ядерная паропроизводительная установка

Формула изобретения

1. Ядерная паропроизводительная установка (ЯПУ), включающая высокотемпературный гелиевый реактор, газодувки, парогенераторы, промперегреватель, а также систему очистки и хранения гелия, отличающаяся тем, что ЯПУ снабжена средствами подключения по острому пару и пару промежуточного давления к паротурбинной установке газомазутного или угольного блока ГРЭС посредством введенной в схему связующей части, включающей соединяющие трубопроводы, при этом промперегреватель выполнен в отдельном корпусе, в составе, по крайней мере, одной отдельной петли, образованной выходом цилиндра высокого давления с входом в промперегреватель и выходом из промперегревателя с входом в цилиндр среднего давления.

2. Ядерная паропроизводительная установка (ЯПУ) по п.1, отличающаяся тем, что трубопроводами связующей части соответственно соединены: коллектор острого пара с входом в цилиндр высокого давления ЦВД, выход питательного насоса с коллектором питательной воды.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к высокотемпературной ядерной энергетике и может быть использовано для реновации блоков с органическим топливом.

Реакторы типа ВТГР наиболее подходят для мирной атомной энергетики, прежде всего благодаря детерминистскому уровню безопасности и возможности иметь большой КПД, меньшее тепловое загрязнение окружающей среды и меньшее количество РАО.

Высокотемпературные реакторы с гелиевым теплоносителем (ВТГР) не получили распространения в атомной энергетике из-за конъюнктурных обстоятельств и из-за серьезных конструктивных ошибок, допущенных при разработке демонстрационного блока в Форт-Сент-Врейне.

Для высокотемпературного реактора имеется ниша, которая не может быть занята реакторами типа ВВЭР, так как они имеют низкие параметры теплоносителя. Эта ниша - блоки, работающие на органическом топливе. В первую очередь это блоки ГРЭС, работающие на газе и мазуте.

Известен высокотемпературный реактор, охлаждаемый гелием (ВТГР), (см. например, Кирюшин А.И., Пономарев-Степной Н.Н., Глушков Е.С. и др. «Роль и место газоохлаждаемых реакторов в структуре ядерного энергоснабжения». - Атомная энергия, 1999, т.87, вып.2, с.87-91). [1]

Указанное решение предусматривает применение унифицированного газотурбинного БПЭ (блока преобразования энергии). Центральное место в БПЭ занимает турбомашина (ТМ), представляющая собой агрегат вертикального исполнения, состоящий из турбокомпрессора (ТК) и генератора. В качестве основных опор применены электромагнитные подшипники. Генератор размещен вне контура циркуляции гелия в среде воздуха. Предварительный и промежуточный холодильники БПЭ размещены вокруг ТК. Рекуператор расположен в верхней части корпуса выше оси горячего газохода. Сбросное тепло отводится от первого контура в предварительном и промежуточном холодильниках БПЭ системой охлаждающей воды и далее к атмосферному воздуху в сухих вентиляторных градирнях.

Однако в данном решении не оптимальны возможности обеспечения паром необходимых параметров блоков, работающих на органическом топливе, с помощью средств, имеющихся в высокотемпературных реакторах.

Также известны конструкции блока электростанции (см., например, «Тепловые и атомные электрические станции: Справочник» Энергоиздат, 1982, с 310). [2]

Известные современные конструкции блоков электростанций имеют параметры острого пара 13-24 МПА, 540°С и параметры промперегрева 4 МПа, 540°С. КПД паротурбинной части достигают 47%.

Необходимость перегрева пара промежуточного давления обусловлена следующими факторами.

Во-первых, при достаточно сильном расширении пара в нем появляется влага, которая может нарушить условия работы турбинных лопаток.

Во-вторых, при увеличении влажности пара существенно уменьшается внутренний коэффициент полезного действия соответствующей части турбин.

В третьих, перегрев пара промежуточного давления, в том числе многократный, может приводить к повышению термодинамической эффективности за счет приближения к идеальному циклу Карно.

Недостатком известных блоков, работающих на органическом топливе, является то, что они потребляют дефицитное топливо. По словам Д.И.Менделеева, «они жгут ассигнации», причем их выбросы очень сильно загрязняют окружающую среду, в том числе и радиоактивными веществами. Кроме того, добыча угля в настоящее время весьма опасна для здоровья и сопровождается частыми катастрофами с человеческими жертвами.

Применение ВТГР для замены угольных и газомазутных котлов на блоках сверхкритического и докритического давления позволит дополнительно сэкономить газ и нефть для экспорта в объеме до 50 млрд куб. в год и 50 млн тонн в год соответственно. Важно также для народного хозяйства уменьшить добычу каменного угля, чтобы сократить аварийность на шахтах. Это позволит спокойно провести их реконструкцию.

Таким образом, применение ВТГР для реновации (от лат. renovatio - обновление, возобновление - экономический процесс замещения выбывающих в результате морального и физического износа средств производства) блоков органического топлива имеет большое экономическое, экологическое и политическое значение для России.

За прототип выбрано указанное выше решение [1], согласно которому конструкция установки включает высокотемпературный гелиевый реактор, газодувки, парогенераторы, промперегреватель, а также систему очистки и хранения гелия, однако, как указывалось, в данном решении неоптимальны возможности обеспечения паром необходимых параметров блоков, работающих на органическом топливе, с помощью средств, имеющихся в высокотемпературных реакторах.

Технической задачей предложенного решения является обеспечение паром необходимых параметров блоков, работающих на органическом топливе, с помощью средств, имеющихся в высокотемпературных реакторах.

Упомянутая «Техническая задача» решается с обеспечением «Технического результата» в предложенной ядерной энергетической установке, содержащей гелиевый высокотемпературный ядерный реактор, газодувки, парогенераторы, промперегреватель, а также систему очистки и хранения гелия, при этом предложенное решение отличается тем, что она (ядерная энергетическая установка) подключена по острому пару и пару промежуточного давления к паротурбинной установке газомазутного или угольного блока, а именно: сущность предложения заключается в реализации следующей совокупности существенных признаков.

Ядерная паропроизводительная установка (ЯПУ), включающая высокотемпературный гелиевый реактор, газодувки, парогенераторы, промперегреватель, а также систему очистки и хранения гелия, снабжена средствами подключения по острому пару и пару промежуточного давления к паротурбинной установке газомазутного или угольного блока ГРЭС посредством введенной в схему связующей части, включающей соединяющие трубопроводы, при этом промперегреватель выполнен в отдельном корпусе в составе, по крайней мере, одной отдельной петли, образованной выходом цилиндра высокого давления с входом в промперегреватель и выходом из промперегревателя с входом в цилиндр среднего давления,

при этом

- трубопроводами связующей части соответственно соединены:

коллектор острого пара с входом в цилиндр высокого давления ЦВД, выход питательного насоса с коллектором питательной воды.

Сущность изобретения иллюстрируется чертежом, где приведена принципиальная схема ядерной паропроизводительной установки.

На представленном чертеже позициями обозначены:

1 - защитная оболочка,

2 - реактор,

3 - парогенератор,

4 - промперегреватель,

5 - главные газодувки,

6 - система очистки гелия,

7 - коллектор питательной воды,

8 - коллектор острого пара,

9 - паропровод парогенератора,

10 - трубопровод питательной воды парогенератора,

11 - паропровод,

12 - трубопровод питательной воды,

13 - паропровод на вход промперегревателя,

14 - паропровод выхода из промперегревателя,

15 - цилиндр высокого давления ЦВД,

16 - цилиндр среднего давления ЦСД,

17 - цилиндр низкого давления ЦНД,

18 - электрогенератор,

19 - конденсатор,

20 - конденсатный насос 1 ступени,

21 - подогреватель низкого давления ПНД,

22 - деаэратор,

23 - конденсатный насос 2 ступени,

24 - подогреватель высокого давления ПВД,

25 - питательный насос,

26 - теплообменник системы пассивного отвода остаточного тепловыделения (СПОТ).

То есть указанная техническая задача решена за счет того, что известная «Ядерная паропроизводительная установка» - «ЯПУ» [1] (левая часть на приведенном чертеже) подключена к газомазутному или угольному блоку: это - правая часть на приведенном чертеже.

Соответственно связующая их часть «Связующая Часть» включает трубопроводы 11, 12, 13, 14.

А именно, трубопроводы обеспечивают следующие подключения:

Трубопровод 11: коллектор острого пара 8 с входом в цилиндр высокого давления ЦВД 15.

Трубопровод 12 - выход питательного насоса 25 с коллектором питательной воды 7.

Трубопровод 13 - выход цилиндра высокого давления ЦВД 15 с входом в промперегреватель 4.

Трубопровод 14 - выход промперегревателя 4 с входом в цилиндр среднего давления ЦСД 16.

Таким образом, достигается технический результат (эффект): обеспечение паром необходимых параметров (24-25 МПа, 540-550С°) газомазутного или угольного блока и возврат питательной воды в ядерную паропроизводительную установку, при этом используются средства инфраструктуры обеспечения действующих газомазутного или угольного блока.

Ядерная паропроизводительная установка на чертеже работает следующим образом.

Защитная оболочка 1 обеспечивает локализацию последствий тяжелых аварий, а также защищает от внешних воздействий, например, при падении самолета. Тепло, выделяемое в реакторе 2, отводится в парогенераторы 3 и промперегреватель 4 гелиевым теплоносителем, который прокачивается четырьмя главными газодувками 5. Необходимую чистоту гелия обеспечивает система очистки 6. Отвод тепла из парогенераторов 3 осуществляется водой и паром высокого давления. Подвод питательной воды в парогенераторы 3 производится из коллектора питательной воды 7 и далее по трубопроводам питательной воды 10 на вход в парогенераторы 3. Пар высокого давления (острый пар) от парогенераторов 3 по паропроводам 9 собирается в коллектор острого пара 8 и по паропроводу 11 направляется в цилиндр высокого давления (ЦВД) 15.

В ЦВД 15 острый пар расширяется до проектного промежуточного давления порядка 4 МПа, при котором температура снижается примерно до 300°С. Этот пар направляется по паропроводу 13 в промперегреватель 4, в котором он перегревается до температуры 550°С. По паропроводу 14 перегретый пар промежуточного давления направляется в ЦСД 16. Далее пар поступает в ЦНД 17 и затем в конденсатор 19, где он охлаждается и конденсируется. Из конденсатора 19 конденсат закачивается конденсатным насосом 20 первой ступени сжатия в тракт регенеративного подогрева питательной воды. Этот тракт включает подогреватели низкого давления (ПНД) 21. Затем конденсат повышенного давления порядка 6 бар поступает в деаэратор 22, в котором за счет повышенной температуры удаляется воздух из питательной воды. Деаэрированная питательная вода закачивается конденсатным насосом второй ступени 23 в подогреватели высокого давления ПВД 24. Далее питательная вода закачивается питательным насосом 25 в коллектор питательной воды 7, из которого питательная вода поступает в парогенераторы 3 по трубопроводам питательной воды 10.

При отключении реактора отвод остаточного тепла осуществляется через парогенераторы и промперегреватель в воздух системой СПОТ 26.

Для промежуточного перегрева пара необходимо по балансу примерно 25% тепла. Поэтому для четырехпетлевой установки достаточно иметь всего один корпус промперегревателя с одинаковой газодувкой в составе отдельной петли.

Применение перегревателя в виде отдельного корпуса и в составе одной из четырех петель позволяет осуществить реновацию газомазутных и угольных блоков без изменения конструкции их паротурбинной части, что обеспечивает оптимальность материальных и финансовых затрат, простоту и эффективность конструкционных привязок, повышает ремонтопригодность, удобство эксплуатации, возможность оперативной замены и вариантной комплектации различных типов ядерных паропроизводительных установок (ЯПУ) и паротурбинных установок газомазутного или угольного блока ГРЭС.

Использование паротурбинной части ГРЭС и ее инфраструктуры позволит сократить капитальные затраты и сроки создания таких ядерных энергоблоков, а главное, существенно уменьшит издержки производства электроэнергии, обеспечит существенное уменьшение капиталовложений. Одновременно будет освобождено для экспорта большое количество газа и нефти. Реновация угольных блоков позволит решить также социально важную задачу, обусловленную аварийностью на угольных шахтах.