СПОСОБ ПОВЫШЕНИЯ МОЩНОСТИ ДВУХКОНТУРНОГО АТОМНОГО ЭНЕРГОБЛОКА Российский патент 2012 года по МПК G21D5/06 

Описание патента на изобретение RU2449391C2

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано преимущественно в ядерных энергетических установках с корпусными ядерными реакторами, охлаждаемыми водой, атомных электростанций (АЭС) с целью повышения мощности и эффективной работы. В частности, изобретение может быть применено на серийных и проектируемых отечественных блоках АЭС с водоводяными реакторами и турбинами.

Известен способ получения дополнительной электрической мощности от паровой турбины путем отключения отборов на регенеративные подогреватели [1].

Для компенсации недогрева питательной воды проводят вне ее потока дросселирование горячей воды под давлением с последующей каскадой сепарацией из нее пара и напрявляют полученный пар в подогреватели низкого давления (ПНД). Горячую воду под давлением получают в специальном пиковом котле-водонагревателе за счет тепла сжигаемого органического топлива.

Недостатком данного способа является то, что он не может быть использован с полной технической аналогией на блоках АЭС, так как схема греющих потоков в подогреватели высокого давления (ПВД) турбины АЭС более сложна и резервным источником тепла может являться в большинстве случаев только ядерный реактор.

Известен также способ получения дополнительной мощности и эффективной работы атомных электростанций путем кратковременного отключения подогревателей высокого давления и компенсацией недогрева питательной воды [2].

Эта компенсация достигается тем, что с отключением дренажей греющего пара промежуточного сепаратора-пароперегревателя от подогревателей высокого давления и отборов пара на последние, питательную воду при отключении ПВД подогревают теплоносителем первого контура ядерного реактора после парогенератора с помощью водоводяного подогревателя (ВВП), включенного параллельно с подогревателями высокого давления (ПВД).

Недостатком данного способа является компенсация недогрева питательной воды только при отключении подогревателей высокого давления (ПВД), периодическом включении в работу водоводяного подогревателя и невозможностью включения ВВП при работающих ПВД.

Известен способ повышения эффективности атомной паротурбинной установки за счет уменьшения энергозатрат на собственные нужды, снижении массогабаритных характеристик установки и возможности одновременного производства электроэнергии и тепла [3].

Для достижения этого технического результата пароводяная теплоэнергетическая установка, включающая в себя источник теплоты с контуром теплоносителя, проходящего через парогенератор, контур паротурбинной установки, содержащей парогенератор, паровую турбину, снабжена в контуре паротурбинной установки теплообменником-перегревателем пара, причем контур теплоносителя последовательно проходит сначала через теплообменник-подогреватель, а затем через парогенератор.

Однако введение в состав пароводяной теплоэнергетической установки расположенного в контуре паротурбинной установки теплообменника-подогревателя пара не позволяет увеличить расход рабочего тела на выходе из парогенератора.

Целью предлагаемого изобретения является подогрев питательной воды после ПВД перед подачей его в парогенератор до температуры, равной или близкой температуре насыщения.

Суть изобретения состоит в использовании дополнительного теплообменника, подключенного в первый контур после реакторного парогенератора. Такой подогрев питательной воды до температуры насыщения перед подачей его в парогенератор существенно повышает производительность парогенератор, а следовательно, и электрической мощности турбины при тех же самых поверхностях теплообмена. При этом такой теплообменник (ВВП) может работать постоянно, обеспечивая получение дополнительной мощности турбогенератора в круглосуточном режиме.

Блок атомной станции для реализации предлагаемого способа (фиг.1) содержит последовательно соединенные реактор 2, парогенератор 6, через поверхность парогенератора 7, холодные петли 5, водоводяной подогреватель 8, циркуляционный насос 4, активную зону ядерного реактора 1 и горячие петли 3, через которые циркулирует теплоноситель.

Парогенератор 6 подключен к паровой турбине, состоящей из цилиндра 9 высокого давления (ЦВД), цилиндра 10 среднего давления (ЦСД) и цилиндра 11 низкого давления (ЦНД), из которых производится отбор пара на регенеративные подогреватели 18 высокого (ПВД) и низкого (ПНД) давления 15. Турбины приводят в движение электрогенератор 12, который вырабатывает электрическую энергию. Пар, отработавший в турбине, поступает в конденсатор 13. Образовавшийся конденсат конденсатным насосом 14, пройдя системы регенеративного подогрева отборным паром, деаэратор 16 питательным насосом 17 направляется в водоводяной подогреватель 8, включенный в холодные петли первого контура после парогенератора. Питательная вода после ПВД нагревается в водоводяном подогревателе 8 до расчетной температуры, близкой или равной температуре насыщения, и подается в парогенератор. Последовательное включение водоводяного подогревателя 8 после ПВД позволяет увеличить паропроизводительность парогенератора и получить дополнительную мощность в турбине на постоянной основе при работающих ПВД.

Таким образом, указанный способ позволяет получить дополнительную мощность при работающих ПВД путем дополнительного нагрева питательной воды после ПВД в теплообменнике, установленном на холодной линии теплоносителя после парогенератора. При этом обеспечивается увеличение мощности ядерного реактора за счет понижения температуры теплоносителя на входе в активную зону.

Источники информации

1. Авторское свидетельство СССР №358530, кл. F01К 7/04,1972.

2. Авторское свидетельство СССР №2921335, кл. G21В 5/06 от 12.05.1980.

3. Патент РФ №2163670 от 26.10.1999.

Похожие патенты RU2449391C2

название год авторы номер документа
СПОСОБ ОТПУСКА ТЕПЛА ОТ ДВУХКОНТУРНЫХ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРИЧЕСКИХ СТАНЦИЙ С ВОДООХЛАЖДАЕМЫМИ РЕАКТОРАМИ (ВАРИАНТЫ) 2002
  • Аминов Р.З.
  • Крылов М.К.
  • Ипатов П.Л.
RU2237936C2
СИСТЕМА БЕЗОПАСНОГО ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ВОДОРОДА ПРИ ПОВЫШЕНИИ МОЩНОСТИ ДВУХКОНТУРНОЙ АЭС ВЫШЕ НОМИНАЛЬНОЙ 2019
  • Байрамов Артём Николаевич
  • Аминов Рашид Зарифович
RU2736603C1
Способ повышения мощности и безопасности энергоблока АЭС с реактором типа ВВЭР на основе теплового аккумулирования 2017
  • Аминов Рашид Зарифович
  • Юрин Валерий Евгеньевич
  • Муртазов Марат Асланович
RU2680380C1
СПОСОБ РАСХОЛАЖИВАНИЯ ВОДООХЛАЖДАЕМОГО РЕАКТОРА ПОСРЕДСТВОМ МНОГОФУНКЦИОНАЛЬНОЙ СИСТЕМЫ ОТВОДА ОСТАТОЧНОГО ТЕПЛОВЫДЕЛЕНИЯ В УСЛОВИЯХ ПОЛНОГО ОБЕСТОЧИВАНИЯ АЭС 2015
  • Бессонов Валерий Николаевич
  • Аминов Рашид Зарифович
  • Юрин Валерий Евгеньевич
RU2601285C1
Способ водородного подогрева питательной воды на АЭС 2019
  • Аминов Рашид Зарифович
  • Егоров Александр Николаевич
RU2709783C1
СПОСОБ БЕСПЕРЕБОЙНОГО ЭЛЕКТРОСНАБЖЕНИЯ СОБСТВЕННЫХ НУЖД АЭС 2019
  • Аминов Рашид Зарифович
  • Юрин Валерий Евгеньевич
RU2702100C1
Способ повышения мощности двухконтурной АЭС за счет комбинирования с водородным циклом 2019
  • Аминов Рашид Зарифович
  • Егоров Александр Николаевич
  • Байрамов Артем Николаевич
RU2707182C1
Способ получения дополнительной мощности на атомной паротурбинной установке 1980
  • Аминов Р.З.
  • Хрусталев В.А.
  • Лукьянов А.А.
SU917645A1
Способ работы аккумулятора фазового перехода в составе двухконтурной атомной электростанции 2023
  • Аношин Даниил Михайлович
  • Аминов Рашид Зарифович
RU2816927C1
СПОСОБ РАСХОЛАЖИВАНИЯ ВОДООХЛАЖДАЕМОГО РЕАКТОРА ПРИ ПОЛНОМ ОБЕСТОЧИВАНИИ АЭС 2012
  • Аминов Рашид Зарифович
  • Егоров Александр Николаевич
  • Юрин Валерий Евгеньевич
RU2499307C1

Реферат патента 2012 года СПОСОБ ПОВЫШЕНИЯ МОЩНОСТИ ДВУХКОНТУРНОГО АТОМНОГО ЭНЕРГОБЛОКА

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в ядерных энергетических установках с корпусными ядерными реакторами, охлаждаемыми водой, атомных электростанций. Суть изобретения состоит в использовании дополнительного теплообменника, подключенного в первый контур после реакторного парогенератора. Теплообменник подогревает питательную воду до температуры насыщения перед подачей ее в парогенератор. Изобретение позволяет увеличить мощность ядерного реактора за счет понижения температуры теплоносителя на входе в активную зону. 1 ил.

Формула изобретения RU 2 449 391 C2

Способ повышения мощности двухконтурной атомной электростанции путем нагрева питательной воды подводом тепла от теплоносителя первого контура, прошедшего через парогенератор, с помощью водоводяного подогревателя, подачи ее в парогенератор и получения в нем пара от подвода тепла, пропуска пара через турбину, конденсации отработавшего пара в конденсаторе и через систему регенеративных подогревателей подачи питательной воды в водоводяной подогреватель, отличающийся тем, что питательную воду после подогрева в подогревателях высокого давления перед подачей в парогенератор нагревают до температуры, близкой или равной температуре насыщения теплоносителем первого контура, прошедшим через парогенератор, путем установки дополнительного теплообменника.

Документы, цитированные в отчете о поиске Патент 2012 года RU2449391C2

ПАРОВОДЯНАЯ ТЕПЛОЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА 1999
  • Кириллов Н.Г.
RU2163670C1
СПОСОБ ОТПУСКА ТЕПЛА ОТ ДВУХКОНТУРНЫХ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРИЧЕСКИХ СТАНЦИЙ С ВОДООХЛАЖДАЕМЫМИ РЕАКТОРАМИ (ВАРИАНТЫ) 2002
  • Аминов Р.З.
  • Крылов М.К.
  • Ипатов П.Л.
RU2237936C2
Способ получения дополнительной мощности на атомной паротурбинной установке 1980
  • Аминов Р.З.
  • Хрусталев В.А.
  • Лукьянов А.А.
SU917645A1
US 3930371 А, 06.01.1976
GB 1468308 А, 23.03.1977.

RU 2 449 391 C2

Авторы

Аминов Рашид Зарифович

Махотин Иван Николаевич

Даты

2012-04-27Публикация

2010-06-16Подача