RU70312U1

RU70312U1 - INSTALLATION FOR ENSURING MANEUVERABILITY OF ATOMIC ELECTRIC STATIONS

Info

Publication number: RU70312U1
Application number: RU2007139766/22U
Authority: RU
Inventors: Игорь Викторович Шерстобитов; Александр Сергеевич Ляшов; Дмитрий Сергеевич Щербак
Priority date: 2007-10-26
Filing date: 2007-10-26
Publication date: 2008-01-20

Abstract

Полезная модель относится к области энергетики и может быть использована на атомных электрических станциях (АЭС) и тепловых электрических станциях (ТЭС). Техническим результатом полезной модели является разработка установки для обеспечения маневренности АЭС, обеспечивающей соответствие вырабатываемой электрической мощности внешней переменной нагрузке потребителя. Установка для повышения маневренности АЭС, содержит 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, подогреватели низкого и высокого давления через конденсатор связаны с паровой турбиной, выходной вал паровой турбины 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.The utility model relates to the field of energy and can be used at nuclear power plants (NPPs) and thermal power plants (TPPs). The technical result of the utility model is the development of a plant for ensuring the maneuverability of nuclear power plants, ensuring compliance of the generated electric power with external variable load of the consumer. A plant for increasing the maneuverability of nuclear power plants, contains 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 regenerative low-pressure heaters connected in series with a deaerator, a steam generator feed pump, high-pressure heaters connected to the steam generator, low and high pressure heaters are connected through a condenser to a steam turbine, the output shaft of a steam turbine is connected to an electric generator a torus, which is connected to a reactor for the production of oxygen and hydrogen, behind which there are tanks for accumulating and storing oxygen and hydrogen, connected to a combustion chamber arranged in a technological sequence, a supercritical steam turbine, a second condenser and a condensate pump connected through a control valve with heaters low pressure, deaerator, feed pump of the combustion chamber, high pressure heaters associated with the combustion chamber, while condensate the pump is connected to the water tank, connected by pumps with a reactor for producing oxygen and hydrogen on the one hand and to the combustion chamber on the other, and the low and high pressure heaters are connected, via a second condenser, to a supercritical steam turbine connected to the second electric generator .

Description

Полезная модель относится к области энергетики и может быть использована на атомных электрических станциях (АЭС) и тепловых электрических станциях (ТЭС).The utility model relates to the field of energy and can be used at nuclear power plants (NPPs) and thermal power plants (TPPs).

Известна установка для повышения безопасности и маневренности двухконтурных атомных электростанций с водо-водяными реакторами путем производства водорода на электролизной установке в период спада электрической нагрузки (заявка №2004118371). Недостатком этой установки является ограниченность спектра решаемых задач, при больших капитальных вложениях на ее производство, так как предлагается использование установки в качестве резервного источника энергии, наравне с дизельным генератором, при аварийном обесточивании атомной станции.A known installation for improving the safety and maneuverability of dual-circuit nuclear power plants with water-cooled reactors by producing hydrogen in an electrolysis plant during a period of falling electrical load (application No. 2004118371). The disadvantage of this installation is the limited range of tasks to be solved, with large capital investments in its production, since it is proposed to use the installation as a backup energy source, along with a diesel generator, in case of emergency blackout of a nuclear power plant.

Наиболее близкой по технической сущности является энергетическая установка двухконтурной АЭС (учебник под редакцией Монахова А.С. Атомные электрические станции и их технологическое оборудование: Учеб. пособие для техникумов. - М.: Энергоатомиздат, 1986, с.13 рис.2.2), состоящая из цилиндра высокого давления, сепаратора, промперегревателя, цилиндра низкого давления, сетевых подогревателей, конденсатора, конденсатного насоса, конденсатоочистки, охладителя основного эжектора, охладителя эжектора уплотнений, подогревателей низкого давления, дренажных насосов, деаэратора, питательного насоса, подогревателей высокого давления. Недостатком данной энергоустановки является невозможность обеспечения соответствия вырабатываемой электрической мощности внешней переменной нагрузке потребителя, по причине инертности первичного источника энергии - ядерного реактора.The closest in technical essence is the power plant of a dual-circuit nuclear power plant (a textbook edited by Monakhov AS Nuclear power plants and their technological equipment: Textbook for technical schools. - M .: Energoatomizdat, 1986, p.13 Fig. 2.2), consisting from a high pressure cylinder, a separator, a superheater, a low pressure cylinder, network heaters, a condenser, a condensate pump, a condensate purifier, a main ejector cooler, a seal ejector cooler, low pressure heaters, wood pressure pumps, deaerator, feed pump, high pressure heaters. The disadvantage of this power plant is the inability to ensure compliance of the generated electric power with an external variable load of the consumer, due to the inertia of the primary energy source - a nuclear reactor.

Задачей полезной модели является повышение маневренности электростанций путем перевода АЭС или ТЭС из режима работы в базовой части графика электрической нагрузки в переменную часть графика.The objective of the utility model is to increase the maneuverability of power plants by transferring nuclear power plants or thermal power plants from the operating mode in the base part of the electric load schedule to the variable part of the schedule.

Техническим результатом полезной модели является разработка установки для обеспечения маневренности АЭС, обеспечивающей соответствие вырабатываемой электрической мощности внешней переменной нагрузке потребителя.The technical result of the utility model is the development of a plant for ensuring the maneuverability of nuclear power plants, ensuring compliance of the generated electric power with an external variable load of the consumer.

Поставленная задача решается тем, что установка для обеспечения маневренности АЭС, содержит 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, подогреватели низкого и высокого давления через конденсатор связаны с паровой турбиной, выходной вал паровой турбины 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.The problem is solved in that the installation for ensuring the maneuverability of nuclear power plants contains 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 regenerative low pressure heaters connected in series with a deaerator, a steam generator feed pump, and high heaters pressure connected to the steam generator, low and high pressure heaters through a condenser connected to a steam turbine, the output shaft an ary turbine is connected to an electric generator, which is connected to a reactor for producing oxygen and hydrogen, behind which are installed tanks for the accumulation and storage of oxygen and hydrogen, connected to a combustion chamber arranged in a technological sequence, a supercritical steam turbine, a second condenser and a condensate pump connected through control valve with low pressure heaters, deaerator, combustion chamber feed pump, high pressure heaters associated with a combustion chamber, the condensate pump being connected to a water tank, connected by pumps with a reactor for producing oxygen and hydrogen on one side and to a combustion chamber on the other, and low and high pressure heaters are connected, via a second condenser, to a supercritical steam turbine parameters connected to the second electric generator.

На чертеже представлена схема установки для обеспечения маневренности АЭС. Установка состоит из следующих элементов: ядерный реактор 1, парогенератор 2, паровая турбина 3 средних параметров, пароперегреватель 4, электрогенератор 5 паровой турбины 3, конденсатор 6 паровой турбины 3, конденсатный насос 7 конденсатора 6, подогреватель низкого давления 8, деаэратор 9 парогенератора 2, питательный насос 10 парогенератора 2, подогреватель высокого давления 11, реактор 12 для получения кислорода и водорода, емкость 13 для накопления и хранения водорода, емкость 14 для накопления и хранения кислорода, камера сгорания 15, паровая турбина 16 сверхкритических параметров, электрогенератор 17 паровой турбины 16, конденсатор 18 паровой турбины 16, конденсатный насос 19 конденсатора 18, регулирующий клапан 20, группа подогревателей низкого давления 21, деаэратор 22 камеры сгорания 15, питательный насос 23 камеры сгорания 15, группа подогревателей высокого давления 24, резервуар 25 с водой, пусковой насос 26, насос 27.The drawing shows the installation diagram for ensuring the maneuverability of nuclear power plants. The installation consists of the following elements: a nuclear reactor 1, a steam generator 2, a steam turbine 3 of average parameters, a superheater 4, an electric generator 5 of a steam turbine 3, a condenser 6 of a steam turbine 3, a condensate pump 7 of a condenser 6, a low pressure heater 8, a deaerator 9 of a steam generator 2, feed pump 10 of steam generator 2, high-pressure heater 11, reactor 12 for producing oxygen and hydrogen, tank 13 for storing and storing hydrogen, tank 14 for storing and storing oxygen, combustion chamber 15, steam turbine 16 supercritical parameters, electric generator 17 of steam turbine 16, condenser 18 of steam turbine 16, condensate pump 19 of condenser 18, control valve 20, group of low pressure heaters 21, deaerator 22 of combustion chamber 15, feed pump 23 of combustion chamber 15, group of high pressure heaters 24, a water tank 25, a start-up pump 26, a pump 27.

Установка работает следующим образом. В ядерном реакторе 1 нагревается теплоноситель (вода под давлением) до температуры 322-325°С, которая отдает тепло рабочему телу (пар) в парогенераторе 2. Из парогенератора 2 насыщенный пар с температурой 280-282°С и давлением порядка 6,5 МПа по паропроводу поступает в паровую турбину 3. В паровой турбине 3 пар, расширяясь, преобразует тепловую энергию в механическую энергию вращения ротора турбины. Отработавший в турбине пар по паропроводу поступает в конденсатор 6.Installation works as follows. In the nuclear reactor 1, the coolant (water under pressure) is heated to a temperature of 322-325 ° C, which transfers heat to the working fluid (steam) in the steam generator 2. From the steam generator 2, saturated steam with a temperature of 280-282 ° C and a pressure of about 6.5 MPa through the steam pipe enters the steam turbine 3. In the steam turbine 3 pairs, expanding, converts thermal energy into mechanical energy of rotation of the turbine rotor. The steam spent in the turbine through the steam pipe enters the condenser 6.

Конденсат пара, перекачиваемый конденсатным насосом 7, проходит через систему регенеративных подогревателей низкого давления 8, где конденсат подогревается паром из отборов паровой турбины 3, подводимым по паропроводам, и попадает в деаэратор 9. После деаэратора 9, в котором из воды удаляются коррозионно-агрессивные газы, питательная вода, перекачиваемая питательным насосом 10, поступает в систему регенеративных подогревателей высокого давления 11. В подогревателях The steam condensate pumped by the condensate pump 7 passes through a system of regenerative low-pressure heaters 8, where the condensate is heated by steam from the steam turbine 3 offsets, supplied through steam pipelines, and enters the deaerator 9. After the deaerator 9, in which corrosive gases are removed from the water , the feed water pumped by the feed pump 10 enters the system of regenerative high pressure heaters 11. In the heaters

высокого давления 11 питательная вода подогревается паром из отборов паровой турбины 3, подаваемым по паропроводам. После подогревателей высокого давления 11 питательная вода питательным насосом 10 подается в парогенератор 2.high pressure 11 feed water is heated by steam from the steam turbine 3 offsets, supplied through steam pipelines. After the high pressure heaters 11, the feed water is fed to the steam generator 2 by the feed pump 10.

Механическая энергия ротора паровой турбины 3 преобразуется в электрическую посредством электрогенератора 5. В периоды минимума нагрузок станции избыточная электрическая энергия, вырабатываемая электрогенератором 5, будет направлена на клеммы реактора 12 для получения кислорода и водорода, что даст возможность энергоблокам станции избежать разгрузки и перехода основного оборудования на неэкономичный режим частичной нагрузки, тем самым, обеспечив маневренность станции.The mechanical energy of the rotor of a steam turbine 3 is converted into electrical energy by means of an electric generator 5. During periods of minimum load of the station, excess electric energy generated by the electric generator 5 will be directed to the terminals of the reactor 12 to produce oxygen and hydrogen, which will allow the power units of the station to avoid unloading and transfer of the main equipment to uneconomical partial load mode, thereby ensuring the maneuverability of the station.

Таким образом, в периоды минимума нагрузок, путем расщепления воды в реакторе 12, подаваемой по трубопроводу из резервуара 25 насосом 27, в реакторе будет осуществляться генерация водорода и кислорода. Таким образом, реактор 12 выполняет роль дополнительной нагрузки, повышает маневренность станции, защищает реактор от необходимости разгрузки, позволяя ему работать в номинальном режиме круглый год, сохраняя все преимущества ядерного энергоблока. Полученные газы (кислород и водород) по трубопроводам будут поступать в емкость 13 для накопления и хранения водорода и емкость 14 для накопления и хранения кислорода, где будет происходить их аккумулирование. В периоды максимумов нагрузок и нехватке электрической мощности блока, компенсация недостающей мощности будет осуществляться энергетическим потенциалом сгенерированных газов. В период пика нагрузки кислород и водород из емкостей 13 и 14 по трубопроводам будут подаваться в камеру сгорания 15, где, соединяясь, будут выделять химическую энергию реакции горения. В результате, в камере сгорания 15 образуется пар с температурой, порядка 3000°С. В настоящее время среди существующих паровых и газовых турбин не известны турбоустановки, способные выдерживать температурные Thus, during periods of minimum load, by splitting the water in the reactor 12, supplied through a pipeline from the reservoir 25 by the pump 27, hydrogen and oxygen will be generated in the reactor. Thus, the reactor 12 plays the role of an additional load, increases the maneuverability of the station, protects the reactor from the need for unloading, allowing it to operate in nominal mode all year round, while retaining all the advantages of a nuclear power unit. The resulting gases (oxygen and hydrogen) through pipelines will enter a tank 13 for accumulating and storing hydrogen and a tank 14 for storing and storing oxygen, where they will accumulate. During periods of maximum loads and lack of electrical power of the unit, compensation for the missing power will be carried out by the energy potential of the generated gases. During the peak load, oxygen and hydrogen from the tanks 13 and 14 will be piped to the combustion chamber 15, where, when connected, they will release the chemical energy of the combustion reaction. As a result, steam is generated in the combustion chamber 15 with a temperature of the order of 3000 ° C. Currently, among existing steam and gas turbines, turbine units capable of withstanding temperature

напряжения, создаваемые паром с такими параметрами, в проточной части ступеней турбины. Для снижения температуры пара примерно до 1200°С в камеру сгорания 15 будет впрыскиваться питательная вода, подаваемая по трубопроводу питательным насосом 23, что даст существенное увеличение объема генерируемого пара. Для увеличения производительности камеры сгорания в схеме предусмотрен регенеративный подогрев конденсата. Таким образом, конденсат отработавшего в паровой турбине 16 пара, перекачиваемый конденсатным насосом 19, проходит через группу регенеративных подогревателей низкого давления 21, где конденсат подогревается паром из отборов паровой турбины 16, подводимым по паропроводам. Далее конденсат попадает в деаэратор 22. После деаэратора 22, в котором из воды удаляются коррозионно-агрессивные газы, питательная вода, перекачиваемая питательным насосом 23, поступает в группу регенеративных подогревателей высокого давления 24. В регенеративных подогревателей высокого давления 24 питательная вода подогревается паром из отборов паровой турбины 16 до температуры порядка 260-270°С, подаваемым по паропроводам (на схеме группа подогревателей и паропроводы отборов показаны условно - одним элементом или линией соответственно, в связи с тем, что структура схемы регенеративного подогрева зависит от типа паровой турбины 16, выбор которой обусловлен большим количеством различных факторов, в каждом конкретном случае этот вопрос должен решаться с учетом специфики энергообъекта). После регенеративных подогревателей высокого давления 24 питательная вода питательным насосом 23 по трубопроводу подается в камеру сгорания 15. После конденсатного насоса 19 регенеративной системы паровой турбины 16 в установке предусмотрен регулирующий клапан 20, который пропускает в систему регенерации необходимое количество конденсата, избыток которого сбрасывается в резервуар 25.stresses generated by steam with such parameters in the flow part of the turbine stages. To reduce the temperature of the steam to about 1200 ° C, feed water will be injected into the combustion chamber 15, supplied through the pipeline by the feed pump 23, which will give a significant increase in the volume of generated steam. To increase the productivity of the combustion chamber, the scheme provides for regenerative condensate heating. Thus, the condensate of the steam spent in the steam turbine 16, pumped by the condensate pump 19, passes through the group of regenerative low-pressure heaters 21, where the condensate is heated by steam from the steam turbine 16 offsets supplied through the steam pipelines. Then the condensate enters the deaerator 22. After the deaerator 22, in which corrosive gases are removed from the water, the feed water pumped by the feed pump 23 enters the group of regenerative high-pressure heaters 24. In regenerative high-pressure heaters 24, the feed water is heated by steam from the taps steam turbine 16 to a temperature of the order of 260-270 ° C supplied through steam pipelines (in the diagram, a group of heaters and steam pipelines are shown conditionally - with one element or line respectively ides that the structure of the regenerative heating circuit depends on the type of steam turbine 16, the choice of which is due to a large number of different factors, in each case, this issue should be addressed taking into account the specifics of the power facility). After the regenerative high-pressure heaters 24, the feed water is fed by a feed pump 23 to the combustion chamber 15. After the condensate pump 19 of the steam turbine regenerative system 16, a control valve 20 is installed in the installation, which passes the necessary amount of condensate into the regeneration system, the excess of which is discharged into the reservoir 25 .

В период пуска установки, пар в камере сгорания 15 будет охлаждаться холодной водой из резервуара 25, подаваемой по трубопроводу пусковым During the start-up of the installation, the steam in the combustion chamber 15 will be cooled with cold water from the reservoir 25 supplied through the start-up pipeline

насосом 26. По мере набора нагрузки питание камеры сгорания 15 будет переведено на питательный насос 23. Пар, полученный таким образом, по паропроводу будет подаваться в паровую турбину 16, которая, с помощью генератора 17, преобразует тепловую энергию пара в электрическую. Генерируемая электрическая энергия будет отдаваться в сеть потребителя, покрывая пиковую часть графика нагрузки.pump 26. As the load increases, the power of the combustion chamber 15 will be transferred to the feed pump 23. The steam obtained in this way will be supplied to the steam turbine 16, which, using the generator 17, converts the thermal energy of the steam into electrical energy. The generated electrical energy will be delivered to the consumer network, covering the peak portion of the load curve.

Предлагаемая полезная модель позволит реализовать установленную мощность АЭС при удовлетворении спроса потребителя на электрическую энергию и мощность в любой момент времени. Положительный экономический эффект от внедрения полезной модели будет получен за счет увеличения термического КПД цикла, осуществляемого при более высоких начальных параметрах, чем цикл получения полезной энергии для генерации первичных энергоносителей (кислород, водород).The proposed utility model will allow to realize the installed capacity of nuclear power plants while satisfying consumer demand for electric energy and power at any time. A positive economic effect from the introduction of a utility model will be obtained by increasing the thermal efficiency of the cycle carried out at higher initial parameters than the cycle of obtaining useful energy for the generation of primary energy carriers (oxygen, hydrogen).

Claims

The apparatus for ensuring the maneuverability of nuclear power plants comprises 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, high pressure heaters connected to the steam generator, moreover, the low and high pressure heaters are connected through a condenser to a steam turbine, the output shaft of which The second is connected to an electric generator, which is connected to a reactor for the production of oxygen and hydrogen, behind which are installed tanks for the accumulation and storage of oxygen and hydrogen, connected to a combustion chamber arranged in a technological sequence, a supercritical steam turbine, a second condenser and a condensate pump connected through a control valve with low pressure heaters, deaerator, combustion chamber feed pump, high pressure heaters associated with the combustion chamber while a 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 heaters are connected through a second condenser to a supercritical steam turbine connected with a second electric generator.