RU2806440C1 - Nuclear power plant - Google Patents

Nuclear power plant Download PDF

Info

Publication number
RU2806440C1
RU2806440C1 RU2022135414A RU2022135414A RU2806440C1 RU 2806440 C1 RU2806440 C1 RU 2806440C1 RU 2022135414 A RU2022135414 A RU 2022135414A RU 2022135414 A RU2022135414 A RU 2022135414A RU 2806440 C1 RU2806440 C1 RU 2806440C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
input
output
steam generator
reactor
nuclear power
Prior art date
Application number
RU2022135414A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Василий Васильевич Лещенко
Original Assignee
Василий Васильевич Лещенко
Filing date
Publication date
Application filed by Василий Васильевич Лещенко filed Critical Василий Васильевич Лещенко
Application granted granted Critical
Publication of RU2806440C1 publication Critical patent/RU2806440C1/en

Links

Images

Abstract

FIELD: nuclear energy.
SUBSTANCE: invention relates to nuclear power plants (NPPs) with a reactor in which the heat generated in the reactor is converted into mechanical energy with its further conversion by an electric generator into electrical energy. A nuclear power plant includes a reactor, a volume compensator, a steam generator, a steam turbine, an electric generator, a condenser, a feed pump connected to the shaft of an electric motor, a circulation pump connected to the shaft of another electric motor, a first injector and a second injector. The first injector is connected by its first input through a gearbox to the first output of the steam generator, by its second input to the second output of the steam generator and the input of the feed pump, and by its output to the input of the reactor. The second injector is connected with its first input through a gearbox to the first output of the steam generator, with its second input to the output of the condenser and the input of the feed pump, and with its output to the second input of the steam generator.
EFFECT: increased reliability and safety of operation of the nuclear power plant.
1 cl, 1 dwg

Description

Изобретение относится к атомным электрическим станциям, содержащим ядерные силовые установки с реактором, в которых тепло, выделяющееся в реакторе, преобразуется в механическую энергию, которая в дальнейшем преобразуется генератором в электрическую.The invention relates to nuclear power plants containing nuclear power plants with a reactor, in which the heat generated in the reactor is converted into mechanical energy, which is subsequently converted into electrical energy by a generator.

Аналогом заявляемого изобретения является известное техническое решение (Главные циркуляционные насосы АЭС / Ф.М. Митенков, Э.Г. Новинский. В.М. Будов; Под общ ред. Ф.М. Митенкова. - 2-е изд., перераб. и доп. - М.: Энергоатомиздат, 1989. - С. 6, рис. В.1). Оно включает в себя: реактор, компенсатор объема, паровую турбину, электрический генератор, конденсатный насос, пароструйный инжектор, циркуляционный насос. Циркуляционный насос приводится в действие от электричества, вырабатываемого электрическим генератором, либо питанием от других внешних источников.An analogue of the claimed invention is a well-known technical solution (Main circulation pumps of nuclear power plants / F.M. Mitenkov, E.G. Novinsky. V.M. Budov; Generally edited by F.M. Mitenkov. - 2nd ed., revised. and additional - M.: Energoatomizdat, 1989. - P. 6, Fig. B.1). It includes: reactor, volume compensator, steam turbine, electric generator, condensate pump, steam jet injector, circulation pump. The circulation pump is driven by electricity generated by an electric generator or by power from other external sources.

Недостатком аналога является низкая надежность и безопасность эксплуатации. В случае даже временного обесточивания циркуляционного насоса во время работы реактора происходит его разрушение.The disadvantage of the analogue is low reliability and safety of operation. If the circulation pump is even temporarily de-energized during reactor operation, it is destroyed.

Другим аналогом заявляемого технического решения является известная атомная электростанция (Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции: Учебник для вузов - 3-е изд., перераб. и доп. - М.: Высш. школа, 1978. - С. 22-23, рис. II.1,б). Она включает в себя: реактор, компенсатор объема, парогенератор, паровую турбину, электрический генератор, конденсатор, питательный насос, циркуляционный насос. В такой атомной электрической станции циркуляционный насос приводится в действие от электричества, вырабатываемого электрическим генератором, либо питанием от других внешних источников.Another analogue of the proposed technical solution is the well-known nuclear power plant (Margulova T.Kh. Nuclear power plants: Textbook for universities - 3rd ed., revised and supplemented. - M.: Higher School, 1978. - P. 22-23 , Fig. II.1, b). It includes: reactor, volume compensator, steam generator, steam turbine, electric generator, condenser, feed pump, circulation pump. In such a nuclear power plant, the circulation pump is driven by electricity generated by an electric generator or by power from other external sources.

Недостатком такого технического решения в атомной электрической станции является низкая надежность и безопасность эксплуатации. Как и у предыдущего аналога, в случае даже временного обесточивания циркуляционного насоса во время работы реактора происходит его разрушение.The disadvantage of such a technical solution in a nuclear power plant is low reliability and operational safety. As with the previous analogue, even if the circulation pump is temporarily de-energized during reactor operation, it is destroyed.

Прототипом заявляемого изобретения является известная атомная электрическая станция (Лещенко В.В. Атомная электрическая станция / Патент №2638304 Российская Федерация, МПК G21D 5/00 (2006.01). Заявка №2016152733: заявл. 30.12.2016: опубл. 13.12.2017; Бюл. №35) в структуру которой введены: насосная турбина, подключенная своим входом через редуктор к выходу парогенератора, а выходом к конденсатору, подключенный к выходному валу насосной турбины циркуляционный насос, который подключен своим входом к выходу парогенератора, а своим выходом к входу реактора, подключенный к выходному валу насосной турбины питательный насос, который подключен своим входом к выходу конденсатора, а выходом к входу парогенератора. При таком техническом решении в прототипе изобретения атомная электрическая станция включает в себя реактор, компенсатор объема, парогенератор, паровую турбину, электрический генератор, конденсатор, питательный насос, подключенный к валу электродвигателя, циркуляционный насос, подключенный к валу другого электродвигателя. Она, кроме того, содержит насосную турбину, подключенную своим входом через редуктор к выходу парогенератора, а выходом к конденсатору. К выходному валу насосной турбины подключен циркуляционный насос, подключенный своим входом к выходу парогенератора, а выходом к входу реактора. Также к выходному валу насосной турбины подключен питательный насос, который подключен своим входом к выходу конденсатора, а своим выходом к входу парогенератора.The prototype of the claimed invention is a well-known nuclear power plant (Leshchenko V.V. Nuclear power plant / Patent No. 2638304 Russian Federation, IPC G21D 5/00 (2006.01). Application No. 2016152733: application 12/30/2016: published 12/13/2017; Bulletin . No. 35) into the structure of which are introduced: a pump turbine, connected with its input through a gearbox to the output of the steam generator, and with its output to the condenser, connected to the output shaft of the pump turbine, a circulation pump, which is connected with its input to the output of the steam generator, and with its output to the input of the reactor, a feed pump connected to the output shaft of the pumping turbine, which is connected with its input to the output of the condenser, and with its output to the input of the steam generator. With this technical solution in the prototype of the invention, a nuclear power plant includes a reactor, a volume compensator, a steam generator, a steam turbine, an electric generator, a capacitor, a feed pump connected to the shaft of an electric motor, a circulation pump connected to the shaft of another electric motor. It, in addition, contains a pump turbine, connected with its input through a gearbox to the output of the steam generator, and with its output to the condenser. A circulation pump is connected to the output shaft of the pumping turbine, its input is connected to the output of the steam generator, and its output is connected to the reactor input. Also connected to the output shaft of the pumping turbine is a feed pump, which is connected with its input to the output of the condenser, and with its output to the input of the steam generator.

При отключении электроснабжения атомной электрической станции, когда оказываются обесточены как электродвигатель, вращающий циркуляционный насос, так и электродвигатель, вращающий питательный насос, оба насоса, подключенные к валу насосной турбины, вращаемой под действием пара, подаваемого с выхода парогенератора на вход насосной турбины, продолжают вращать циркуляционный и питательный насосы, обеспечивая отвод тепловой энергии из реактора.When the power supply to a nuclear power plant is turned off, when both the electric motor rotating the circulation pump and the electric motor rotating the feed pump are de-energized, both pumps connected to the shaft of the pump turbine, rotated under the action of steam supplied from the output of the steam generator to the input of the pump turbine, continue to rotate circulation and feed pumps, ensuring the removal of thermal energy from the reactor.

При возрастании мощности в реакторе усиливается работа циркуляционного и питательного насосов. Соответственно, увеличивается подача теплоносителя в реактор, предохраняя его от взрыва с последующим разрушением и загрязнением окружающей среды радиоактивными элементами.As the power in the reactor increases, the operation of the circulation and feed pumps increases. Accordingly, the supply of coolant to the reactor increases, protecting it from explosion with subsequent destruction and contamination of the environment with radioactive elements.

Целью заявляемого изобретения является дальнейшее повышение надежности и безопасности эксплуатации атомной электрической станции.The purpose of the claimed invention is to further improve the reliability and safety of operation of a nuclear power plant.

Поставленная цель достигается тем, что в структуру атомной электрической станции введены первый и второй инжекторы. Первый инжектор подключен своим первым входом через редуктор к выходу парогенератора и своим вторым входом к выходу парогенератора, а своим выходом к входу реактора. Второй инжектор подключен своим первым входом через редуктор к выходу парогенератора и своим вторым входом к выходу конденсатора, а своим выходом к входу парогенератора.This goal is achieved by introducing the first and second injectors into the structure of the nuclear power plant. The first injector is connected with its first input through a gearbox to the output of the steam generator and with its second input to the output of the steam generator, and with its output to the input of the reactor. The second injector is connected with its first input through a gearbox to the output of the steam generator and with its second input to the output of the condenser, and with its output to the input of the steam generator.

На чертеже на фиг. 1 дана схема атомной электрической станции.In the drawing in FIG. Figure 1 shows a diagram of a nuclear power plant.

Перечень элементов на прилагаемых чертежах:List of elements in the attached drawings:

1 - реактор;1 - reactor;

2 - паровая турбина;2 - steam turbine;

3 - электрический генератор;3 - electric generator;

4 - конденсатор;4 - capacitor;

5 - питательный насос;5 - feed pump;

6 - циркуляционный насос:6 - circulation pump:

7 - парогенератор;7 - steam generator;

8 - компенсатор объема;8 - volume compensator;

9 - редуктор;9 - gearbox;

10 - первый инжектор;10 - first injector;

11 - второй инжектор.11 - second injector.

Атомная электрическая станция включает в себя (см. фиг. 1): реактор 1, подключенный своим выходом к компенсатору объема 8 и входу парогенератора 7; паровую турбину 2, подключенную своим входом к первому выходу парогенератора 7, к которому подключен вход редуктора 9; выход паровой турбины 2 подключен к входу конденсатора 4; электрический генератор 3, соединенный своим валом с валом паровой турбины 2; второй выход парогенератора 7, подключенный к входу циркуляционного насоса 6, приводимого в действие от электродвигателя, подключен также к первому входу первого инжектора 10, который своим выходом подключен к входу реактора 1; второй вход первого инжектора 10 подключен к выходу редуктора 9; выход циркуляционного насоса 6 подключен к входу реактора 1; выход конденсатора 4 подключен к входу питательного насоса 5, приводимого в действие от другого электродвигателя; выход питательного насоса 5 подключен к второму входу парогенератора 7; первый вход второго инжектора 11 подключен к выходу конденсатора 4; второй вход второго инжектора 11 подключен к выходу редуктора 9; выход второго инжектора 11 подключен к второму входу парогенератора 7.A nuclear power plant includes (see Fig. 1): a reactor 1, connected by its output to a volume compensator 8 and the input of a steam generator 7; steam turbine 2, connected by its input to the first output of the steam generator 7, to which the input of the gearbox 9 is connected; the output of steam turbine 2 is connected to the input of condenser 4; an electric generator 3 connected by its shaft to the shaft of the steam turbine 2; the second output of the steam generator 7, connected to the input of the circulation pump 6, driven by an electric motor, is also connected to the first input of the first injector 10, which with its output is connected to the input of the reactor 1; the second input of the first injector 10 is connected to the output of the gearbox 9; the output of circulation pump 6 is connected to the input of reactor 1; the output of the capacitor 4 is connected to the input of the feed pump 5, driven by another electric motor; the output of the feed pump 5 is connected to the second input of the steam generator 7; the first input of the second injector 11 is connected to the output of the capacitor 4; the second input of the second injector 11 is connected to the output of the gearbox 9; the output of the second injector 11 is connected to the second input of the steam generator 7.

Суть предлагаемого технического решения состоит в том, что включенные в схему атомной электрической станции первый инжектор 10 и второй инжектор 11, приводимые в действие энергией пара поступающего через редуктор 9 от парогенератора 7, выполняющие функции насосов, позволяют атомной электрической станции работать при отключении энергоснабжения электроприводов циркуляционного насоса 6 и питательного насоса 5. Причем при возрастании мощности в реакторе 1 усиливается работа первого инжектора 10 и второго инжектора 11. Соответственно, увеличивается подача теплоносителя в реактор 1, предохраняя его от взрыва с последующим разрушением и загрязнением окружающей среды радиоактивными элементами. Таким образом, обеспечивается повышение надежности и безопасности работы атомной электрической станции, так как простота конструкции насосов инжекторного типа обеспечивает их исключительную надежность.The essence of the proposed technical solution is that the first injector 10 and the second injector 11 included in the circuit of the nuclear power plant, driven by the energy of steam entering through the gearbox 9 from the steam generator 7, performing the functions of pumps, allow the nuclear power plant to operate when the power supply to the circulation electric drives is turned off pump 6 and feed pump 5. Moreover, as the power in reactor 1 increases, the work of the first injector 10 and the second injector 11 increases. Accordingly, the supply of coolant to the reactor 1 increases, protecting it from explosion with subsequent destruction and contamination of the environment with radioactive elements. Thus, the reliability and safety of the operation of a nuclear power plant is increased, since the simplicity of the design of injection-type pumps ensures their exceptional reliability.

Claims (1)

Атомная электрическая станция, содержащая реактор, компенсатор объема, парогенератор, паровую турбину, электрический генератор, конденсатор, питательный насос, подключенный к валу электродвигателя, циркуляционный насос, подключенный к валу другого электродвигателя, отличающаяся тем, что содержит первый инжектор, подключенный своим первым входом через редуктор к первому выходу парогенератора, своим вторым входом ко второму выходу парогенератора и входу питательного насоса, а своим выходом к входу реактора, второй инжектор, подключенный своим первым входом через редуктор к первому выходу парогенератора, своим вторым входом к выходу конденсатора и входу питательного насоса, а выходом ко второму входу парогенератора.A nuclear power plant containing a reactor, a volume compensator, a steam generator, a steam turbine, an electric generator, a condenser, a feed pump connected to the shaft of an electric motor, a circulation pump connected to the shaft of another electric motor, characterized in that it contains a first injector connected to its first input through a reducer to the first output of the steam generator, with its second input to the second output of the steam generator and the input of the feed pump, and with its output to the input of the reactor, a second injector connected with its first input through the reducer to the first output of the steam generator, with its second input to the output of the condenser and the input of the feed pump, and the exit to the second input of the steam generator.
RU2022135414A 2022-12-30 Nuclear power plant RU2806440C1 (en)

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2806440C1 true RU2806440C1 (en) 2023-11-01

Family

ID=

Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2160839C1 (en) * 1999-09-30 2000-12-20 Военный инженерно-космический университет им. А.Ф. Можайского Power plant with gas-cooled reactor
RU2188466C2 (en) * 2000-01-11 2002-08-27 Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Санкт-Петербургское Морское Бюро Машиностроения "Малахит" Floating nuclear power plant
RU2347917C2 (en) * 2007-03-23 2009-02-27 Владимир Филиппович Челяев Combined power plant with atomic reactor
RU2537386C1 (en) * 2013-06-20 2015-01-10 Виктор Николаевич Иванюк Hybrid nuclear power plant
CN105957570B (en) * 2016-06-28 2017-10-03 西安热工研究院有限公司 The system and method that one loop of nuclear power station temperature carries out heat examination is lifted using external steam
RU2638304C1 (en) * 2016-12-30 2017-12-13 Василий Васильевич Лещенко Nuclear power plant
RU2649417C1 (en) * 2017-01-24 2018-04-03 Общество с ограниченной ответственностью "Научно-технический центр инноваций" System and method of removing heat from nuclear reactor case
US20190214158A1 (en) * 2016-09-30 2019-07-11 Public Joint Stock Company “Machine-Building Plant “Zio-Podolsk” Steam Superheater
RU2742730C1 (en) * 2017-12-29 2021-02-10 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Steam-generating plant of double-circuit nuclear reactor with blowdown and drainage system

Patent Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2160839C1 (en) * 1999-09-30 2000-12-20 Военный инженерно-космический университет им. А.Ф. Можайского Power plant with gas-cooled reactor
RU2188466C2 (en) * 2000-01-11 2002-08-27 Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Санкт-Петербургское Морское Бюро Машиностроения "Малахит" Floating nuclear power plant
RU2347917C2 (en) * 2007-03-23 2009-02-27 Владимир Филиппович Челяев Combined power plant with atomic reactor
RU2537386C1 (en) * 2013-06-20 2015-01-10 Виктор Николаевич Иванюк Hybrid nuclear power plant
CN105957570B (en) * 2016-06-28 2017-10-03 西安热工研究院有限公司 The system and method that one loop of nuclear power station temperature carries out heat examination is lifted using external steam
US20190214158A1 (en) * 2016-09-30 2019-07-11 Public Joint Stock Company “Machine-Building Plant “Zio-Podolsk” Steam Superheater
RU2638304C1 (en) * 2016-12-30 2017-12-13 Василий Васильевич Лещенко Nuclear power plant
RU2649417C1 (en) * 2017-01-24 2018-04-03 Общество с ограниченной ответственностью "Научно-технический центр инноваций" System and method of removing heat from nuclear reactor case
RU2742730C1 (en) * 2017-12-29 2021-02-10 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Steam-generating plant of double-circuit nuclear reactor with blowdown and drainage system

Similar Documents

Publication Publication Date Title
ATE346235T1 (en) WIND TURBINE SYSTEM
RU2806440C1 (en) Nuclear power plant
RU2806439C1 (en) Nuclear power plant
JOP20190307B1 (en) Reactor core
EA201992600A1 (en) NUCLEAR REACTOR ACTIVE AREA
EP2431610A1 (en) Method for increasing the net electric power of solar thermal power stations
GB1185840A (en) Arrangement Combining a Plurality of Prime Mover Outputs
US3974029A (en) Nuclear reactors with auxiliary boiler circuit
RU2012138139A (en) METHOD OF OPERATION OF POWER PLANT
US3599424A (en) Power conversion system
RU2638304C1 (en) Nuclear power plant
RU2638305C1 (en) Nuclear power plant
US3244598A (en) Nuclear reactor power conversion system
RU2013127817A (en) HYBRID NUCLEAR POWER PLANT
RU2408503C2 (en) Generator drive
WO2022245568A3 (en) Integrated system for converting nuclear energy into electrical, mechanical, and thermal energy
GB1443700A (en) Nuclear reactor power installations
RU2006135400A (en) METHOD FOR PRODUCING ENERGY BY ITS MULTIPLE TRANSFORMATION WITH A CLOSED WORKING BODY CIRCULATION SCHEME AND DEVICE FOR ITS IMPLEMENTATION
Santarius et al. Energy conversion options for ARIES-III-a conceptual D-/sup 3/He tokamak reactor
GB1012412A (en) Improvements in or relating to turbine power plants
RU2584607C1 (en) Self-contained power supply system of spacecraft
RU2716264C1 (en) Nuclear power plant
GB956225A (en) Improvements in nuclear reactors
AR121933A1 (en) A COUNTER-ROTATING BLADE PROPELLER, CONFINED IN A SEALED CONTAINER, FILLED WITH PRESSURIZED GAS
US3719557A (en) Circulating system for a nuclear reactor