RU2736603C1

RU2736603C1 - System for safe use of hydrogen while increasing power of double-circuit npp above nominal

Info

Publication number: RU2736603C1
Application number: RU2020106866A
Authority: RU
Inventors: Артём Николаевич Байрамов; Рашид Зарифович Аминов
Original assignee: Артём Николаевич Байрамов; Рашид Зарифович Аминов
Priority date: 2019-08-15
Filing date: 2019-08-15
Publication date: 2020-11-19

Abstract

FIELD: physics.

SUBSTANCE: invention relates to nuclear power engineering. Disclosed is a system for safe use of hydrogen with increasing power of double-circuit NPP above nominal, containing hydrogen-oxygen combustion chamber, connected to supply lines of hydrogen and oxygen and feed water with high-pressure heaters. System contains additional steam-water heater of feed water, which is connected to feed water with high-pressure heaters and steam generator, and steam generator is connected by pipelines to reactor, and by steam with superheater, which is connected to steam turbine and pipeline for supply of steam obtained from combustion of hydrogen in oxygen, and wherein additional steam-water feed water heater and superheater are of surface type, and the superheater comprises a cooling zone and a condensation zone of water vapour obtained from combustion of hydrogen with oxygen, as well as a catalytic afterburning zone of unreacted hydrogen with surface oxygen.

EFFECT: invention allows improving safety of hydrogen use during its combustion with oxygen.

1 cl, 1 dwg

Description

Заявляемое изобретение относится к области атомной энергетики и предназначено для использования на двухконтурных энергоблоках АЭС с водо-водяным энергетическим реактором.The claimed invention relates to the field of nuclear energy and is intended for use in two-circuit power units of nuclear power plants with a pressurized water reactor.

Известна гибридная атомная электростанция, включающая ядерный реактор на тепловых нейтронах, реакторный парогенератор и паротурбинную установку, работающую на генератор. Включен дополнительный ядерный реактор в качестве источника пароперегрева, подключенного к пароперегревателю по его греющей стороне. Вход пароперегревателя по нагреваемой стороне подключен к выходу парогенератора, а выход подключен к входу паротурбинной установки (патент РФ на изобретение №2537386, МПК G21D 5/14, опубл. 10.01.2015 г.). Изобретение относится к атомной энергетике.Known hybrid nuclear power plant, including a nuclear reactor on thermal neutrons, a reactor steam generator and a steam turbine installation, operating on the generator. An additional nuclear reactor is turned on as a source of superheating, connected to the superheater along its heating side. The inlet of the superheater on the heated side is connected to the outlet of the steam generator, and the outlet is connected to the inlet of the steam turbine unit (RF patent for invention No. 2537386, IPC G21D 5/14, publ. 10.01.2015). The invention relates to nuclear energy.

Недостатком гибридной атомной электростанции является дополнительный расход ядерного топлива для осуществления перегрева свежего пара перед цилиндром высокого давления (ЦВД) турбины за счет установки дополнительного ядерного реактора, что определяет снижает экономическую эффективность. Также недостатком является сложность при использовании гибридной атомной электростанции, ее значительные капитальные вложения и эксплуатационные затраты вследствие использования дополнительного ядерного реактора, что также потребует дополнительных затрат в соответствующие дополнительные системы безопасности. Все это снижает эффективность данной гибридной атомной электростанции.The disadvantage of a hybrid nuclear power plant is the additional consumption of nuclear fuel for superheating the live steam in front of the high-pressure cylinder (HPC) of the turbine due to the installation of an additional nuclear reactor, which reduces economic efficiency. Also, the disadvantage is the complexity of using a hybrid nuclear power plant, its significant capital investments and operating costs due to the use of an additional nuclear reactor, which will also require additional costs in the corresponding additional safety systems. All this reduces the efficiency of this hybrid nuclear power plant.

Известна гибридная АЭС с дополнительной высокотемпературной паровой турбиной, содержащая последовательно соединенные ядерный реактор, низкотемпературный реакторный парогенератор, низкотемпературную паровую турбину с сепаратором-пароперегревателем, конденсатор, конденсатный насос, регенеративные подогреватели низкого давления, деаэратор, питательный насос и подогреватель высокого давления. При этом к основной низкотемпературной паровой турбине присоединяется высокотемпературный паротурбинный блок с котлом-пароперегревателем, использующий для перегрева часть пара, идущего из реакторного парогенератора, теплоту сгорания органического топлива. Перегретый высокотемпературный пар направлен к высокотемпературной паровой турбине, присоединенной к стандартной АЭС и общему реакторному парогенератору (патент РФ на изобретение №2661341, МПК G21D 5/14, опубл. 16.07.2018 г.). Изобретение относится к области атомной теплотехники.Known hybrid nuclear power plant with an additional high-temperature steam turbine, containing a series-connected nuclear reactor, a low-temperature reactor steam generator, a low-temperature steam turbine with a separator-superheater, a condenser, a condensate pump, regenerative low-pressure heaters, a deaerator, a feed pump and a high-pressure heater. At the same time, a high-temperature steam turbine unit with a superheater boiler is connected to the main low-temperature steam turbine, which uses the heat of combustion of organic fuel for superheating a part of the steam coming from the reactor steam generator. Superheated high-temperature steam is directed to a high-temperature steam turbine connected to a standard nuclear power plant and a common reactor steam generator (RF patent for invention No. 2661341, IPC G21D 5/14, published on July 16, 2018). The invention relates to the field of atomic heat engineering.

Недостатком гибридной АЭС является снижение рабочего ресурса основного оборудования на дополнительном высокотемпературном энергоблоке из-за циклически повторяющегося пуск-остановочного режима работы. При этом в варианте использования водородного топлива, которое, очевидно, вырабатывается в ограниченном количестве, после прекращения его подачи в котел-пароперегреватель высокотемпературный энергоблок разгружается до полного останова. Это приводит к дополнительному увеличению амортизационных затрат оборудования высокотемпературного энергоблока, включая саму турбину. Также недостатком является экономическая неэффективность предложенной схемы вследствие значительных капиталовложений в оборудование высокотемпературного энергоблока, а также дополнительных топливных затрат в варианте использования органического топлива в котле-пароперегревателе, что также связано с вредными выбросами. Также недостатком является снижение КПД гибридной АЭС вследствие тепловых потерь при подаче пара после парогенератора в котел-пароперегреватель дополнительного высокотемпературного энергоблока, что определяет значительное расстояние для данного паропровода, что повлечет перерасход топлива (органического или водородного) в котле-пароперегревателе и, как следствие, дополнительное снижение экономической эффективности. Также недостатком является сложность и громоздкость предложенной схемы гибридной АЭС. Все это определяет низкую надежность и снижает эффективность данной гибридной АЭС.The disadvantage of a hybrid NPP is a decrease in the operating life of the main equipment at the additional high-temperature power unit due to the cyclically repeated start-stop operation. In this case, in the variant of using hydrogen fuel, which is obviously produced in a limited amount, after stopping its supply to the boiler-superheater, the high-temperature power unit is unloaded until it stops completely. This leads to an additional increase in the amortization costs of the equipment of the high-temperature power unit, including the turbine itself. Also, the disadvantage is the economic inefficiency of the proposed scheme due to significant investments in the equipment of the high-temperature power unit, as well as additional fuel costs in the option of using fossil fuel in the boiler-steam superheater, which is also associated with harmful emissions. Another disadvantage is a decrease in the efficiency of a hybrid nuclear power plant due to heat losses when steam is supplied after the steam generator to the superheater boiler of the additional high-temperature power unit, which determines a significant distance for this steam pipeline, which will entail excessive fuel consumption (organic or hydrogen) in the superheater boiler and, as a consequence, additional decrease in economic efficiency. Another disadvantage is the complexity and cumbersomeness of the proposed scheme of a hybrid nuclear power plant. All this determines the low reliability and reduces the efficiency of this hybrid nuclear power plant.

Известна система повышения маневренности и безопасности АЭС, содержащая дополнительную паротурбинную установку, аккумулятор фазового перехода, бак горячей воды, причем дополнительная паротурбинная установка подключена к аккумулятору фазового перехода посредством паропровода, бак горячей воды подключен к аккумулятору фазового перехода посредством двух трубопроводов, аккумулятор фазового перехода подключен к парогенератору посредством трубопровода (патент РФ на полезную модель №164717, МПК G21D 3/18, опубл. 10.09.2016 г.).A system for increasing the maneuverability and safety of a nuclear power plant is known, containing an additional steam turbine unit, a phase change accumulator, a hot water tank, and the additional steam turbine unit is connected to a phase change accumulator via a steam line, a hot water tank is connected to a phase change accumulator through two pipelines, a phase change accumulator is connected to a steam generator through a pipeline (RF patent for a useful model No. 164717, IPC G21D 3/18, publ. 09/10/2016).

Недостатком известной системы является снижение общего количества рабочего тела во втором контуре в режиме зарядки аккумулятора фазового перехода, что приводит к необходимости разгрузки ядерного реактора, что не эффективно вследствие явления отравления ксеноном активной зоны.The disadvantage of the known system is the reduction in the total amount of the working fluid in the second circuit in the charging mode of the phase transition battery, which leads to the need to unload the nuclear reactor, which is not effective due to the phenomenon of xenon poisoning of the core.

Известен способ повышения маневренности и безопасности АЭС на основе теплового и химического аккумулирования, содержащий основную паротурбинную установку (ПТУ), парогенератор (ПГ), устройство парораспределения, причем устройство парораспределения соединено с входом в основную ПТУ и ПГ посредством паропроводов, систему регенерации, электролизную установку для получения водорода и кислорода, водородные и кислородные ресиверы, водород-кислородный парогенератор, дополнительную ПТУ, бак горячей воды (БГВ), бак холодной воды (БХВ), поверхностный теплообменник, при этом дополнительная ПТУ подключена к водород-кислородному парогенератору и к устройству парораспределения посредством паропроводов, водород-кислородный парогенератор соединен с водородными и кислородными ресиверами и БГВ, БГВ соединен с поверхностным теплообменником посредством трубопровода, БХВ соединен с конденсатором дополнительной ПТУ и поверхностным теплообменником посредством трубопроводов, поверхностный теплообменник соединен также с устройством парораспределения и трактом питательной воды основного цикла (после подогревателей высокого давления системы регенерации основной ПТУ), оборудование, входящее в состав водородного хозяйства, выведено за территорию площадки АЭС (патент РФ на изобретение №2640409, МПК G21D 1/00, H02J 9/0, 09.01.2018 г.).There is a known method of increasing the maneuverability and safety of a nuclear power plant based on thermal and chemical accumulation, containing a main steam turbine unit (STU), a steam generator (SG), a steam distribution device, and the steam distribution device is connected to the entrance to the main STU and SG through steam pipelines, a regeneration system, an electrolysis plant for hydrogen and oxygen production, hydrogen and oxygen receivers, a hydrogen-oxygen steam generator, an additional STU, a hot water tank (DHW), a cold water tank (BHV), a surface heat exchanger, while the additional STU is connected to a hydrogen-oxygen steam generator and to a steam distribution device via steam pipelines, a hydrogen-oxygen steam generator is connected to hydrogen and oxygen receivers and a BGV, a BGV is connected to a surface heat exchanger through a pipeline, a BHV is connected to a condenser of an additional STU and a surface heat exchanger through pipelines, a surface heat exchanger is connected and also with a steam distribution device and a feed water path for the main cycle (after the high-pressure heaters of the regeneration system of the main STU), the equipment that is part of the hydrogen economy is removed from the territory of the NPP site (RF patent for invention No. 2640409, IPC G21D 1/00, H02J 9/0, 01/09/2018).

Недостатком известного способа является снижение рабочего ресурса дополнительной паровой турбины из-за циклически повторяющегося пуск-остановочного режима работы, связанного с разновременностью получения и использования водорода и кислорода, что приводит к увеличению амортизационных затрат. При этом водород и кислород, очевидно, вырабатываются в ограниченном количестве. Также недостатком является снижение КПД комбинированного энергоблока вследствие тепловых потерь при подаче пара после парогенератора в поверхностный теплообменник дополнительной паротурбинной установки, что связано с определенным расстоянием для данного паропровода, что повлечет соответствующий перерасход водорода и кислорода при их подаче водород-кислородный парогенератор. Все это снижает надежность и эффективность данного способа повышения маневренности и безопасности АЭС на основе теплового и химического аккумулирования.The disadvantage of this method is a decrease in the working life of an additional steam turbine due to a cyclically repeating start-stop mode of operation associated with the different timing of the production and use of hydrogen and oxygen, which leads to an increase in depreciation costs. At the same time, hydrogen and oxygen are obviously produced in limited quantities. Also, the disadvantage is a decrease in the efficiency of the combined power unit due to heat losses when steam is supplied after the steam generator to the surface heat exchanger of the additional steam turbine unit, which is associated with a certain distance for this steam pipeline, which will entail a corresponding overconsumption of hydrogen and oxygen when they are supplied to the hydrogen-oxygen steam generator. All this reduces the reliability and efficiency of this method of increasing the maneuverability and safety of nuclear power plants based on thermal and chemical storage.

Известен способ водородного перегрева пара на АЭС имеющей в своем составе основной реакторный парогенератор, паротурбинную установку, котел-пароперегреватель, подвод топлива и окислителя, причем 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 (патент РФ на изобретение №2661231, МПК F01K 3/180, G21D 5/16, 13.07.2018 г.).There is a known method of hydrogen superheating of steam at a nuclear power plant, which includes a main reactor steam generator, a steam turbine installation, a boiler-superheater, fuel and oxidizer supply, and oxygen is supplied to the superheater boiler through a mixing device with a certain excess to reduce the temperature of combustion products and eliminate underburning, in this case, the combustion products after the superheater boiler are sent to the cooler-condenser to separate the unreacted excess oxygen from the water vapor by condensing it, followed by feeding the unreacted excess oxygen through the compressor back into the mixing device of the superheater boiler for burning hydrogen fuel and superheating the steam after the main reactor steam generator to increase the power and efficiency of nuclear power plants (RF patent for invention No. 2661231, IPC F01K 3/180, G21D 5/16, 13.07.2018).

Недостатком данного изобретения является невысокий прирост КПД и мощности энергоблока двухконтурной АЭС вследствие незначительного перегрева пара после парогенератора, поскольку теплота конденсации пара, полученного от сжигания водорода с кислородом, отводится охлаждающей воде в охладителе-конденсаторе, а также имеют место дополнительные затраты энергии на компримирование избытка окислителя для подачи в смесительное устройство котла-пароперегревателя для сжигания водородного топлива.The disadvantage of this invention is a low increase in the efficiency and power of the power unit of a double-circuit NPP due to insignificant overheating of steam after the steam generator, since the heat of condensation of steam obtained from the combustion of hydrogen with oxygen is removed to the cooling water in the cooler-condenser, and there are also additional energy costs for compressing the excess oxidizer for feeding into the mixing device of a superheater boiler for burning hydrogen fuel.

Наиболее близким аналогом является установка для обеспечения маневренности атомных электрических станций, содержащая ядерный реактор, парогенератор, паровую турбину, соединенную с электрогенератором, и через конденсатор и конденсатный насос с системой регенеративных подогревателей низкого давления, связанной последовательно установленными деаэратором, питательным насосом парогенератора, подогревателями высокого давления, соединенными с парогенератором, причем подогреватели низкого и высокого давления через конденсатор связаны с паровой турбиной, выходной вал которой соединен с электрогенератором, который связан с реактором для получения кислорода и водорода, за которым установлены емкости для накопления и хранения кислорода и водорода, соединенные с расположенными в технологической последовательности камерой сгорания, паровой турбиной сверхкритических параметров, вторыми конденсатором и конденсатным насосом, связанным через регулирующий клапан с подогревателями низкого давления, деаэратором, питательным насосом камеры сгорания, подогревателями высокого давления, связанными с камерой сгорания, при этом конденсатный насос соединен с резервуаром для воды, связанный с помощью насосов с реактором для получения кислорода и водорода с одной стороны и с камерой сгорания с другой, а подогреватели низкого и высокого давления соединены через второй конденсатор с паровой турбиной сверхкритических параметров, соединенной со вторым электрогенератором (патент РФ на полезную модель №70312, МПК F01K 13/02, H02J 9/0, G21D 3/08 опубл. 20.01.2008 г.).The closest analogue is an installation for ensuring the maneuverability of nuclear power plants, containing a nuclear reactor, a steam generator, a steam turbine connected to an electric generator, and through a condenser and a condensate pump with a system of low-pressure regenerative heaters connected in series with a deaerator, a steam generator feed pump, and high-pressure heaters connected to a steam generator, and the low and high pressure heaters are connected through a condenser to a steam turbine, the output shaft of which is connected to an electric generator, which is connected to a reactor for producing oxygen and hydrogen, behind which tanks are installed for accumulating and storing oxygen and hydrogen, connected to in the technological sequence with a combustion chamber, a supercritical steam turbine, a second condenser and a condensate pump connected through a control valve with low pressure heaters, deaera torus, a feed pump of the combustion chamber, high-pressure heaters connected to the combustion chamber, while the condensate pump is connected to a water tank, connected by pumps to a reactor for producing oxygen and hydrogen on one side and to a combustion chamber on the other, and low and high pressure are connected through a second condenser with a supercritical steam turbine connected to a second electric generator (RF patent for utility model No. 70312, IPC F01K 13/02, H02J 9/0, G21D 3/08 publ. January 20, 2008).

Недостатком данной установки для обеспечения маневренности атомных электрических станций является попадание непрореагировавшего водорода и кислорода в тракт основного рабочего тела высокотемпературной паротурбинной установки с образованием гремучей смеси после камеры сгорания, в которой происходит выработка и перегрев основного пара за счет смешения с паром, полученного от сжигания водорода с кислородом, также недостатком является снижение рабочего ресурса оборудования паротурбинной установки со сверхкритическими параметрами вследствие циклически повторяющегося пуск-остановочного режима работы, связанного с разновременностью получения и использования водорода и кислорода. Также недостатком является сложность и громоздкость предложенной схемы. Все это определяет низкую надежность и снижает безопасность и эффективность данной установки для обеспечения маневренности атомных электрических станций.The disadvantage of this installation for ensuring the maneuverability of nuclear power plants is the ingress of unreacted hydrogen and oxygen into the path of the main working fluid of a high-temperature steam turbine installation with the formation of an explosive mixture after the combustion chamber, in which the main steam is produced and overheated due to mixing with steam obtained from the combustion of hydrogen with oxygen, and a disadvantage is a decrease in the working life of the equipment of a steam turbine plant with supercritical parameters due to a cyclically repeating start-stop mode of operation associated with the difference in timing of obtaining and using hydrogen and oxygen. Another disadvantage is the complexity and cumbersomeness of the proposed scheme. All this determines the low reliability and reduces the safety and efficiency of this installation to ensure the maneuverability of nuclear power plants.

Задачей настоящего изобретения является повышение безопасности использования водорода при повышении мощности энергоблока двухконтурной АЭС выше номинальной.The objective of the present invention is to improve the safety of using hydrogen while increasing the power of the power unit of a two-circuit NPP above the nominal.

Техническим результатом, достигаемым при использовании заявляемого изобретения является повышение безопасности использования водорода при его сжигании с кислородом с целью повышения мощности двухконтурной АЭС выше номинальной за счет использования дополнительного паро-водяного подогревателя питательной воды поверхностного типа и перегревателя пара после парогенераторов поверхностного типа, а не смешивающего, а также использование каталитического дожигателя непрореагировавшего водорода с кислородом поверхностного типа, что исключает попадание непрореагировавшего водорода с кислородом в тракт основного рабочего тела с образованием гремучей смеси.The technical result achieved by using the claimed invention is to increase the safety of using hydrogen when combusted with oxygen in order to increase the power of a two-circuit NPP above the nominal due to the use of an additional steam-water heater for feed water of the surface type and a steam superheater after steam generators of the surface type, rather than mixing, as well as the use of a catalytic afterburner of unreacted hydrogen with surface oxygen, which excludes the ingress of unreacted hydrogen with oxygen into the main working fluid path with the formation of an explosive mixture.

Указанный технический результат достигается тем, что в системе безопасного использования водорода при повышения мощности двухконтурной АЭС выше номинальной, содержащей водород-кислородную камеру сгорания, соединенную с магистралями подачи водорода и кислорода и по питательной воде с подогревателями высокого давления согласно изобретения содержит дополнительный паро-водяной подогреватель питательной воды, который соединен по питательной воде с подогревателями высокого давления и с парогенератором, а парогенератор соединен трубопроводами с реактором, а по пару с пароперегревателем, который соединен с паровой турбиной и с трубопроводом подачи пара, полученного от сжигания водорода в кислороде и при этом дополнительный паро-водяной подогреватель питательной воды и пароперегреватель выполнены поверхностного типа, а пароперегреватель содержит зону охлаждения и зону конденсации водяного пара, полученного от сжигания водорода с кислородом, а также зону каталитического дожигания непрореагировавшего водорода с кислородом поверхностного типа.The specified technical result is achieved by the fact that in the system for the safe use of hydrogen when increasing the power of a two-circuit nuclear power plant above the nominal, containing a hydrogen-oxygen combustion chamber connected to the supply lines of hydrogen and oxygen and through feed water with high-pressure heaters according to the invention contains an additional steam-water heater feed water, which is connected via feed water to high-pressure heaters and to a steam generator, and the steam generator is connected by pipelines to the reactor, and in pairs to a superheater, which is connected to a steam turbine and to a pipeline for supplying steam obtained from the combustion of hydrogen in oxygen and at the same time an additional steam-water feed water heater and superheater are of surface type, and the superheater contains a cooling zone and a condensation zone for water vapor obtained from combustion of hydrogen with oxygen, as well as a catalytic afterburning zone that has not reacted hydrogen with surface oxygen.

Повышение безопасности использования водорода достигается тем, что пар, полученный от сжигания водорода в кислороде первоначально используется для дополнительного подогрева питательной воды выше номинальной температуры, но не выше температуры кипения при данном давлении перед подачей в парогенератор без смешения с питательной водой посредством теплообменной поверхности. Это позволяет увеличить производительность питательных насосов с целью обеспечения постоянства тепловой мощности ядерного реактора. В свою очередь, это приводит к увеличению производительности парогенератора. При этом весь выработанный пар в парогенераторах перед подачей в турбину перегревается за счет охлаждения и конденсации пара, полученного от сжигания водорода в кислороде без смешения, посредством теплообменной поверхности. При этом пар от сжигания водорода в кислороде поступает в пароперегреватель после дополнительного подогрева питательной воды. Это приводит к повышению температуры пара при входе в турбину выше номинальной. С целью полного удаления непрореагировавшего водорода и кислорода из пара, полученного от сжигания водорода в кислороде предусмотрен специальный каталитический дожигатель поверхностного типа, причем таким образом, что тепло от дожигания передается пару после парогенератора.An increase in the safety of using hydrogen is achieved by the fact that the steam obtained from the combustion of hydrogen in oxygen is initially used for additional heating of the feed water above the nominal temperature, but not above the boiling point at a given pressure before being fed into the steam generator without mixing with the feed water by means of a heat exchange surface. This makes it possible to increase the performance of the feed pumps in order to ensure a constant thermal power of the nuclear reactor. In turn, this leads to an increase in the productivity of the steam generator. In this case, all the generated steam in the steam generators, before being fed to the turbine, is overheated due to cooling and condensation of steam obtained from the combustion of hydrogen in oxygen without mixing by means of a heat exchange surface. In this case, steam from the combustion of hydrogen in oxygen enters the superheater after additional heating of the feed water. This leads to an increase in the steam temperature at the turbine inlet above the nominal one. In order to completely remove unreacted hydrogen and oxygen from the steam obtained from the combustion of hydrogen in oxygen, a special surface-type catalytic afterburner is provided, and in such a way that the heat from the afterburning is transferred to the steam after the steam generator.

Изобретение иллюстрируется чертежом, где представлена система безопасного использования водорода при повышении мощности двухконтурной АЭС выше номинальной. Позиции на чертеже обозначают следующее: 1 - дополнительный паро-водяной подогреватель поверхностного типа; 2 - водород-кислородная камера сгорания; 3 - парогенератор; 4 - зона конденсации пароперегревателя поверхностного типа; 5 - зона охлаждения пароперегревателя поверхностного типа; 6 - каталитический дожигатель непрореагировавшего водорода поверхностного типа; I - подача питательной воды после подогревателей высокого давления; II, III - подача водорода и кислорода соответственно; IV - пар начальных параметров после парогенератора; V - перегретый пар в турбину; VI - водяной пар, полученный от сжигания водорода в кислороде; VII - конденсат пара от сжигания водорода в кислороде; VIII, IX - вход и выход соответственно теплоносителя первого контура.The invention is illustrated in the drawing, which shows a system for the safe use of hydrogen when increasing the power of a two-circuit NPP above the nominal. Positions in the drawing indicate the following: 1 - additional steam-water heater of surface type; 2 - hydrogen-oxygen combustion chamber; 3 - steam generator; 4 - condensation zone of the surface-type superheater; 5 - surface-type superheater cooling zone; 6 - surface type catalytic afterburner of unreacted hydrogen; I - feed water supply after high pressure heaters; II, III - supply of hydrogen and oxygen, respectively; IV - pairs of initial parameters after the steam generator; V - superheated steam to the turbine; VI - water vapor obtained from the combustion of hydrogen in oxygen; VII - steam condensate from combustion of hydrogen in oxygen; VIII, IX - inlet and outlet, respectively, of the primary coolant.

Система безопасного использования водорода при повышении мощности двухконтурной АЭС выше номинальной включает дополнительный паро-водяной подогреватель поверхностного типа 1 с присоединенной водород-кислородной камерой сгорания 2. Дополнительный паро-водяной подогреватель 1 соединен с парогенератором 3 по питательной воде. Парогенератор 3 соединен трубопроводами с реактором, а по пару с зонами охлаждения 5 и конденсации 4 пароперегревателя поверхностного типа. Пароперегреватель по пару соединен с каталитическим дожигателем непрореагировавшего водорода и кислорода поверхностного типа бис трубопроводом подачи перегретого пара в турбину, а также с трубопроводом подачи пара, полученного от сжигания водорода с кислородом.The system for the safe use of hydrogen with an increase in the power of a two-circuit NPP above the nominal includes an additional steam-water heater of the surface type 1 with an attached hydrogen-oxygen combustion chamber 2. An additional steam-water heater 1 is connected to the steam generator 3 via feed water. The steam generator 3 is connected by pipelines to the reactor, and in pairs to the cooling zones 5 and condensation 4 of the superheater of the surface type. The superheater is connected by steam to a catalytic afterburner of unreacted hydrogen and oxygen of the surface type bis by a pipeline for supplying superheated steam to the turbine, as well as to a pipeline for supplying steam obtained from the combustion of hydrogen with oxygen.

Система безопасного использования водорода при повышении мощности двухконтурной АЭС выше номинальной работает следующим образом.The system for the safe use of hydrogen with an increase in the power of a two-circuit NPP above the rated one works as follows.

Выработанные водород и кислород методом электролиза воды в ночной провальный внепиковый период электрической нагрузки двухконтурной АЭС и запасенные в системе хранения используются в пиковый период электрической нагрузки путем подачи по соответствующим магистралям II и III. При этом первоначально предполагается осуществление сжигания водорода в кислороде в водород-кислородной камере сгорания 2, соединенной с дополнительным подогревателем питательной воды поверхностного типа 1, который устанавливается после подогревателей высокого давления и соединен с ними по трубопроводу I. Дополнительный подогрев питательной воды осуществляется выше номинальной температуры, но не выше температуры кипения при данном давлении перед подачей в парогенератор 3. Это позволяет увеличить производительность питательных насосов с целью большей подачи питательной воды в единицу времени в парогенератор 3 и при этом с обеспечением постоянства тепловой мощности ядерного реактора, соединенного с парогенератором по теплоносителю VIII и XI. Это в свою очередь приводит к увеличению производительности парогенератора 3 в единицу времени и в результате в турбину поступает большее количество рабочего тела. При этом после парогенератора 3 посредством соединительного трубопровода IV с пароперегревателем поверхностного типа, содержащего зону охлаждения 5 и зону конденсации 4 водяного пара VI, полученного от сжигания водорода в кислороде, весь выработанный в парогенераторе 3 пар перегревается, что приводит к повышению его температуры при входе в турбину выше номинальной V. С пароперегревателем, а именно с зоной охлаждения 5 дополнительно соединена зона каталитического дожигания поверхностного типа 6 непрореагировавшего водорода, что позволяет полностью его удалить из цикла с использованием полученного тепла от дожигания в пользу перегреваемого пара. Замкнутость водородного цикла обеспечивается посредством соединения выхода конденсата пара VII, полученного от сжигания водорода в кислороде и его подачи в электролиз.Hydrogen and oxygen produced by the electrolysis of water during the nighttime disastrous off-peak period of the electrical load of a double-circuit NPP and stored in the storage system are used during the peak period of the electrical load by supplying them through the corresponding lines II and III. At the same time, it is initially planned to carry out combustion of hydrogen in oxygen in a hydrogen-oxygen combustion chamber 2, connected to an additional surface type feed water heater 1, which is installed after high-pressure heaters and connected to them via pipeline I. Additional feed water heating is carried out above the nominal temperature, but not higher than the boiling point at a given pressure before being fed into the steam generator 3. This makes it possible to increase the capacity of the feed pumps in order to supply more feed water per unit time to the steam generator 3 and at the same time ensuring the constancy of the thermal power of the nuclear reactor connected to the steam generator by the coolant VIII and XI. This, in turn, leads to an increase in the productivity of the steam generator 3 per unit of time, and as a result, a larger amount of working fluid enters the turbine. In this case, after the steam generator 3 through the connecting pipeline IV with a superheater of the surface type, containing the cooling zone 5 and the condensation zone 4 of water vapor VI obtained from the combustion of hydrogen in oxygen, all the steam generated in the steam generator 3 is overheated, which leads to an increase in its temperature when entering the turbine is higher than the nominal V. With the superheater, namely with the cooling zone 5, a catalytic afterburning zone of the surface type 6 of unreacted hydrogen is additionally connected, which allows it to be completely removed from the cycle using the heat generated from the afterburning in favor of superheated steam. The closedness of the hydrogen cycle is ensured by connecting the outlet of the condensate of vapor VII, obtained from the combustion of hydrogen in oxygen and its supply to electrolysis.

Отличительным признаком заявляемого изобретения является повышение безопасности использования водорода при повышении мощности энергоблока двухконтурной АЭС выше номинальной за счет использования дополнительного паро-водяного подогревателя, пароперегревателя и каталитического дожигателя непрореагировавшего водорода поверхностного типа, а не смешивающего.A distinctive feature of the claimed invention is an increase in the safety of the use of hydrogen while increasing the power of the power unit of a two-circuit NPP above the nominal due to the use of an additional steam-water heater, a superheater and a catalytic afterburner of unreacted hydrogen of the surface type, rather than mixing.

Claims

A system for the safe use of hydrogen when increasing the power of a two-circuit NPP above the nominal, containing a hydrogen-oxygen combustion chamber connected to the hydrogen and oxygen supply lines and through feed water with high-pressure heaters, characterized in that it contains an additional steam-water heater for feed water, which is connected through the feed water. water with high-pressure heaters and with a steam generator, and the steam generator is connected by pipelines to the reactor, and in pairs to a superheater, which is connected to a steam turbine and to a pipeline for supplying steam obtained from combustion of hydrogen in oxygen, and at the same time an additional steam-water heater for feed water and a steam superheater are made of surface type, and the superheater contains a cooling zone and a zone of condensation of water vapor obtained from combustion of hydrogen with oxygen, as well as a zone for catalytic afterburning of unreacted hydrogen with surface oxygen.