RU2709783C1 - Method of hydrogen heating of feed water to npp - Google Patents

Method of hydrogen heating of feed water to npp Download PDF

Info

Publication number
RU2709783C1
RU2709783C1 RU2019117829A RU2019117829A RU2709783C1 RU 2709783 C1 RU2709783 C1 RU 2709783C1 RU 2019117829 A RU2019117829 A RU 2019117829A RU 2019117829 A RU2019117829 A RU 2019117829A RU 2709783 C1 RU2709783 C1 RU 2709783C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
steam
hydrogen
combustion products
feed water
combustion
Prior art date
Application number
RU2019117829A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Рашид Зарифович Аминов
Александр Николаевич Егоров
Original Assignee
Рашид Зарифович Аминов
Александр Николаевич Егоров
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Рашид Зарифович Аминов, Александр Николаевич Егоров filed Critical Рашид Зарифович Аминов
Priority to RU2019117829A priority Critical patent/RU2709783C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2709783C1 publication Critical patent/RU2709783C1/en

Links

Images

Classifications

    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F01MACHINES OR ENGINES IN GENERAL; ENGINE PLANTS IN GENERAL; STEAM ENGINES
    • F01KSTEAM ENGINE PLANTS; STEAM ACCUMULATORS; ENGINE PLANTS NOT OTHERWISE PROVIDED FOR; ENGINES USING SPECIAL WORKING FLUIDS OR CYCLES
    • F01K3/00Plants characterised by the use of steam or heat accumulators, or intermediate steam heaters, therein
    • F01K3/18Plants characterised by the use of steam or heat accumulators, or intermediate steam heaters, therein having heaters
    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F02COMBUSTION ENGINES; HOT-GAS OR COMBUSTION-PRODUCT ENGINE PLANTS
    • F02CGAS-TURBINE PLANTS; AIR INTAKES FOR JET-PROPULSION PLANTS; CONTROLLING FUEL SUPPLY IN AIR-BREATHING JET-PROPULSION PLANTS
    • F02C3/00Gas-turbine plants characterised by the use of combustion products as the working fluid
    • F02C3/20Gas-turbine plants characterised by the use of combustion products as the working fluid using a special fuel, oxidant, or dilution fluid to generate the combustion products
    • F02C3/30Adding water, steam or other fluids for influencing combustion, e.g. to obtain cleaner exhaust gases
    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22STEAM GENERATION
    • F22BMETHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
    • F22B1/00Methods of steam generation characterised by form of heating method
    • F22B1/22Methods of steam generation characterised by form of heating method using combustion under pressure substantially exceeding atmospheric pressure
    • F22B1/26Steam boilers of submerged-flame type, i.e. the flame being surrounded by, or impinging on, the water to be vaporised, e.g. water in sprays
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D5/00Arrangements of reactor and engine in which reactor-produced heat is converted into mechanical energy
    • 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

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Combustion & Propulsion (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Sustainable Development (AREA)
  • Sustainable Energy (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Thermal Sciences (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Engine Equipment That Uses Special Cycles (AREA)

Abstract

FIELD: power engineering.
SUBSTANCE: invention relates to power engineering and is intended for use at double-circuit NPPs with water cooled reactors. Method of hydrogen heating of feed water at NPP, containing hydrogen-oxygen combustion chamber, combustion products combustion path, feed water heaters, feed pump, compressor, tank-accumulator. Mixture of steam additionally generated in steam generator, obtained by heating feed water before steam generator, and hydrogen combustion products in oxygen medium after cooling channel of combustion products is directed to additional steam turbine plant to generate power, note here that condensed steam condensed in condenser is fed into regenerative cycle of main steam-turbine plant while condensed steam from combustion products is directed to accumulator tank. At that, non-condensing gases from combustion products are discharged into atmosphere through special gas purification system.
EFFECT: invention enables efficient and reliable use of hydrogen fuel.
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 F01K 23/00, опубл. 20.06.2015; патент РФ на изобретение №2467179, МПК F01K 23/10, опубл. 20.11.2012; патент РФ на изобретение №2489574, МПК F01K 23/10, опубл. 10.08.2013; патент РФ на изобретение №2604208, МПК G21D 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 F01K 23/00, publ. 06/20/2015; RF patent for the invention No. 2467179, IPC F01K 23/10, publ. 20.11.2012; RF patent for the invention No. 2489574, IPC F01K 23/10, published on 08/10/2013; RF patent for the invention No. 260,4208, IPC G21D 3/08, published on 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 наличие потерь тепла с уходящими газами. 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 heat loss with flue gases. 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. G21D 5/16, Veröffentlichungstag 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. G21D 5/16, Veröffentlichungstag 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 unit, 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, что подразумевает наличие потерь 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, which implies the presence of 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 G21D 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 G21D 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 потерь 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 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 наличие потерь 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 the presence of 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 G21D 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 G21D 5/14, publ. 10.10.2004). In the method of heat supply 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, heating of the feed water is performed by boosting the reactor by increasing the flow rate of steam 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.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.

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.

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 F01K 13/00, 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 F01K 13/00, published on 05.27.2007). In a high-temperature H 2 / O 2 superheater, water vapor overheats due to the ingress and combustion 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 способ повышения КПД и мощности двухконтурной атомной станции (см. патент РФ на изобретение №2335641, МПК F01K 3/18; G21D 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°, 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°, 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 power plant (see RF patent for the invention No. 2335641, IPC F01K 3/18; G21D 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 °, at which when the steam expands in the steam turbine installation, saturated steam with a degree of dryness of at least 99% or slightly superheated steam with a temperature is obtained from the last stage of the low pressure cylinder overheating no more than 5 °, thereby increasing the efficiency of the steam turbine unit 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° 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 obtained superheated steam of 800-850 ° is dangerous, the detonation of the products of high-temperature dissociation contained in the resulting superheated steam is dangerous.

Известна гибридная АЭС с дополнительной высокотемпературной паровой турбиной (см. патент РФ на изобретение №2661341, МПК C21D 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 the invention No. 2661341, IPC C21D 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 electricity generation based on nuclear steam generators while increasing the regulation range 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, 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, 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 F01K 3/18; G21D 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 F01K 3/18; G21D 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, а также высокие температурные напряжения при подаче небольшого избытка окислителя. Кроме того, для сжигания водорода с избытком окислителя необходимо вырабатывать избыточное количество кислорода, что потребует дополнительных затрат. Все это снижает эффективность способа.A disadvantage of the known invention is the use of a boiler superheater, which implies the presence of expensive heat exchange surfaces, as well as high temperature stresses when applying a small excess of oxidizing agent. 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 effectiveness of the method.

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 бóльшими 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. Кроме того, дополнительно генерируемый пар направляется в основную паротурбинную установку, что приводит к возникновению переменных режимов в ее работе. Все это приводит к снижению эффективности и надежности использования энергии водородного топлива.A disadvantage of the known scheme is that to increase the temperature of sharp steam, an ineffective surface steam-steam superheater is used, which implies the presence of expensive heat-exchange surfaces and constant temperature pressure between the heating and the heated medium, which is associated with greater heat consumption 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. In addition, additionally generated steam is sent to the main steam turbine unit, which leads to the emergence of variable modes in its operation. All this leads to a decrease in the efficiency and reliability of the use of hydrogen fuel energy.

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

Техническим результатом, достигаемым при использовании настоящего изобретения, является повышение эффективности и надежности использования водородного топлива при его сжигании с кислородом при дополнительном подогреве питательной воды после подогревателей высокого давления и увеличения за счет этого расхода рабочего тела через парогенератор для выработки мощности в дополнительной паротурбинной установке без изменения режима работы реакторной и основной паротурбинной установки. При этом предотвращается попадание несгоревшего водорода во второй контур АЭС.The technical result achieved by using the present invention is to increase the efficiency and reliability of the use of hydrogen fuel when it is burned with oxygen with additional heating of feed water after high pressure heaters and due to this, the flow of the working fluid through the steam generator to generate power in an additional steam turbine unit without changing operating mode of the reactor and main steam turbine installation. This prevents unburned hydrogen from entering the secondary circuit of the nuclear power plant.

Указанный технический результат достигается тем, что на АЭС, содержащей водород-кислородную камеру сгорания, тракт охлаждения продуктов сгорания, подогреватели высокого давления питательной воды, питательный насос, компрессор, бак-аккумулятор, согласно изобретения, смесь дополнительно генерируемого в парогенераторе пара, полученного за счет подогрева питательной воды перед парогенератором, и продуктов сгорания водорода в кислородной среде после тракта охлаждения направляется в дополнительную паровую турбоустановку для выработки мощности, при этом сконденсированный в конденсаторе дополнительно генерируемый пар направляется в регенеративный цикл основной паротурбинной установки, а сконденсированный водяной пар из продуктов сгорания направляются в бак-аккумулятор, при этом неконденсирующиеся из продуктов сгорания газы через систему спецгазоочистки выбрасываются в атмосферу.The specified technical result is achieved by the fact that at a nuclear power plant containing a hydrogen-oxygen combustion chamber, a cooling path for the combustion products, high-pressure feed water heaters, a feed pump, a compressor, a storage tank, according to the invention, a mixture of additional steam generated in the steam generator obtained by heating the feed water in front of the steam generator, and the products of hydrogen combustion in the oxygen medium after the cooling path is sent to an additional steam turbine to generate m generality, the further condensed in the condenser generated steam is sent to the regenerative cycle main steam turbine system, and condensed water vapor from the combustion products are sent to the storage tank, wherein the non-condensable products of combustion gases through the system spetsgazoochistki emitted into the atmosphere.

Сущность изобретения заключается в повышении эффективности и надежности использования водородного топлива для повышения мощности АЭС за счет увеличения расхода рабочего тела через парогенератор (ПГ) вследствие дополнительного подогрева питательной воды после подогревателей высокого давления выше номинальной температуры за счет тепла продуктов сгорания водорода в кислороде, но не выше температуры кипения при данном давлении перед подачей в ПГ. Это достигается за счет того, что охлажденные продукты сгорания водорода в кислородной среде в виде водяного пара смешиваются с дополнительно генерируемым в парогенераторе паром и поступают в дополнительную паротурбинную установку для выработки дополнительной мощности. 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 and reliability of using hydrogen fuel to increase the power of nuclear power plants by increasing the flow rate of the working fluid through a steam generator (GH) due to the additional heating of the feed water after high pressure heaters above the nominal temperature due to the heat of the products of hydrogen combustion in oxygen, but not higher boiling temperature at a given pressure before feeding to the steam generator. This is achieved due to the fact that the cooled products of hydrogen combustion in an oxygen medium in the form of water vapor are mixed with additional steam generated in the steam generator and enter an additional steam turbine unit to generate additional power. In this case, hydrogen and oxygen are used, obtained by the method of electrolysis of water 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 подогрева питательной воды. Позиции на чертеже обозначают следующее: 1 - водород-кислородная камера сгорания; 2 - тракт охлаждения продуктов сгорания; 3 - парораспределительное устройство; 4 - стопорно-регулирующий клапан; 5 - смесительное устройство; 6 - дополнительная паротурбинная установка; 7 - электрогенератор; 8 - конденсатор; 9 - задвижка; 10 - питательный насос; 11 - подогреватели высокого давления; ПГ - парогенератор; ПТУ - паротурбинная установка; СГО - система спецгазоочистки; БА - бак-аккумулятор; СРП - система регенеративного подогрева воды.The invention is illustrated in the drawing (Fig. 1), which shows a schematic flow chart of increasing the power of a dual-circuit nuclear power plant by heating the feed water. The positions in the drawing indicate the following: 1 - hydrogen-oxygen combustion chamber; 2 - tract cooling the combustion products; 3 - steam distribution device; 4 - lock-control valve; 5 - mixing device; 6 - additional steam turbine installation; 7 - electric generator; 8 - capacitor; 9 - valve; 10 - feed pump; 11 - high pressure heaters; GHG - steam generator; PTU - steam turbine installation; SGO - special gas treatment system; BA - storage tank; PSA - a system of regenerative heating of water.

Работа осуществляется следующим способом. Посредством питательного насоса 10 питательная вода после подогревателей высокого давления 11 поступает для подогрева в тракт охлаждения продуктов сгорания 2, где подогревается до температуры выше номинальной, но не выше температуры кипения при данном давлении перед подачей в ПГ АЭС за счет охлаждения продуктов, образующихся при сжигании водорода в кислородной среде посредством водород-кислородной камеры сгорания 1. Дополнительное количество пара, генерируемое в ПГ за счет подогрева питательной воды, посредством стопорно-регулирующего клапана 4 через парораспределительное устройство 3 поступает в смесительное устройство 5, где смешивается с продуктами сгорания водорода в кислородной среде, поступающими из тракта охлаждения продуктов сгорания 2, и направляется в дополнительную паротурбинную установку 6 для выработки мощности в электрогенераторе 7. После срабатывания в дополнительной ПТУ 5 сконденсированное в конденсаторе 8 дополнительное количество пара, генерируемое в ПГ за счет подогрева питательной воды, направляется в СРП основной ПТУ. При этом посредством задвижки 9 сконденсированные в конденсаторе 8 продукты сгорания водорода в кислородной среде направляются в бак-аккумулятор. Неконденсирующиеся из продуктов сгорания газы через СГО выбрасываются в атмосферу.The work is carried out in the following way. By means of the feed pump 10, the feed water after the high pressure heaters 11 is supplied for heating to the cooling path of the combustion products 2, where it is heated to a temperature above the nominal but not higher than the boiling point at this pressure before being fed to the steam generator of the nuclear power plant due to cooling of the products formed during the combustion of hydrogen in an oxygen environment by means of a hydrogen-oxygen combustion chamber 1. An additional amount of steam generated in the steam generator due to the heating of feed water, by means of stop-regulating valve 4 through the steam distribution device 3 enters the mixing device 5, where it is mixed with the products of hydrogen combustion in an oxygen medium coming from the cooling path of the combustion products 2, and is sent to an additional steam turbine unit 6 to generate power in the generator 7. After operation in the additional vocational school 5 the additional steam condensed in the condenser 8, generated in the steam generator due to the heating of the feed water, is sent to the PSA of the main vocational school. In this case, by means of a valve 9, the products of hydrogen combustion in the oxygen medium condensed in the condenser 8 are sent to the storage tank. Non-condensable gases from the combustion products are released into the atmosphere through the CGO.

Отличительным признаком способа водородного подогрева питательной воды на АЭС, является повышение эффективности и надежности использования водородного топлива при его сжигании в кислородной среде за счет более эффективного использования теплоты образующихся продуктов сгорания и выработке мощности в дополнительной паротурбинной установке без изменения режима работы реакторной и основной паротурбинной установки. При этом предотвращается попадание несгоревшего водорода во второй контур АЭС.A distinctive feature of the method for hydrogen heating of feed water at nuclear power plants is to increase the efficiency and reliability of using hydrogen fuel when it is burned in an oxygen medium due to more efficient use of the heat of the resulting combustion products and power generation in an additional steam turbine unit without changing the operating mode of the reactor and main steam turbine unit. This prevents unburned hydrogen from entering the secondary circuit of the nuclear power plant.

Claims (1)

Способ водородного подогрева питательной воды на АЭС, содержащий водород-кислородную камеру сгорания, тракт охлаждения продуктов сгорания, подогреватели высокого давления питательной воды, питательный насос, компрессор, бак-аккумулятор, отличающийся тем, что смесь дополнительно генерируемого в парогенераторе пара, полученного за счет подогрева питательной воды перед парогенератором, и продуктов сгорания водорода в кислородной среде после тракта охлаждения направляется в дополнительную паровую турбоустановку для выработки мощности, при этом сконденсированный в конденсаторе дополнительно генерируемый пар направляется в регенеративный цикл основной паротурбинной установки, а сконденсированный водяной пар из продуктов сгорания направляется в бак-аккумулятор, при этом неконденсирующиеся из продуктов сгорания газы через систему спецгазоочистки выбрасываются в атмосферу.A method for hydrogen heating feed water at nuclear power plants containing a hydrogen-oxygen combustion chamber, a cooling path for combustion products, high pressure feed water heaters, a feed pump, a compressor, a storage tank, characterized in that the mixture of steam additionally generated in the steam generator obtained by heating feed water in front of the steam generator, and hydrogen combustion products in the oxygen medium after the cooling path is sent to an additional steam turbine to generate power In this case, additionally generated steam condensed in the condenser is sent to the regenerative cycle of the main steam turbine unit, and condensed water vapor from the combustion products is sent to the storage tank, while non-condensing gases from the combustion products are released into the atmosphere through the special gas treatment system.
RU2019117829A 2019-06-07 2019-06-07 Method of hydrogen heating of feed water to npp RU2709783C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2019117829A RU2709783C1 (en) 2019-06-07 2019-06-07 Method of hydrogen heating of feed water to npp

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2019117829A RU2709783C1 (en) 2019-06-07 2019-06-07 Method of hydrogen heating of feed water to npp

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2709783C1 true RU2709783C1 (en) 2019-12-20

Family

ID=69006965

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2019117829A RU2709783C1 (en) 2019-06-07 2019-06-07 Method of hydrogen heating of feed water to npp

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2709783C1 (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2786709C1 (en) * 2022-03-18 2022-12-26 федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" (ФГБОУ ВО "НИУ "МЭИ") Method for increasing the maneuverability of a nuclear power plant

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5457721A (en) * 1994-05-25 1995-10-10 Battelle Memorial Institute Method and apparatus for improving the performance of a nuclear power electrical generation system
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
RU2661231C1 (en) * 2017-09-28 2018-07-13 Рашид Зарифович Аминов Method of hydrogen steam overheating at npp
RU2661341C1 (en) * 2017-11-28 2018-07-16 федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" (ФГБОУ ВО "НИУ "МЭИ") Hybrid npp with additional high-temperature steam turbine

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5457721A (en) * 1994-05-25 1995-10-10 Battelle Memorial Institute Method and apparatus for improving the performance of a nuclear power electrical generation system
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
RU2661231C1 (en) * 2017-09-28 2018-07-13 Рашид Зарифович Аминов Method of hydrogen steam overheating at npp
RU2661341C1 (en) * 2017-11-28 2018-07-16 федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" (ФГБОУ ВО "НИУ "МЭИ") Hybrid npp with additional high-temperature steam turbine

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2786709C1 (en) * 2022-03-18 2022-12-26 федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" (ФГБОУ ВО "НИУ "МЭИ") Method for increasing the maneuverability of a nuclear power plant
RU2812839C1 (en) * 2023-04-10 2024-02-02 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Саратовский государственный технический университет имени Гагарина Ю.А." (СГТУ имени Гагарина Ю.А.) Method for improving efficiency of emergency backup of auxiliary needs of double-circuit npp

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US5613356A (en) Method of cooling thermally loaded components of a gas turbine group
JPS5968504A (en) Heat recovery system of gas turbine cooling medium
JPH03151505A (en) Gas/steam electric power generating facility
SU1521284A3 (en) Power plant
RU2661231C1 (en) Method of hydrogen steam overheating at npp
WO2014204347A1 (en) Hybrid atomic power station
RU2709783C1 (en) Method of hydrogen heating of feed water to npp
JPH11173109A (en) Power generation and hot water supply system
RU2253917C2 (en) Mode of exploiting of an atomic steam-turbine plant and an installation for executing it
RU2547828C1 (en) Steam-gas unit of two-circuit nuclear power plant
RU2736603C1 (en) System for safe use of hydrogen while increasing power of double-circuit npp above nominal
RU2768766C1 (en) Steam turbine plant of the npp with an additional steam turbine and with a system for the safe use of hydrogen
Aminov et al. Evaluation of the efficiency of combining wet-steam NPPs with a closed hydrogen cycle
RU2707182C1 (en) Method to increase power of double circuit npp by combining with hydrogen cycle
CN209876968U (en) Waste heat utilization system for starting boiler of gas turbine power plant
RU2759559C1 (en) Method for increasing safety and technical and economic efficiency of npp operation under uniform energy consumption based on hydrogen-heat storage
JP2000133295A (en) Solid electrolyte fuel cell composite power generation plant system
RU2420664C2 (en) Multi-mode heat extraction plant
RU2666271C1 (en) Gas turbine co-generation plant
RU167924U1 (en) Binary Combined Cycle Plant
RU2773580C1 (en) Combined-cycle thermal power plant with energy storage
Kudinov et al. Development of technologies to increase efficiency and reliability of combined cycle power plant with double-pressure heat recovery steam generator
RU2550362C1 (en) Device for increase of efficiency and power of transportable nuclear power plant
RU2416131C1 (en) Control method of power of turbine plant of nuclear station
RU2743868C1 (en) Steam-to-steam power plant