WO2015112054A1 - Transportable nuclear power plant - Google Patents
Transportable nuclear power plant Download PDFInfo
- Publication number
- WO2015112054A1 WO2015112054A1 PCT/RU2014/000951 RU2014000951W WO2015112054A1 WO 2015112054 A1 WO2015112054 A1 WO 2015112054A1 RU 2014000951 W RU2014000951 W RU 2014000951W WO 2015112054 A1 WO2015112054 A1 WO 2015112054A1
- Authority
- WO
- WIPO (PCT)
- Prior art keywords
- heater
- steam
- superheater
- boiler
- nuclear power
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D5/00—Arrangements of reactor and engine in which reactor-produced heat is converted into mechanical energy
- G21D5/02—Reactor and engine structurally combined, e.g. portable
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D1/00—Details of nuclear power plant
- G21D1/02—Arrangements of auxiliary equipment
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
Definitions
- the proposed technical solution relates to the field of heat engineering, namely to nuclear energy, and can be used mainly for the creation or modernization of transportable nuclear thermal power plants, including floating ones (FNPPs).
- FNPPs floating ones
- Nuclear power plants of this type cannot produce steam with a high temperature and pressure close to the parameters achieved in traditional fossil fuels.
- the parameters of such stations usually do not exceed 330 ° C and 7.0 MPa, in ship nuclear power plants - 290 ° C and 4.0 MPa, while in ordinary power engineering these parameters have already reached 590 ° C and 25.0 MPa.
- TPPs thermal power plants
- FIG. 1 is a reactor, 2 is a steam generator, 3 is a circulation pump, a turbine including cylinders of high 4, medium 5 and low 6 pressure, 7 is a generator, 8 is a condenser, 9 is a feed pump, 10 is a boiler, superheater, 11 - an independent source of thermal energy, 12 - an air heater, 13 - a fan, 14 - a turboexpander, 15 - an electric power generator, 16 - a natural gas heater, 17 - a 1-valve, 18 - a main pipeline, 19 - a gas pipeline, 20 - a 2nd valve, 21 - 3rd valve, 22 - pipeline.
- the turboexpander 14 is connected by a shaft to the electric power generator 15, the first input of the natural gas heater 16 through the first valve 17 is connected to the main pipe 18, and the first output of the natural gas heater 16 is connected to the first by gas the entrance to the turboexpander 14, its second entrance to the combustion products - with the outlet of the air heater 12 using the gas pipeline 19, the entrance to the boiler-superheater 10 by gas through the second valve 20 is connected to the output of the turboexpander 14 and simultaneously through the third valve 21 installed on the pipeline 22, with the main pipeline 18. Due to the increase in the available enthalpy difference, an increase in the capacity of the new unit by about 60% is achieved, compared with the existing unit of the nuclear power plant.
- the feed gas is cooled, which levels the preheating. Therefore, a slight increase in efficiency will occur only due to a decrease in gas pressure from the supply gas pipeline to the supply to the furnace, and this is only 3-6 atm.
- the claimed technical solution aims at providing minimal additional costs to increase efficiency and increase the capacity of FNPP.
- the proposed design includes a nuclear reactor connected to a steam generator, a boiler-superheater, a turbogenerator and an air heater.
- the problem is solved by the proposed set of essential features, namely, the presence in the circuit of an additional feed water heater, where the second output of the boiler is superheated to the first input of the feed water heater, and the first output of the feed water heater is connected to the second input of the air heater, while the first output of the boiler -the superheater is connected through a turbogenerator, a condenser, a low pressure heater (PND), a deaerator and a high pressure heater (LDPE) to the second at the inlet of the feedwater heater, the second output of which is connected to the steam generator.
- the steam temperature at the outlet of the boiler-superheater 540 ° ⁇ - 600 ° ⁇ .
- Figure 1 presents a diagram of increasing the efficiency and power of a dual-circuit nuclear power plant according to patent RU N ° 2335641.
- Figure 2 presents a diagram of the proposed technical solution, where: 1 - reactor;
- the nuclear water-water reactor 1 is connected to the steam generator 2 through a circulation pump 3.
- the second output of the steam generator 2 is connected by a steam line to the first input of the boiler-superheater 4, the first output of which is connected by a steam pipe to the input of the turbogenerator 5.
- the main output of the turbogenerator 5 is connected to the input of the condenser 6, the output which through the pump 8 and PND 9 is connected to the deaerator 10.
- the output of the deaerator 10 through the pump 11 and the LDPE 12 is connected to the second input of the feed water heater 13, the second output of which is connected to the second input of the steam generator ora 2.
- the second input of the boiler superheater 4 is connected to the pipeline for supplying hot air from the air heater 14.
- the third input of the boiler superheater 4 is connected to the gas supply pipe.
- the second output of the boiler superheater 4 is connected to the first input of the feed water heater 13, the first output of which is connected to the second input of the air heater 14.
- the proposed device operates as follows.
- the feed water generated in the condenser 6 is pumped 8 to the HDPE 9 and then to the deaerator 10, then the pump 11 is fed to the LDPE 12 and then to the feed water heater 13, heated by the exhaust flue gases from the superheater 4.
- the water in the feed water heater 13 raises its temperature and enters the steam generator 2, where it turns into steam, which is then fed through the steam line to the boiler-superheater 4, where its temperature rises to a temperature of 540 ° C - 600 ° C and then fed through the steam line to the turbogenerator 5, where it does useful work.
- the exhaust steam is supplied to the condenser 6, closing the steam-condensate cycle.
- the boiler-superheater 4 is supplied with air from the air heater 14 and natural gas, which, when burned, transfers its energy and raises the temperature of the superheated steam.
- the main part of their energy is given up by the flue gases in the boiler-superheater 4 and then sent through the second outlet to the feed water heater 13, where, giving up another part of their energy, the feed water is supplied to the steam generator 2.
- the flue gases enter the air heater 14, into which heated the source air supplied by the blower to the boiler, superheater 4, and then discharged into the atmosphere.
- the increase in efficiency and the total power of the device is achieved by increasing the enthalpy of fresh steam in front of the turbogenerator 5.
- a steam temperature in the range of 540 ° C - 600 ° C, depending on pressure it is possible to obtain efficiency (net) from 40% to 44%.
- the feed water heater operating on the flue gases of the boiler superheater can be installed before the LDPE, or section and install one section to the LDPE and the other to the deaerator, while the intermediate steam withdrawals from the turbine will be reduced.
- the proposed scheme makes it possible to abandon a turboexpander with an electric power generator and a natural gas heater.
- the claimed technical solution - the introduction of an additional block of feed water heater with the proposed connection, allows to increase the efficiency and increase the power of a transportable nuclear thermal power plant while simplifying the device by eliminating the turbine expander, an additional electric power generator and a natural gas heater.
Abstract
The invention relates to the field of thermal technology, and specifically to nuclear energy. A transportable nuclear power plant includes a nuclear reactor which is connected to a steam generator, a gas boiler/steam-superheater, a turbogenerator and an air heater. The device is novel in that it additionally comprises a feedwater heater, to a first inlet of which is connected a second outlet of the boiler/steam-superheater, which brings the temperature of steam to between 540°С and 600°С, and a first outlet of the feedwater heater is connected to a second inlet of the air heater, wherein a second outlet of the feedwater heater is connected to the steam generator, and a first outlet of the boiler/steam-superheater is connected by means of the turbogenerator, a condenser, a low pressure heater, a deaerator and a high pressure heater to a second inlet of the feedwater heater. The invention can be used in creating new nuclear power plants or in modernizing existing transportable, including floating, nuclear power plants, with the aim of increasing the efficiency and output thereof.
Description
ТРАНСПОРТАБЕЛЬНАЯ АТОМНАЯ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ TRANSPORT NUCLEAR POWER PLANT
ОБЛАСТЬ ТЕХНИКИ FIELD OF TECHNOLOGY
Предлагаемое техническое решение относится к области теплотехники, а именно к атомной энергетике, и может быть использовано, преимущественно, при создании или модернизации транспортабельных атомных теплоэлектростанций, в том числе плавучих (ПАТЭС). The proposed technical solution relates to the field of heat engineering, namely to nuclear energy, and can be used mainly for the creation or modernization of transportable nuclear thermal power plants, including floating ones (FNPPs).
ПРЕДШЕСТВУЮЩИЙ УРОВЕНЬ ТЕХНИКИ BACKGROUND OF THE INVENTION
Известен ряд технических решений использования тепловой энергии внешнего источника для перегрева пара на атомных станциях. A number of technical solutions are known for using the thermal energy of an external source for superheating steam at nuclear power plants.
Известны АЭС с водо-водяными реакторами на тепловых нейтронах Known nuclear power plants with thermal water neutron reactors
(Маргулова Т.Х., Атомные электрические станции, 5. М: МЭИ, 1994, стр. 21). АЭС такого типа не могут производить пар с высокой температурой и давлением, близким к параметрам, достигнутым в традиционной энергетике на органическом топливе. Параметры таких станций обычно не превышают 330 °С и 7,0 МПа, в судовых АЭУ - 290 °С и 4,0 МПа, в то время как в обычной энергетике эти параметры уже достигли 590 °С и 25,0 МПа. (Margulova T.Kh., Nuclear Power Plants, 5. M: MPEI, 1994, p. 21). Nuclear power plants of this type cannot produce steam with a high temperature and pressure close to the parameters achieved in traditional fossil fuels. The parameters of such stations usually do not exceed 330 ° C and 7.0 MPa, in ship nuclear power plants - 290 ° C and 4.0 MPa, while in ordinary power engineering these parameters have already reached 590 ° C and 25.0 MPa.
КПД соответственно до 35 % у во до-водяных АЭС, до 30 % у судовых АЭУ и до 46 % у теплоэлектростанций (ТЭС). Efficiency, respectively, up to 35% in water-based nuclear power plants, up to 30% in ship nuclear power plants and up to 46% in thermal power plants (TPPs).
Наиболее близким к предлагаемому техническому решению является устройство, описанное в патенте RU N° 2335641 от 17.08.2006 г., вариант, где в качестве независимого источника тепловой энергии для перегрева используется природный газ. Техническое решение, выбранное за прототип, представлено на фиг. 1, где 1 - реактор, 2 - парогенератор, 3 - циркуляционный насос, турбина, включающая цилиндры высокого 4, среднего 5 и низкого 6 давления, 7 - генератор, 8 - конденсатор, 9 - питательный насос, 10 - котёл- пароперегреватель, 11 - независимый источник тепловой энергии, 12 - воздухонагреватель, 13 - вентилятор, 14 - турбодетандер, 15 - генератор электроэнергии, 16 - подогреватель природного газа, 17 - 1-я задвижка, 18 - магистральный трубопровод, 19 - газопровод, 20 - 2-я задвижка, 21 - 3-я задвижка, 22 - трубопровод. Турбодетандер 14 соединён валом с генератором электроэнергии 15, первый вход подогревателя природного газа 16 через первую задвижку 17 подключён к магистральному трубопроводу 18, а первый выход подогревателя природного газа 16 по газу соединён с первым
входом в турбодетандер 14, второй вход его по продуктам сгорания - с выходом воздухонагревателя 12 при помощи газопровода 19, вход в котёл-пароперегреватель 10 по газу через вторую задвижку 20 соединён с выходом турбодетандера 14 и одновременно через третью задвижку 21, установленную на трубопроводе 22, с магистральным трубопроводом 18. За счёт увеличения располагаемого перепада энтальпий достигается увеличение мощности нового блока примерно на 60 %, по сравнению с существующим блоком АЭС. Closest to the proposed technical solution is the device described in patent RU N ° 2335641 of 08/17/2006, an option where natural gas is used as an independent source of thermal energy for overheating. The technical solution chosen for the prototype is shown in FIG. 1, where 1 is a reactor, 2 is a steam generator, 3 is a circulation pump, a turbine including cylinders of high 4, medium 5 and low 6 pressure, 7 is a generator, 8 is a condenser, 9 is a feed pump, 10 is a boiler, superheater, 11 - an independent source of thermal energy, 12 - an air heater, 13 - a fan, 14 - a turboexpander, 15 - an electric power generator, 16 - a natural gas heater, 17 - a 1-valve, 18 - a main pipeline, 19 - a gas pipeline, 20 - a 2nd valve, 21 - 3rd valve, 22 - pipeline. The turboexpander 14 is connected by a shaft to the electric power generator 15, the first input of the natural gas heater 16 through the first valve 17 is connected to the main pipe 18, and the first output of the natural gas heater 16 is connected to the first by gas the entrance to the turboexpander 14, its second entrance to the combustion products - with the outlet of the air heater 12 using the gas pipeline 19, the entrance to the boiler-superheater 10 by gas through the second valve 20 is connected to the output of the turboexpander 14 and simultaneously through the third valve 21 installed on the pipeline 22, with the main pipeline 18. Due to the increase in the available enthalpy difference, an increase in the capacity of the new unit by about 60% is achieved, compared with the existing unit of the nuclear power plant.
Рассматриваемое решение имеет несколько существенных недостатков. Во-первых, в известном решении по патенту N° 2335641 предлагается использовать паровую турбину, работающую при температуре пара в диапазоне 800 °С - 850 °С. Однако, на настоящий момент, таких турбин не существует. Максимальная температура для современных паровых турбин находится на уровне 600 °С - 630 °С или немногим выше. Это связано с отсутствием материалов, которые бы надежно и долго работали в таких условиях. Даже широко распространенная диаграмма «энтропия-энтальпия», используемая при расчетах, ограничивается 700 °С. The solution in question has several significant drawbacks. Firstly, in the well-known solution according to patent N ° 2335641 it is proposed to use a steam turbine operating at a steam temperature in the range of 800 ° C to 850 ° C. However, at the moment, such turbines do not exist. The maximum temperature for modern steam turbines is at the level of 600 ° С - 630 ° С or a little higher. This is due to the lack of materials that would work reliably and for a long time in such conditions. Even the widespread entropy-enthalpy diagram used in the calculations is limited to 700 ° C.
Таким образом, вызывает сомнение возможность осуществления в настоящее время, предложенного решения. Thus, it is doubtful whether the proposed solution can be implemented at present.
Во-вторых, применение турбодетандерной установки усложняет конструкцию при сомнительном положительном эффекте. Решение, изложенное в прототипе, требует, чтобы на АЭС был заведен газовый магистральный трубопровод высокого давления, что и дорого и небезопасно. Secondly, the use of a turboexpander plant complicates the design with a dubious positive effect. The solution outlined in the prototype requires that a high-pressure gas main pipeline be installed at the nuclear power plant, which is both expensive and unsafe.
Более того, в турбодетандере происходит охлаждение подаваемого газа, что снивелирует предварительный подогрев. Поэтому незначительное повышение КПД произойдет лишь за счет снижения давления газа от подающего газопровода до подачи в топку, а это всего 3 - 6 атм. Moreover, in the expander, the feed gas is cooled, which levels the preheating. Therefore, a slight increase in efficiency will occur only due to a decrease in gas pressure from the supply gas pipeline to the supply to the furnace, and this is only 3-6 atm.
РАСКРЫТИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ SUMMARY OF THE INVENTION
Заявляемое техническое решение ставит своей задачей при минимальных дополнительных затратах обеспечить повышение КПД и увеличение мощности ПАТЭС.
Как и ближайший аналог, предлагаемая конструкция включает ядерный реактор, соединённый с парогенератором, котёл-пароперегреватель, турбогенератор и воздухоподогреватель. The claimed technical solution aims at providing minimal additional costs to increase efficiency and increase the capacity of FNPP. Like the closest analogue, the proposed design includes a nuclear reactor connected to a steam generator, a boiler-superheater, a turbogenerator and an air heater.
Для решения поставленной задачи предлагается доводить в котле-пароперегревателе температуру пара до 540 °С - 600 °С и дополнительно ввести в устройство подогреватель питательной воды, с соответственной схемой его подключения, где к первому входу подогревателя питательной воды подключен второй выход котла-пароперегревателя, а первый выход подогревателя питательной воды соединён со вторым входом воздухоподогревателя, при этом первый выход котла-пароперегревателя подключён через турбогенератор, конденсатор, подогреватель низкого давления (ПНД), деаэратор и подогреватель высокого давления (ПВД) ко второму входу подогревателя питательной воды, второй выход которого соединён с парогенератором. To solve this problem, it is proposed to bring the steam temperature in the boiler-superheater to 540 ° С - 600 ° С and additionally introduce the feed water heater into the device, with the corresponding connection diagram, where the second output of the boiler-superheater is connected to the first input of the feed water heater, and the first outlet of the feedwater heater is connected to the second inlet of the air heater, while the first outlet of the boiler-superheater is connected through a turbogenerator, a condenser, a low-pressure heater I (PND), deaerator and high pressure heater (LDPE) to the second input of the feed water heater, the second output of which is connected to the steam generator.
Поставленная задача решается предложенной совокупностью существенных признаков, а именно, наличием в схеме дополнительного подогревателя питательной воды, где к первому входу подогревателя питательной воды подключен второй выход котла-пароперегревателя, а первый выход подогревателя питательной воды соединён со вторым входом воздухоподогревателя, при этом первый выход котла-пароперегревателя подключён через турбогенератор, конденсатор, подогреватель низкого давления (ПНД), деаэратор и подогреватель высокого давления (ПВД) ко второму входу подогревателя питательной воды, второй выход которого соединён с парогенератором. При этом температура пара на выходе котла- пароперегревателя 540 °С - 600 °С. The problem is solved by the proposed set of essential features, namely, the presence in the circuit of an additional feed water heater, where the second output of the boiler is superheated to the first input of the feed water heater, and the first output of the feed water heater is connected to the second input of the air heater, while the first output of the boiler -the superheater is connected through a turbogenerator, a condenser, a low pressure heater (PND), a deaerator and a high pressure heater (LDPE) to the second at the inlet of the feedwater heater, the second output of which is connected to the steam generator. In this case, the steam temperature at the outlet of the boiler-superheater 540 ° С - 600 ° С.
КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ФИГУР ЧЕРТЕЖЕЙ BRIEF DESCRIPTION OF THE DRAWINGS
На фиг.1 представлена схема повышения КПД и мощности двухконтурной атомной станции по патенту RU N° 2335641. Figure 1 presents a diagram of increasing the efficiency and power of a dual-circuit nuclear power plant according to patent RU N ° 2335641.
На фиг.2 представлена схема предлагаемого технического решения, где: 1 - реактор; Figure 2 presents a diagram of the proposed technical solution, where: 1 - reactor;
2 - парогенератор; 2 - steam generator;
3 - циркуляционный насос; 3 - circulation pump;
4 - котёл-пароперегреватель;
5 - турбогенератор; 4 - boiler superheater; 5 - a turbogenerator;
6 - конденсатор; 6 - capacitor;
7 - насос охлаждения конденсатора; 7 - condenser cooling pump;
8 - насос первого подъёма; 8 - pump of the first rise;
9 - подогреватель низкого давления (ПНД); 9 - low pressure heater (PND);
10 - деаэратор; 10 - deaerator;
1 1 - насос второго подъёма; 1 1 - pump of the second rise;
12 - подогреватель высокого давления (ПВД); 12 - high pressure heater (LDPE);
13 - подогреватель питательной воды; 13 - feed water heater;
14 - воздухонагреватель. 14 - air heater.
ПРИМЕРЫ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ИЗОБРЕТЕНИЯ MODES FOR CARRYING OUT THE INVENTION
Рассмотрим конкретный пример выполнения предлагаемого технического решения. Consider a specific example of the implementation of the proposed technical solution.
Ядерный водо-водяной реактор 1 подключён к парогенератору 2 через циркуляционный насос 3. Второй выход парогенератора 2 соединён паропроводом с первым входом котла-пароперегревателя 4, первый выход которого паропроводом соединён с входом турбогенератора 5. Основной выход турбогенератора 5 соединён с входом конденсатора 6, выход которого через насос 8 и ПНД 9 соединён с деаэратором 10. Выход деаэратора 10 через насос 11 и ПВД 12 подключён ко второму входу подогревателя питательной воды 13, второй выход которого соединён со вторым входом парогенератора 2. The nuclear water-water reactor 1 is connected to the steam generator 2 through a circulation pump 3. The second output of the steam generator 2 is connected by a steam line to the first input of the boiler-superheater 4, the first output of which is connected by a steam pipe to the input of the turbogenerator 5. The main output of the turbogenerator 5 is connected to the input of the condenser 6, the output which through the pump 8 and PND 9 is connected to the deaerator 10. The output of the deaerator 10 through the pump 11 and the LDPE 12 is connected to the second input of the feed water heater 13, the second output of which is connected to the second input of the steam generator ora 2.
Второй вход котла-пароперегревателя 4 соединён с трубопроводом подачи горячего воздуха из воздухоподогревателя 14. Третий вход котла- пароперегревателя 4 подключён к трубопроводу подачи газа. Второй выход котла-пароперегревателя 4 соединён с первым входом подогревателя питательной воды 13, первый выход которого подключён ко второму входу воздухонагревателя 14. The second input of the boiler superheater 4 is connected to the pipeline for supplying hot air from the air heater 14. The third input of the boiler superheater 4 is connected to the gas supply pipe. The second output of the boiler superheater 4 is connected to the first input of the feed water heater 13, the first output of which is connected to the second input of the air heater 14.
Предлагаемое устройство работает следующим образом. Питательная вода, образующаяся в конденсаторе 6, насосом 8 подается в ПНД 9 и далее в деаэратор 10, затем насосом 11 подается в ПВД 12 и далее в подогреватель питательной воды 13, обогреваемый отходящими дымовыми газами из котла- пароперегревателя 4.
Вода в подогревателе питательной воды 13 повышает свою температуру и поступает в парогенератор 2, где превращается в пар, который в дальнейшем по паропроводу подается в котел-пароперегреватель 4, где его температура повышается до температуры 540 °С - 600 °С и далее по паропроводу подается в турбогенератор 5, где совершает полезную работу. После турбины отработавший пар подается в конденсатор 6, замыкая цикл пар-конденсат. The proposed device operates as follows. The feed water generated in the condenser 6 is pumped 8 to the HDPE 9 and then to the deaerator 10, then the pump 11 is fed to the LDPE 12 and then to the feed water heater 13, heated by the exhaust flue gases from the superheater 4. The water in the feed water heater 13 raises its temperature and enters the steam generator 2, where it turns into steam, which is then fed through the steam line to the boiler-superheater 4, where its temperature rises to a temperature of 540 ° C - 600 ° C and then fed through the steam line to the turbogenerator 5, where it does useful work. After the turbine, the exhaust steam is supplied to the condenser 6, closing the steam-condensate cycle.
В котел-пароперегреватель 4 подается воздух из воздухоподогревателя 14 и природный газ, который, сгорая, передает свою энергию и поднимает температуру перегреваемого пара. Основную часть своей энергии дымовые газы отдают в котле-пароперегревателе 4 и затем через второй выход направляются в подогреватель питательной воды 13, где, отдавая еще часть своей энергии, нагревают питательную воду, поступающую в парогенератор 2. Далее дымовые газы поступают в воздухоподогреватель 14, в котором подогревают исходный воздух, подаваемый воздуходувкой в котел-пароперегреватель 4, и далее сбрасываются в атмосферу. The boiler-superheater 4 is supplied with air from the air heater 14 and natural gas, which, when burned, transfers its energy and raises the temperature of the superheated steam. The main part of their energy is given up by the flue gases in the boiler-superheater 4 and then sent through the second outlet to the feed water heater 13, where, giving up another part of their energy, the feed water is supplied to the steam generator 2. Next, the flue gases enter the air heater 14, into which heated the source air supplied by the blower to the boiler, superheater 4, and then discharged into the atmosphere.
Повышение КПД и суммарной мощности устройства достигается за счёт увеличения энтальпии свежего пара перед турбогенератором 5. При температуре пара в диапазоне 540 °С - 600 °С в зависимости от давления можно получить КПД (нетто) от 40 % до 44 %. The increase in efficiency and the total power of the device is achieved by increasing the enthalpy of fresh steam in front of the turbogenerator 5. At a steam temperature in the range of 540 ° C - 600 ° C, depending on pressure, it is possible to obtain efficiency (net) from 40% to 44%.
В случае использования в качестве реактора - судового КЛТ-40С, применённого в строящейся в настоящее время ПАТЭС, можно получить, реализуя предлагаемое техническое решение, около 80 МВт электрической мощности, вместо 33,5 МВт. В этом случае добавляемая за счёт сжигаемого газа тепловая энергия составит лишь около 1/3 от мощности ядерной установки, т.е. 150 МВт и 55 МВт. Таким образом, достигается существенное уменьшение экологической нагрузки на окружающую среду, а также уменьшение тарифов на электроэнергию. If you use the ship KLT-40S as the reactor used in the FNPP currently under construction, you can obtain, by implementing the proposed technical solution, about 80 MW of electric power, instead of 33.5 MW. In this case, the thermal energy added by the combusted gas will be only about 1/3 of the capacity of the nuclear installation, i.e. 150 MW and 55 MW. Thus, a significant reduction in the environmental burden on the environment is achieved, as well as a reduction in electricity tariffs.
КПД можно довести до ещё больших величин, поднимая давление пара в парогенераторе до близкого к насыщению. То есть, парогенератор будет производить почти насыщенный пар, который затем будет перегреваться в котле-пароперегревателе. Для судовых ЯЭУ характерны давление пара в 3,5 - 4,0 МПа и температуры 280 °С - 300 °С. Такие температуры позволяют
повысить давление пара в парогенераторе до 7,0 - 8,0 МПа. Такое увеличение давления свежего пара позволит поднять КПД еще на 1,5 - 2 %. Efficiency can be brought to even greater values, raising the vapor pressure in the steam generator to close to saturation. That is, the steam generator will produce almost saturated steam, which will then be overheated in the superheater. Ship nuclear power plants are characterized by a vapor pressure of 3.5 - 4.0 MPa and temperatures of 280 ° C - 300 ° C. Such temperatures allow increase the steam pressure in the steam generator to 7.0 - 8.0 MPa. Such an increase in fresh steam pressure will increase the efficiency by another 1.5 - 2%.
Подогреватель питательной воды, работающий на отходящих дымовых газах котла-пароперегревателя можно установить и до ПВД, или секционировать и установить одну секцию до ПВД, а другую до деаэратора, при этом сократятся промежуточные отборы пара с турбины. The feed water heater operating on the flue gases of the boiler superheater can be installed before the LDPE, or section and install one section to the LDPE and the other to the deaerator, while the intermediate steam withdrawals from the turbine will be reduced.
ПРОМЫШЛЕННАЯ ПРИМЕНИМОСТЬ INDUSTRIAL APPLICABILITY
Предложенная схема позволяет отказаться от турбодетандера с генератором электроэнергии и подогревателя природного газа. The proposed scheme makes it possible to abandon a turboexpander with an electric power generator and a natural gas heater.
Таким образом, заявляемое техническое решение - введение дополнительного блока подогревателя питательной воды с предложенным подключением, позволяет получить повышение КПД и увеличение мощности транспортабельной атомной теплоэлектростанции при упрощении устройства за счёт исключения турбодетандерной установки, дополнительного генератора электроэнергии и подогревателя природного газа.
Thus, the claimed technical solution - the introduction of an additional block of feed water heater with the proposed connection, allows to increase the efficiency and increase the power of a transportable nuclear thermal power plant while simplifying the device by eliminating the turbine expander, an additional electric power generator and a natural gas heater.
Claims
1. Транспортабельная атомная электростанция, включающая ядерный реактор, соединенный с парогенератором, газовый котел-пароперегреватель, турбогенератор и воздухоподогреватель, отличающаяся тем, что дополнительно введён подогреватель питательной воды, к первому входу которого подключён второй выход котла-пароперегревателя, доводящего температуру пара до 540 °С - 600 °С, а первый выход подогревателя питательной воды соединён со вторым входом воздухоподогревателя, при этом второй выход подогревателя питательной воды соединён с парогенератором, а первый выход котла- пароперегревателя подключён через турбогенератор, конденсатор, подогреватель низкого давления, деаэратор и подогреватель высокого давления ко второму входу подогревателя питательной воды.
1. A transportable nuclear power plant, including a nuclear reactor connected to a steam generator, a gas boiler, superheater, turbine generator and air heater, characterized in that an additional feedwater heater is introduced, the first input of which is connected to the second output of the boiler superheater, bringing the steam temperature to 540 ° C - 600 ° C, and the first output of the feed water heater is connected to the second input of the air heater, while the second output of the feed water heater is connected to the steam generator Hur, a first outlet connected through a superheater kotla- turbogenerator, condenser, low pressure preheater deaerator heater and the high pressure to the second input of the feedwater preheater.
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2014101675 | 2014-01-22 | ||
| RU2014101675/07A RU2550362C1 (en) | 2014-01-22 | 2014-01-22 | Device for increase of efficiency and power of transportable nuclear power plant |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| WO2015112054A1 true WO2015112054A1 (en) | 2015-07-30 |
Family
ID=53293946
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| PCT/RU2014/000951 WO2015112054A1 (en) | 2014-01-22 | 2014-12-29 | Transportable nuclear power plant |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2550362C1 (en) |
| WO (1) | WO2015112054A1 (en) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2615027C2 (en) * | 2015-08-11 | 2017-04-03 | Виктор Николаевич Иванюк | Power plant of nuclear-powered ship |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2253917C2 (en) * | 2003-01-27 | 2005-06-10 | Закрытое акционерное общество "Агентство регионального развития" | Mode of exploiting of an atomic steam-turbine plant and an installation for executing it |
| WO2007052070A2 (en) * | 2005-11-04 | 2007-05-10 | Parsons Brinckerhoff Limited | Nuclear and gas turbine combined cycle process and plant for power generation |
| RU2335641C2 (en) * | 2006-08-17 | 2008-10-10 | Закрытое акционерное общество "ЭНТЭК" (ЗАО "ЭНТЭК") | Method of enhancing efficiency and output of two-loop nuclear power station |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2328045C2 (en) * | 2006-08-01 | 2008-06-27 | Виталий Витальевич Ершов | Method of operating atomic steam-turbine power generating system and equipment for implementing method |
-
2014
- 2014-01-22 RU RU2014101675/07A patent/RU2550362C1/en active
- 2014-12-29 WO PCT/RU2014/000951 patent/WO2015112054A1/en active Application Filing
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2253917C2 (en) * | 2003-01-27 | 2005-06-10 | Закрытое акционерное общество "Агентство регионального развития" | Mode of exploiting of an atomic steam-turbine plant and an installation for executing it |
| WO2007052070A2 (en) * | 2005-11-04 | 2007-05-10 | Parsons Brinckerhoff Limited | Nuclear and gas turbine combined cycle process and plant for power generation |
| RU2335641C2 (en) * | 2006-08-17 | 2008-10-10 | Закрытое акционерное общество "ЭНТЭК" (ЗАО "ЭНТЭК") | Method of enhancing efficiency and output of two-loop nuclear power station |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2550362C1 (en) | 2015-05-10 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN107747503B (en) | A kind of system and operation method of Thermal generation unit Ultra-low load operation | |
| US8839621B2 (en) | Hybrid power plant | |
| RU2009333C1 (en) | Combined steam-gas power plant and method of its operation | |
| US20120037097A1 (en) | High efficiency feedwater heater | |
| CN104963735A (en) | Method and device for heating gas fuel through condenser cooling water return water waste heat | |
| RU2549743C1 (en) | Cogeneration gas-turbine plant | |
| RU101090U1 (en) | ENERGY BUILDING STEAM-GAS INSTALLATION (OPTIONS) | |
| RU2537386C1 (en) | Hybrid nuclear power plant | |
| RU2006129783A (en) | METHOD FOR INCREASING EFFICIENCY AND POWER OF A TWO-CIRCUIT NUCLEAR STATION AND A DEVICE FOR ITS IMPLEMENTATION (OPTIONS) | |
| RU2309261C2 (en) | Method of operation of thermal power station | |
| RU2253917C2 (en) | Mode of exploiting of an atomic steam-turbine plant and an installation for executing it | |
| RU2550362C1 (en) | Device for increase of efficiency and power of transportable nuclear power plant | |
| CN104594964A (en) | Novel single-shaft natural gas combined cycle heat supply unit system | |
| CN205279773U (en) | Waste heat power generation system of cold machine of sintered ring | |
| RU2003102313A (en) | METHOD FOR OPERATING ATOMIC STEAM TURBINE INSTALLATION AND INSTALLATION FOR ITS IMPLEMENTATION | |
| CN212673163U (en) | Steam heating starting system of once-through boiler | |
| WO2015187064A2 (en) | Multi-mode combined cycle power plant | |
| CN209115164U (en) | The system of nuclear energy coupling gas turbine power generation based on depth UTILIZATION OF VESIDUAL HEAT IN | |
| CN203036625U (en) | Coal-fired unit steam thermal system | |
| CN102105656A (en) | Hybrid power plant | |
| RU2599722C1 (en) | Steam-turbine nuclear power plant with power modulation | |
| RU2709783C1 (en) | Method of hydrogen heating of feed water to npp | |
| US20140090377A1 (en) | Nuclear-Fossil Fueled Hybrid Power Generation System | |
| RU167924U1 (en) | Binary Combined Cycle Plant | |
| RU2300636C1 (en) | Combination heat and power generating plant |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| 121 | Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application |
Ref document number: 14880117 Country of ref document: EP Kind code of ref document: A1 |
|
| NENP | Non-entry into the national phase |
Ref country code: DE |
|
| 122 | Ep: pct application non-entry in european phase |
Ref document number: 14880117 Country of ref document: EP Kind code of ref document: A1 |