RU2757737C1 - Судовая ядерная энергетическая установка - Google Patents

Судовая ядерная энергетическая установка Download PDF

Info

Publication number
RU2757737C1
RU2757737C1 RU2021108015A RU2021108015A RU2757737C1 RU 2757737 C1 RU2757737 C1 RU 2757737C1 RU 2021108015 A RU2021108015 A RU 2021108015A RU 2021108015 A RU2021108015 A RU 2021108015A RU 2757737 C1 RU2757737 C1 RU 2757737C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
circuit
water
steam
additional
additional circuit
Prior art date
Application number
RU2021108015A
Other languages
English (en)
Inventor
Дмитрий Александрович Шатровский
Original Assignee
Дмитрий Александрович Шатровский
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 Дмитрий Александрович Шатровский filed Critical Дмитрий Александрович Шатровский
Priority to RU2021108015A priority Critical patent/RU2757737C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2757737C1 publication Critical patent/RU2757737C1/ru

Links

Images

Classifications

    • BPERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B63SHIPS OR OTHER WATERBORNE VESSELS; RELATED EQUIPMENT
    • B63HMARINE PROPULSION OR STEERING
    • B63H21/00Use of propulsion power plant or units on vessels
    • B63H21/18Use of propulsion power plant or units on vessels the vessels being powered by nuclear 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
    • Y02TCLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO TRANSPORTATION
    • Y02T70/00Maritime or waterways transport
    • Y02T70/50Measures to reduce greenhouse gas emissions related to the propulsion system

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Combustion & Propulsion (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Ocean & Marine Engineering (AREA)
  • Engine Equipment That Uses Special Cycles (AREA)

Abstract

Изобретение относится к судовым ядерными энергетическими установкам. Судовая ядерная энергетическая установка, содержащая первый контур, которой включает в себя соединенные в замкнутую цепь водо-водяной ядерный реактор, циркуляционный насос первого контура, парогенератор и подключенную к ней систему поддержания давления в первом контуре, и второй контур, который включает в себя соединенные между собой паропроводами нагревательный элемент второго контура, находящийся в парогенераторе, с турбиной высокого давления и далее с турбиной низкого давления, которая через главный конденсатор, конденсатный и питательный насосы и деаэратор соединена с нагревательным элементом второго контура, отличающееся тем, что содержит дополнительный контур, состоящий из циркуляционной системы, в которую входят соединенные в замкнутую цепь циркуляционный насос дополнительного контура, водяной пароперегреватель, установленный на паропроводе между турбинами, и дополнительный теплообменник для нагрева воды дополнительного контура, размещенный по крайней мере в одном парогенераторе, и нагревающий воду дополнительного контура до максимально возможной температуры, и подключенную к нему систему поддержания давления в дополнительном контуре, для исключения кипения воды в дополнительном контуре. Достигается повышение термической КПД установки и внутреннего КПД турбоагрегата за счет снижения потерь от влажности. 1 ил.

Description

Изобретение относится к судовым ядерными энергетическими установкам (СЯЭУ).
На морских судах с СЯЭУ используются водо-водяные реакторы, описанные, например, в учебнике Д.А. Шатровского «Эксплуатация судовых котельных и паропроизводящих установок», Санкт-Петербург, 2019 по специальности 26.05.06 «Эксплуатация судовых энергетических установок». Судовая ядерная энергетическая установка включает в себя ядерную паропроизводящую (ЯППУ) с водо-водяными реакторами и паротурбинную установки (ПТУ). Основной недостаток таких реакторов заключается в низких параметрах пара на выходе из парогенераторов: давление около 3,0-3,7 МПа и температура 285-300°С, что вызвано ограничением температуры теплоносителя - воды для сохранения ее в жидкой фазе. В результате КПД таких установок составляет около 20%. Эти данные были получены автором в результате проведенных им теплотехнических балансовых испытаний четырех судов с ЯЭУ: атомных «Сибирь», «Россия», «Таймыр» и «Севморпуть» и представленные в трех учебных пособиях «Паротурбинные установки атомных судов», изданных в Москве, В/О « Мортехинформреклама» в 1990-1992 годах. Из-за низких начальных параметров пара проточная часть главного турбоагрегата (ГТА) работает в области влажного пара. Кроме низкого КПД цикла, при низких начальных параметрах пара из-за высокой влажности снижается внутренний КПД и возникает интенсивная капельно-ударная эрозия лопаток последних ступеней главных турбоагрегатов. Общеизвестно, что перечисленные недостатки СЯЭУ могут быть устранены применением промежуточной сепарации и промежуточного перегрева пара. К настоящему времени в СЯЭУ применяется только промежуточная сепарация пара там, где главный турбоагрегат двухкорпусный, т.е. на атомном лихтеровозе «Севморпуть» и на атомном ледоколе «Арктика» второго поколения.
ЯППУ с водо-водяными реакторами электростанций из-за огромных мощностей позволяют увеличить начальное давление пара до 6,27 МПа, при этом пар насыщенный - 278,5°С. Температура греющей среды в виде свежего пара для промежуточного пароперегревателя в этом случае оказывается высокой, поэтому в стационарных ЯППУ использование свежего пара в качестве греющего в перегревателе дает существенный эффект и широко используется.
Современные патентные разработки применительно к стационарным ЯППУ направлены на совершенствование конструкции сепараторов-перегревателей, причем часто в качестве греющего пара используется свежий пар. К таким относятся сепаратор-перегреватель (RU 2522273 С1), отличающийся способом установки сепарационных блоков.
Известен патент на установку, в которой для промежуточного перегрева используется пар из утилизационного парогенератора, установленного за газовой турбиной, работающей на природном газе (RU 2499147 С2).
Однако методы решения проблемы, применяемые в стационарной энергетике, не могут быть применимы в СЯЭУ. Одна из причин - малая мощность СЯЭУ - 30-40 МВт в одной установке против 1200 МВт в стационарных ЯЭУ. При повышении начального давления с 3,4 до 6,27 МПа удельный объем пара снижается в 2,2 раза, в результате чего при малой мощности ГТА высота лопаток ТВД становится недопустимо малой. Кроме того, при двухкорпусном исполнении главного турбоагрегата влажность пара на выходе из ТВД будет ниже 13% только при неравном распределении мощности между корпусами ГТА, и только сепарации будет недостаточно чтобы избежать эрозии лопаток.
Наиболее близким аналогом является СЯЭУ атомного ледокола «Арктика» второго поколения, которая содержит первый контур, которой включает в себя соединенные в замкнутую цепь водо-водяной ядерный реактор, циркуляционные насосы и парогенераторы, а также подключенную к ней систему поддержания давления в первом контуре, и второй контур, который включает в себя соединенные между собой паропроводом турбину высокого давления ТВД и турбину низкого давления ТНД, которая через главный конденсатор, конденсатный и питательный насосы и деаэратор соединена с нагревательными элементами второго контура, расположенными в парогенераторах первого контура. Эта СЯЭУ содержит также сепаратор, встроенный в рассечку паропровода между ТВД и ТНД, т.е. пар, выходящий из ТВД, направляется в сепаратор пара, и в ТНД поступает осушенный пар. Использование сепаратора позволяет частично решить одну проблему - снизить или свести к минимуму эрозию лопаток последних ступеней ТНД. Термический КПД остается неизменным, так как температуры влажного и сухого насыщенного пара до и после сепаратора равны, а внутренний КПД турбоагрегата несколько снижается из-за сопротивления сепаратора, и несколько повышается из-за снижения влажности пара.
Предлагаемое изобретение позволяет повысить термический КПД установки, исключить капельно-ударную эрозию лопаток последних ступеней ТНД и существенное повысить внутренней КПД турбоагрегата за счет снижения потерь от влажности.
Перечисленные преимущества достигаются тем, что в судовой ЯЭУ как и в наиболее близком аналоге, судовая ядерная энергетическая установка содержит первый контур, которой включает в себя соединенные в замкнутую цепь водо-водяной ядерный реактор, циркуляционный насосы и подключенную к ней систему поддержания давления в первом контуре, а также парогенераторы, и второй контур, который включает в себя соединенные между собой паропроводом нагревательные элементы второго контура, расположенные в парогенераторах, с турбиной высокого давления и затем с турбиной низкого давления, которая через главный конденсатор, конденсатный и питательный насосы и деаэратор соединена с нагревательными элементами второго контура, расположенными в парогенераторах первого контура.
Отличие состоит в том, что судовая ядерная энергетическая установка содержит дополнительный контур, состоящий из циркуляционной системы, в которую входят соединенные в замкнутую цепь циркуляционный насос, водяной пароперегреватель, установленный на паропроводе между турбинами, и дополнительный теплообменник для нагрева воды дополнительного контура, размещенный по крайней мере в одном парогенераторе, и нагреваемой водой первого контура до температуры не ниже температуры перегретого пара, а также систему поддержания давления в дополнительном контуре, достаточного для исключения кипения воды в дополнительном контуре.
Указанные эффекты достигаются промежуточным перегревом пара в пароперегревателе, в котором греющей средой является вода, циркулирующая в дополнительном контуре. Благодаря использованию воды температура перегрева будет на 60-70°С выше, чем при подогреве с помощью свежего пара. Влажность пара на выходе из ТНД не более 4%.
В процессе поиска аналогов с использованием дополнительного контура не обнаружено.
На чертеже (фиг. 1) изображена схема предлагаемой СЯЭУ, где изображены первый контур, которой включает в себя соединенные в замкнутую цепь водо-водяной ядерный реактор 1, циркуляционный насосы первого контура 2, парогенератор 3, а также систему поддержания давления в первом контуре 4 в котором происходит передача тепла от первого контура ко второму контуру, а также и второй контур, который включает в себя соединенные между собой паропроводом нагревательный элемент второго контура, расположенный в парогенераторе 3, с турбиной высокого давления 5 и затем с турбиной низкого давления 6, которая через главный конденсатор 7, конденсатный 8 и питательный 9 насосы и деаэратор 10 соединена с нагревательным элементом второго контура, расположенным в парогенераторе 3. В известных СЯЭУ, как правило, несколько цепей из ЦНПК и ПГ, параллельно соединенных с одним реактором 1.
Предлагаемая СЯЭУ содержит дополнительный контур, состоящий из циркуляционной системы, в которую входят соединенные в замкнутую цепь циркуляционный насос 11 дополнительного контура, водяной пароперегреватель 12, установленный на паропроводе между турбинами 5 и 6 и дополнительный теплообменник 13 для нагрева воды дополнительного контура, размещенный по крайней мере в одном парогенераторе 3, и нагреваемой водой первого контура до температуры не ниже температуры перегретого пара, а также система поддержания давления в дополнительном контуре 14, достаточного для исключения кипения воды в дополнительном контуре.
Дополнительные водо-водяные теплообменники 13 могут устанавливаться во всех парогенераторах 3 первого контура или в одном из них. Возможна установка отдельного водо-водяного теплообменника 13, который прокачивается водой первого контура также как парогенераторы. Промежуточный пароперегреватель 12, циркуляционный насос 11 дополнительного контура и система поддержания давления в дополнительном контуре 14 располагаются в машинном отделении судна, т.е. за пределами центрального отсека, в котором размещен первый контур со всеми агрегатами и аппаратами и доступ в который ограничен.
Использование воды в качестве греющей среды в судовой установке имеет целый ряд преимуществ по сравнению с общепринятым способом, т.е. перегревом с помощью свежего пара. Главное преимущество - температура перегрева будет выше на 60-70°С. Достигается это за счет более высокой температуры греющей среды. Дело в том, что при нагреве свежим паром подавляющее количество тепла передается при температуре греющей среды, равной температуре насыщения, соответствующей давлению свежего пара. Для параметров пара, используемых в судовых ЯЭУ, основная доля теплоты - это теплота парообразования ≈78,4%, теплота перегрева ≈6,1 и теплота конденсата ≈15,5%. Теплота конденсата принимается в диапазоне изменения температур от температуры насыщения греющего пара до температуры насыщения обогреваемого пара перед перегревателем. Из-за малой доли теплоты перегрева и невысокой температуры конденсата средняя температура греющей среды будет ниже температуры насыщения.
Независимо от того, что является греющей средой в промежуточном перегревателе, в парогенераторах должна быть предусмотрена дополнительная площадь теплообмена для передачи тепла, необходимого для промежуточного перегрева пара. Получение пара для этой цели сопровождается обычными трудностями, связанными с образованием накипи в начале зоны перегрева, поскольку парогенератор прямоточный. При использовании воды в дополнительном контуре накипи в теплообменнике дополнительного контура не образуется. Коэффициент теплопередачи в водо-водяном подогревателе несколько выше, чем в водо-паровом подогревателе из-за более высокого коэффициента теплоотдачи со стороны нагреваемой воды.
Относительное количество тепла, затрачиваемого на промежуточный перегрев пара от температуры насыщения при давлении за ТВД до возможно высокой с учетом необходимого для теплообмена напора, невысоко и составляет от 10,6 до 13% при нагреве с помощью воды с сепаратором пара и без него соответственно.
Промежуточный водяной пароперегреватель 12 размещается в рассечке паропровода между ТВД 5 и ТНД 6, т.е. в непосредственной близости от турбин, и соединяется трубопроводами с подогревателем воды 13, размещенным по крайней мере в одном парогенераторе 3, который генерирует пар для турбины. Обе турбины и приводимый ими главный генератор 15 соединены одним валом. Герметичный циркуляционный насос 11, т.е. насос, в котором электродвигатель работает в перекачиваемой среде, осуществляет циркуляцию воды по дополнительному контуру. В центральном отсеке размещается подогреватель дополнительного контура 13, остальное оборудование дополнительного контура размещается в машинном отделении.
Давление воды в дополнительном контуре приблизительно такое же, как в первом контуре ≈14 МПа и поддерживается компенсатором 4, к которому подключены баллоны высокого давления со сжатым азотом. Подача циркуляционного насоса 11, согласно поверочным расчетам, составляет около 125 т/ч в случае использования сепаратора и увеличивается до 185 т/ч при отсутствии сепаратора при условии перегрева пара до одинаковой температуры. Учитывая, что напор, развиваемый циркуляционным насосом равен гидравлическому сопротивлению дополнительного контура, его мощность не велика и не повлияет существенно на экономичность всей установки. Перед входом в центральный отсек и на выходе устанавливаются секущие клапаны, не показанные на принципиальной схеме.
Установка с дополнительным контуром работает следующим образом. Циркуляционный насос первого контура 2 прокачивает теплоноситель первого контура - воду, подавая ее в активную зону реактора 1, где она нагревается до температуры около 300°С. Вода первого контура находится под высоким давлением (≈14 МПа) с помощью компенсатора 4 и поэтому не кипит. Нагретая в активной зоне реактора 1 вода поступает в парогенераторы 3, в котором нагревает и превращает питательную воду второго контура в пар с температурой 285°С, который поступает в турбину высокого давления 5. Кроме того, с помощью дополнительного теплообменника 13, размещенного в парогенераторе 3, вода первого контура нагревает воду дополнительного контура не ниже температуры перегретого пара, которая затем подается в промежуточный пароперегреватель 12, и нагревает отработавший в ТВД 5 пар. Циркуляционный насос дополнительного контура 11 обеспечивает циркуляцию воды по дополнительному контуру. Циркулирующая вода дополнительного контура также находится в состоянии воды благодаря поддержанию в дополнительном контуре высокого давления (≈ 14 МПа) с помощью компенсатора 14, к которому подключены баллоны высокого давления с азотом. Пар из ТВД 5 с влажностью около 6% поступает перегреватель 12, где превращается перегретый пар с температурой 235-255°С и поступает в ТНД 6. Отработавший пар из ТНД 6 с влажностью не более 4% поступает в конденсатор 7, откуда конденсат проходит через основные устройства конденсатно-питательной системы (конденсатный насос 8, деаэратор 10, и питательный насос 9) и поступает в нагревательные элементы второго контура парогенераторов 3, замыкая второй контур.

Claims (1)

  1. Судовая ядерная энергетическая установка, содержащая первый контур, который включает в себя соединенные в замкнутую цепь водо-водяной ядерный реактор, циркуляционный насос первого контура, парогенератор и подключенную к ней систему поддержания давления в первом контуре, и второй контур, который включает в себя соединенные между собой паропроводами нагревательный элемент второго контура, находящийся в парогенераторе, с турбиной высокого давления и далее с турбиной низкого давления, которая через главный конденсатор, конденсатный и питательный насосы и деаэратор соединена с нагревательным элементом второго контура, отличающаяся тем, что содержит дополнительный контур, состоящий из циркуляционной системы, в которую входят соединенные в замкнутую цепь циркуляционный насос дополнительного контура, водяной пароперегреватель, установленный на паропроводе между турбинами, и дополнительный теплообменник для нагрева воды дополнительного контура, размещенный по крайней мере в одном парогенераторе и нагревающий воду дополнительного контура до максимально возможной температуры и подключенную к нему систему поддержания давления в дополнительном контуре, для исключения кипения воды в дополнительном контуре.
RU2021108015A 2021-03-24 2021-03-24 Судовая ядерная энергетическая установка RU2757737C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2021108015A RU2757737C1 (ru) 2021-03-24 2021-03-24 Судовая ядерная энергетическая установка

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2021108015A RU2757737C1 (ru) 2021-03-24 2021-03-24 Судовая ядерная энергетическая установка

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2757737C1 true RU2757737C1 (ru) 2021-10-21

Family

ID=78289492

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2021108015A RU2757737C1 (ru) 2021-03-24 2021-03-24 Судовая ядерная энергетическая установка

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2757737C1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2796032C1 (ru) * 2022-10-13 2023-05-16 Николай Геннадьевич Кириллов Энергохолодильная система для обеспечения работы подземного сооружения

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3681920A (en) * 1969-01-20 1972-08-08 Atomenergi Ab Method and means for generating electricity and vaporizing a liquid in a thermal power station
JPH1068793A (ja) * 1996-08-27 1998-03-10 Toshiba Corp 原子力施設一次系水の漏洩検出方法およびその検出装置
RU2122248C1 (ru) * 1995-08-29 1998-11-20 Александр Николаевич Ваучский Ядерная энергетическая установка
RU144595U1 (ru) * 2014-04-08 2014-08-27 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Санкт-Петербургский государственный морской технический университет" Система расхолаживания двухконтурной ядерной энергетической установки

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3681920A (en) * 1969-01-20 1972-08-08 Atomenergi Ab Method and means for generating electricity and vaporizing a liquid in a thermal power station
RU2122248C1 (ru) * 1995-08-29 1998-11-20 Александр Николаевич Ваучский Ядерная энергетическая установка
JPH1068793A (ja) * 1996-08-27 1998-03-10 Toshiba Corp 原子力施設一次系水の漏洩検出方法およびその検出装置
RU144595U1 (ru) * 2014-04-08 2014-08-27 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Санкт-Петербургский государственный морской технический университет" Система расхолаживания двухконтурной ядерной энергетической установки

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2796032C1 (ru) * 2022-10-13 2023-05-16 Николай Геннадьевич Кириллов Энергохолодильная система для обеспечения работы подземного сооружения
RU2805457C1 (ru) * 2022-10-13 2023-10-17 Николай Геннадьевич Кириллов Двухконтурная ядерная энергетическая система с водородсодержащими рабочими телами в каждом контуре
RU2804924C1 (ru) * 2022-11-21 2023-10-09 Николай Геннадьевич Кириллов Двухконтурная ядерная энергетическая установка для атомоходов
RU2805458C1 (ru) * 2022-11-23 2023-10-17 Николай Геннадьевич Кириллов Ядерная энергетическая установка для атомоходов
RU2813198C1 (ru) * 2023-04-18 2024-02-07 Федеральное казенное учреждение "Войсковая часть 25776" Двухконтурная ядерная энергетическая система глубокого заложения

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US8959917B2 (en) Method for operating a forced-flow steam generator operating at a steam temperature above 650°C and forced-flow steam generator
US5613356A (en) Method of cooling thermally loaded components of a gas turbine group
CN106050419A (zh) 燃气轮机压水堆蒸汽轮机联合循环系统
US3575002A (en) Combination fossil fuel and superheated steam nuclear power plant
WO2013025319A1 (en) Backup nuclear reactor auxiliary power using decay heat
Wołowicz et al. Feedwater repowering of 800 MW supercritical steam power plant.
JPH0445643B2 (ru)
WO2016127527A1 (zh) 热交换系统和核反应堆系统
CN101908386A (zh) 一种基于压水堆和高温气冷堆的混合热力循环系统
CN109386325A (zh) 核电站热力联合循环系统和方法
IE902996A1 (en) Deaerator heat exchanger for combined cycle power plant
MX2014010579A (es) Procedimiento para mejorar el rendimiento del ciclo termico en las centrales nucleares.
CN101807443A (zh) 一种基于压水堆和高温气冷堆的混合热力循环系统
CN109563746B (zh) 具有热存储器的发电厂
RU2757737C1 (ru) Судовая ядерная энергетическая установка
GB941311A (en) An improved method of generating power by means of a steam turbine and improvements in steam turbine power plant
RU2547828C1 (ru) Парогазовая установка двухконтурной аэс
RU2459293C1 (ru) Турбинная установка атомной электростанции (варианты)
JP2017503105A (ja) ロータ空気冷却に適用するための圧力選択式ケトル型ボイラ
US4277944A (en) Method and apparatus for regeneratively superheating auxiliary steam
Wołowicz et al. Gas turbine selection for feedwater repowering.
Sergeev et al. A gas-generator combined-cycle plant equipped with a high-head heat-recovery boiler
KR20150119172A (ko) 높이가 줄어든 증기 생성 디바이스를 포함하는 전기 발생 설비, pwr 및 bwr 반응로들에의 적용
US6152085A (en) Method for operating a boiler with forced circulation and boiler for its implementation
US3255735A (en) Once-through, forced-flow boilers