Изобретение относитс к области атомной энергетики и предназначено дл использовани на паротурбинных установках атомных электрических станций (АЭС) двухконтурного типа, в частности изобретение может быть применено на серийных и проектируемых отечественных блоках АЭС с реакторами и турбинами, имеющими подогреватели высокого давлени (ПВД). Известен способ получени дополнительной электрической мощности от паровой турбины путем отключени отборов на.регенеративные подогревател Дл компенсации подогрева питател НОИ воды провод т вне ее потока дрос селирование гор чей воды под давлением с последую1цей каскадной сепарацией из нее пара и направл ют полученный пар в ПВД. Гор чую воду под давлением получают в специальном пиковом котле-водонагревателе за счет тепла сжигаемого топлива Cl D . Недостатком способа вл етс то, что он не может быть использован с полной технической аналогией на блоках АЭС, так как схема греющих потоков в ПВД турбин АЭС более сложна и резерв ным источником тепла может вл тьс в большинстве случаев только дерный реактор. Известен способ получени дополнительной мощности на атомной паротурбинной установке путем Отключени отборов пара на подогреватели и пропуска отборного пара через турбину, подачи пара в цилиндр низкого давлени из расширител дренажа греющего пара промежуточного сепаратора-пароперегревател , сообщенного по дренажу с подогревател ми высокого давлени , подачи питательной воды в парогенератор , включенный в контур дерного реактора, и получени в нем пара от подвода тепла теплоносител , циркулирующего через парогенератор 2 Недостатком такого способа вл етс отсутствие компенсации подогрева питательной воды при отключении отборов пара на ПВД. Целью изобретени вл етс компенсаци недогрева питательной воды. Указанна цель достигаетс тем, что с отключением дренажей греющего пара промежуточного сепаратора-пароперегревател от подогревателей высокого давлени и отборов пара на по следние, питательную воду подогреваю теплоносителем контура дерного реактора после парогенератора. На чертеже представлена схема атомной паротурбинной установки, реализующей предлагаемый способ, Установка содержит парогенератор 1, через поверхности 2 нагрева которого и поел е до в.а т ель но через холодные петли 3, циркул ционный насос , активную зону дерного реактора и гор чие петли 5 циркулирует теплоноситель . Парогенератор 1 подключен к цилиндру 6 высокого давлени (ЦВД7 с трубопроводами 7 отбора пара на ЦВД 8. ЦВД 6 на выходе сообщен по пару с промежуточным сепаратором-пароперегревателем 9, трубопроводы дренажа греющего пара которого подключены к ЦВД 8 и расширител м (расширител м-сепараторам )10 и 11, сообщенным по пару трубопроводами 12 и 13 с цилиндрами среднего и низкого давлени (ЦСД и. ЦНД|, а по дренажу - с соответству1с1щими подогревател ми низкого давлени (ПНД). ЦСД, ЦНД и ПНД на чертеже не показаны . Напорный трубопровод Н питательной воды сообщен трубопроводами 15 и 16 с водовод ным подогревателем 17, включенным в холодную петлю 3 контура дерного реактора. Установка снабжена задвижками 18-22. В часы пиковых нагрузок дл повышени мощности атомной паротурбиннрй установки закрытием задвижек 21 на трубопроводах 7 отбора пара из ЦВД 6 прекращают подачу пара на ЦВД 8. Пар отборов направл етс в ЦВД 6 и после перегрева в промежуточном сепараторепароперегревателе 9 поступает в ЦСД и ЦНД. Этот поток пара и вырабатывает дополнительную мощность,. Одновременно с отключением ЦВД 8 по пару отключают их по дренажу греющего пара промежуточного сепаратора-пароперегревател 9 закрытием задвижек 22. Этот дренаж направл етс в расширители-сепараторы 10 и 11, пар из которых подают по трубопроводам 12 и 13 в ЦСД или ЦНД, где также вырабатывает дополнительную мощность. Питательйа вода, недогрета до расчетиой температуры , при закрытой задвижке 18 по напорному трубопроводу Т и далее через открытую задвижку 19 по т|эубопррводу 15 поступает в водовод ной подогреватель 17, где нагреваетс до расчетной температуры и по трубо3 aiyeitsлThe invention relates to the field of atomic energy and is intended for use in steam turbine installations of nuclear power plants (NPPs) of the double circuit type, in particular, the invention can be applied to serial and projected domestic NPP units with reactors and turbines having high pressure heaters (LDPE). A known method of obtaining additional electrical power from the steam turbine by disconnecting the selection of regenerative heaters To compensate for the heating of the NLW water feeder, discharge of hot water under pressure and subsequent cascade separation of steam from it is carried out outside of its flow. Hot water under pressure is obtained in a special peak boiler-water heater due to the heat of the combusted fuel Cl D. The disadvantage of the method is that it cannot be used with a full technical analogy at NPP units, since the heating flow pattern in the LDPE of NPP turbines is more complex and in most cases only a nuclear reactor can be a backup heat source. A known method of obtaining additional power at an atomic steam turbine installation is by disconnecting steam extraction to heaters and passing steam through a turbine, supplying steam to a low pressure cylinder from a heating steam drainage separator of an intermediate separator-superheater, communicated through drainage with high pressure heaters, feeding water to the steam generator included in the circuit of the nuclear reactor, and to receive steam therefrom from the heat supply of the heat carrier circulating through the steam generator 2 tkom this method is the lack of compensation of the feedwater preheating with steam extraction for disabling LDPE. The aim of the invention is to compensate for the underheating of feed water. This goal is achieved by disconnecting the heating steam drains of the intermediate separator-superheater from the high-pressure preheaters and steam extraction to the latter, heating the feed water with the coolant circuit of the nuclear reactor after the steam generator. The drawing shows a diagram of a nuclear steam turbine plant that implements the proposed method. The plant contains a steam generator 1, through its heating surfaces 2, which has eaten before the boiler through cold loops 3, a circulation pump, a nuclear reactor core and hot loops 5 the heat carrier circulates. The steam generator 1 is connected to a high-pressure cylinder 6 (CVD7 with steam extraction pipe 7 at HPC 8. CVP 6 at the outlet is connected to a pair with an intermediate separator-steam superheater 9, the drainage pipelines of the heating steam are connected to the CVP 8 and expanders (extender m-separators ) 10 and 11. A couple of pipelines 12 and 13 are connected with medium and low pressure cylinders (CCD and LPCs; and, according to drainage, with the corresponding low pressure preheaters. LPCs, LPCs and MDPs are not shown in the drawing. Pressure head pipeline H feed water with The pipelines 15 and 16 with a water heater preheater 17 included in the cold loop of the nuclear reactor circuit.The installation is equipped with valves 18-22. During peak hours to increase the capacity of the nuclear steam turbine of the installation by closing the valves 21 on the pipelines 7 for extracting steam from the high-pressure cylinder 6, the supply is stopped steam on HPC 8. The bleed steam is sent to HPC 6 and after overheating in the intermediate separator 9 it enters the CSD and LPC. This steam flow also generates extra power. Simultaneously with the shutdown of the HPC 8, a couple of them are disconnected through the drainage of the heating steam of the intermediate separator-superheater 9 by closing the valves 22. This drainage is directed to the separator-separators 10 and 11, the steam from which is fed through the pipelines 12 and 13 to the central circulation pump or low-pressure cylinder, where produces extra power. The feed water is underheated to the calculated temperature, with the valve 18 closed through the pressure pipeline T and then through the open valve 19 through the pipe 15 enters the water heater 17, where it is heated to the design temperature and through the pipe aiyeitsl
проводу 16, открытую задвижку 20 ид ном подогревателе 17 теплоносителемthe wire 16, the open valve 20 and the heater 17 by the coolant
напорный трубопровод И подаетс в.холодной петли 3 контура дерногоpressure pipe And is fed in. cold loop 3 contour nuclear
парогенератор 1.реактора.1.reactor steam generator.
Дополнительна , мощность можетAdditional power can
быть получена, как при использованииs Таким образом, указанный способ потока отборного пара на ЦВД 8 безпозвол ет получить дополнительную пиотключени дренажей греющего параковую мощность при нагреве питательг промежуточного сепаратора-паропере-ной воды до расчетной температуры, гревател 9, так и при их одновре-При этом обеспечиваетс увеличение менном отключении. Нагрев питатель-10 мощности дерного реактора за счет ной воды до расчетной температуры вчпонижени температуры теплоносител обоих случа х производитс в водово-на входе в активную зону реактора.Thus, this method of sampling steam flow to HPC 8 makes it impossible to obtain additional switching off drains of heating steam power when heating the intermediate separator-steam-water to the calculated temperature, heater 9, and when they are simultaneously This provides an increase in menting off. The heating of the feeder-10 of the nuclear reactor power with the aid of water to the calculated temperature at which the temperature of the coolant is lowered in both cases is carried out at the inlet to the reactor core.