способ резервирования собственных нужд аэс

Формула изобретения

Способ резервирования собственных нужд АЭС, содержащей паровую турбину с цилиндрами высокого и низкого давления, устройство парораспределения, сепаратор, промежуточный перегреватель, причем вход цилиндра высокого давления соединен трубопроводом с устройством парораспределения, парогазовую установку, состоящую из газотурбинной установки, котла-утилизатора и дополнительной паротурбинной установки, при этом дополнительная паротурбинная установка подключена к котлу-утилизатору и к устройству парораспределения перед цилиндром высокого давления основной турбины посредством трубопровода, оборудование, входящее в состав парогазовой установки, выведено за территорию площадки АЭС, по которому, при полном обесточивании, пар, генерируемый в паропроизводящей установке за счет остаточного тепловыделения активной зоны реактора, направляется в дополнительную паротурбинную установку, в которой вырабатывает необходимую электроэнергию для электроснабжения собственных нужд станции, отличающийся тем, что в течение времени использования остаточного тепловыделения приводится в рабочее состояние газотурбинная установка, которая обеспечивает электроснабжение собственных нужд АЭС до восстановления связи с энергосистемой или штатной работы станции.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области энергетики и предназначено для использования в атомной энергетике, на атомных электрических станциях (АЭС) с водоохлаждаемыми реакторами.

Предложенный способ позволяет решить задачу обеспечения резервирования собственных нужд атомной электростанции на случай ее полного обесточивания.

Известен способ резервирования собственных нужд АЭС на основе дизель-генераторов (см. В. А. Иванов "Полное обесточивание энергоблока", "Эксплуатация АЭС", Энергоатомиздат, Санкт-Петербург, 1994, с.330-332). Известный способ предназначен для обеспечения возможности расхолаживания и вывода АЭС из работы при полном обесточивании. Известный способ заключается в том, что при полном обесточивании энергоблока АЭС, которое может произойти в результате аварий в энергосистеме, коротких замыканий как во внешней сети, так и в энергооборудовании самого энергоблока, и др., возникает аварийный режим, сопровождающийся обесточиванием шин собственных нужд, срабатыванием аварийной защиты первого рода реактора (введение в активную зону всех штатных поглотителей) и формированием сигнала на автоматическое включение аварийных каналов дизель-генераторами. При этом мощность реактора быстро снижается до уровня остаточного тепловыделения. Сброс остаточного пара осуществляется в атмосферу через быстродействующие редукционные устройства и, как правило, предохранительные клапаны парогенераторов. Электропитание всех механизмов, обеспечивающих расхолаживание и вывод энергоблока из работы, производится от дизель-генераторов.

Недостатком известного способа является то, что при расхолаживании не используется полезно энергия остаточного тепловыделения активной зоны реактора, а остаточный пар сбрасывается в атмосферу. Кроме того, ограничен спектр решаемых задач, так как дизель-генераторы длительное время простаивают в режиме ожидания и требуют текущего поддержания их в работоспособном состоянии.

Известен способ резервирования собственных нужд АЭС на основе устройства системы электроснабжения посредством источников разного принципа действия (см. патент РФ на изобретение № 63614, МПК H02J 9/00, опубл. 27.05.2007), предназначенный для обеспечения возможности расхолаживания и вывода АЭС из работы при полном обесточивании. Его суть заключается в расположении в традиционной схеме резервного энергоснабжения, основанной на дизель-генераторах, дополнительных резервных источников - гидроагрегатов, так как для охлаждения активной зоны АЭС всегда применяется водохранилище, искусственное или природное. После внезапного отключения потребителей от внешней энергосистемы, в течение нескольких секунд включаются дизель-генераторы, если запуск всех резервных дизель-генераторов не срабатывает, тогда последовательно запускаются гидротурбины. Сработавший гидрогенератор (один из трех) обеспечивает отпуск электроэнергии на собственные нужды АЭС.

Недостатком известного решения является то, что при расхолаживании не используется полезно энергия остаточного тепловыделения активной зоны реактора, а остаточный пар сбрасывается в атмосферу. Кроме того, ограничен спектр решаемых задач, так как дизель-генераторы и гидротурбины длительное время простаивают в режиме ожидания и требуют текущего поддержания их в работоспособном состоянии.

Известны способ расхолаживания и вывода из работы энергоблока атомной электрической станции или ядерной энергетической установки другого назначения при полном обесточивании и устройство для его осуществления (см. патент РФ на изобретение № 2162621, МПК G21C 15/18, G 21D 3/00, опубл. 27.01.2001). Известный способ предусматривает ускоренный останов турбогенератора при полном обесточивании благодаря использованию остаточного тепловыделения реактора и аккумулированной тепловой энергии для генерирования водяного пара и срабатывания его в специально предназначенной для этого дополнительной паротурбинной установке. Дополнительная паротурбинная установка, получая пар из главного паропровода, обеспечивает подачу требуемого расхода питательной воды в паропроизводящую установку энергоблока и масла на подшипники штатного турбогенератора.

Недостатком известного способа является невозможность останова энергоблока в штатном режиме при полном обесточивании атомной электростанции, так как описанный способ позволяет осуществить лишь частичное расхолаживание энергоблока, после чего необходимо подключение дополнительных источников энергии (дизель-генератора). Поддержание необходимой для этого специальной паротурбинной установки в состоянии немедленной готовности к работе (в режиме горячего резерва или в работе с минимальной нагрузкой), а также обеспечение необходимого запаса теплоносителя с необходимыми параметрами в теплогидроаккумуляторе требует дополнительных расходов энергии, усложняет и снижает безотказность работы схемы.

Наиболее близким аналогом является известный способ резервирования собственных нужд на основе ГТУ (см., например, статью: Сравнительная эффективность использования газотурбинных и газопоршневых установок для дополнительного резервирования собственных нужд АЭС / О.Н. Фаворский, Р.З. Аминов, А.Ф. Шкрет, М.В. Гариевский // Теплоэнергетика. 2009. № 4. С.38-43), схема предназначена для резервированием собственных нужд АЭС и повышения ее маневренности. Постоянно работающие маневренные газотурбинные установки (ГТУ) либо газопоршневые агрегаты (ГПА) применяются наряду с резервированием собственных нужд АЭС, также для покрытия пиковых электрических нагрузок энергосистемы, с утилизацией тепла продуктов сгорания для подогрева питательной воды или химически обессоленной воды на станции.

Недостатком известного способа является то, что при расхолаживании не используется полезно энергия остаточного тепловыделения активной зоны реактора, а остаточный пар сбрасывается в атмосферу. Кроме того, станция имеет малый диапазон маневрирования мощности, т.к. ГТУ продолжает находиться в работе во внепиковые часы. Работа ГТУ ночью неэкономична. Уходящие газы используется в цикле АЭС, что усложняет ее работу.

Задачей настоящего изобретения является резервирование собственных нужд АЭС путем размещения в непосредственной близости от станции парогазовой установки с использованием ее для покрытия пиковых нагрузок энергосистемы.

Техническим результатом, достигаемым при использовании настоящего изобретения, является обеспечение электроснабжения собственных нужд АЭС при полном обесточивании, с возможностью расхолаживания водоохлаждаемых реакторов, в штатном режиме за счет использования энергии остаточного тепловыделения активной зоны реактора и парогазовой установки (ПГУ), эффективно используемой для повышения маневренности энергоблока АЭС в эксплуатационных режимах. Оборудование ПГУ выведено за территорию площадки станции.

Указанный технический результат достигается тем, что на АЭС, содержащей паровую турбину с цилиндрами высокого и низкого давления, устройство парораспределения, сепаратор, промежуточный перегреватель, причем вход цилиндра высокого давления соединен трубопроводом с устройством парораспределения, парогазовую установку, состоящую из газотурбинной установки, котла-утилизатора и дополнительной паротурбинной установки, при этом дополнительная паротурбинная установка подключена к котлу-утилизатору и к устройству парораспределения перед цилиндром высокого давления основной турбины посредством трубопровода, оборудование, входящее в состав парогазовой установки, выведено за территорию площадки АЭС, при полном обесточивании, пар, генерируемый в паропроизводящей установке за счет остаточного тепловыделения активной зоны, направляется в дополнительную паротурбинную установку, в которой вырабатывает необходимую электроэнергию для электроснабжения собственных нужд станции, согласно изобретению, в течение времени использования остаточного тепловыделения, в рабочее состояние приводится газотурбинная установка, которая обеспечивает электроснабжение собственных нужд АЭС до восстановления связи с энергосистемой или штатной работы станции.

Сущность изобретения заключается в обеспечении резервирования собственных нужд АЭС на случай полного обесточивания путем генерации пара в паропроизводящей установке за счет остаточных тепловыделений активной зоны и использования его в дополнительной паротурбинной установке, в которой вырабатывается необходимая для электроснабжения собственных нужд станции электроэнергия. По мере расхолаживания активной зоны количество пара, генерируемого в паропроизводящей установке, будет снижаться, за это время приводится в рабочее состояние ГТУ.

На рис.1 показана схема резервирования собственных нужд АЭС. Позиции на чертеже обозначают следующее: 1 - цилиндр высокого давления (ЦВД) паровой турбины; 2 - цилиндр низкого давления (ЦНД) паровой турбины; 3 - сепаратор; 4 - промежуточный перегреватель; 5 - электрические генераторы; 6 - конденсаторы; 7 - устройство парораспределения; 8 - компрессор (К); 9 - камера сгорания (КС); 10 - газовая турбина; 11 - котел-утилизатор (КУ); 12 - дополнительная паровая турбина; 13 - устройство распределения конденсата.

В эксплуатационном режиме работы атомной электростанции пар из паропроизводящего устройства через парораспределительное устройство 7 направляется в ЦВД 1, затем через сепаратор 3 и промежуточный паро-паровой перегреватель 4 поступает в ЦНД 2, после чего пар конденсируется в конденсаторе 6 паровой турбины. При этом на генераторе 5 паровой турбины вырабатывается электрическая мощность. В работе на минимальной нагрузке находится дополнительная турбина 12, за счет пара, отбираемого из устройства парораспределения 7, или работы ГТУ на минимальной нагрузке.

В пиковые часы электрической нагрузки по первому варианту газовая турбина 10 вырабатывает дополнительную мощность, за счет уходящих газов в КУ 11 генерируется и перегревается пар, направляющийся на дополнительную паровую турбину 12, которая также работает на выработку дополнительной мощности.

В ночные внепиковые часы электрической нагрузки газовая турбина 10 отключается, в работе продолжает находиться дополнительная турбина 12 на минимальной нагрузке, за счет пара отбираемого из устройства парораспределения 7.

В аварийной ситуации, вызванной, например, обесточиванием, на дополнительную турбину 12 продолжает поступать пар из паропроизводящего устройства, генерируемый остаточным тепловыделением активной зоны реактора. По мере расхолаживания активной зоны количество пара, генерируемого в паропроизводящей установке, будет снижаться, за это время приводится в рабочее состояние ГТУ, обеспечивающая электроснабжение собственных нужд АЭС до восстановления связи с энергосистемой или штатной работы станции.

Отличительным признаком способа резервирования собственных нужд АЭС является обеспечение электроснабжения собственных нужд станции с возможностью расхолаживания водоохлаждаемых реакторов, в штатном режиме при полном обесточивании АЭС, за счет использования энергии остаточного тепловыделения в активной зоне и парогазовой установки, эффективно используемой для повышения маневренности энергоблока АЭС в эксплуатационных режимах. Оборудование ПГУ выведено за территорию площадки станции, что повышает безопасность его использования.