C1 (en) Gaz turbine installation and method of functioning of gas turbine installation
RU2709237C1 (en) Hydrogen burning system for hydrogen vapor overheating of fresh steam in a cycle of a nuclear power plant with swirled flow of components and using ultrahigh-temperature ceramic materials
EP3844371B1 (en) System for generating energy in a working fluid from hydrogen and oxygen and method of operating this system
RU2707182C1 (en) Method to increase power of double circuit npp by combining with hydrogen cycle
JPH08210151A (en) Power plant
Sergeev et al. A gas-generator combined-cycle plant equipped with a high-head heat-recovery boiler
RU2768766C1 (en) Steam turbine plant of the npp with an additional steam turbine and with a system for the safe use of hydrogen
RU2709783C1 (en) Method of hydrogen heating of feed water to npp
CN209876968U (en) Waste heat utilization system for starting boiler of gas turbine power plant
Aminov et al. Evaluation of the efficiency of combining wet-steam NPPs with a closed hydrogen cycle
RU2736603C1 (en) System for safe use of hydrogen while increasing power of double-circuit npp above nominal
CN208280995U (en) Turbo-generator Set with direct-burning heating
RU2666271C1 (en) Gas turbine co-generation plant
RU167924U1 (en) Binary Combined Cycle Plant

Legal Events

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

Effective date: 20210226