Гибридная атомная электростанция
Изобретение относится к атомной энергетике. Гибридная атомная станция включает ядерный реактор на тепловых нейтронах, реакторный парогенератор и паротурбинную установку, работающую на генератор. Включен дополнительный ядерный реактор в качестве источника пароперегрева, подключенного к пароперегревателю по его греющей стороне. Вход пароперегревателя по нагреваемой стороне подключен к выходу парогенератора, а выход подключен к входу паротурбинной установки. В качестве дополнительного ядерного реактора предпочтителен реактор на быстрых нейтронах или реактор на тепловых нейтронах, но с неводным замедлителем, например, графитом, а в качестве основного ядерного реактора - водо-водяной. Как вариант, для еще большего повышения КПД за счет увеличения давления острого пара, можно ввести дополнительный (промежуточный) контур, состоящий из последовательно соединенных парогенератора, пароперегревателя промежуточного контура по нагреваемой стороне, по греющей стороне - конденсатора-парогенератора и насоса. Технический результат - повышение эффективной мощности АЭС. 3 з.п. ф-лы, 3 ил.
Предлагаемое техническое решение относится к области теплотехники, а именно к атомной энергетике, и может быть использовано преимущественно при создании или модернизации атомных электростанций (АЭС).
Известны АЭС с водо-водяными реакторами на тепловых нейтронах (Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции. 5 изд. 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°C и 7,0 МПа, а в обычной энергетике эти параметры уже достигли 560°C и 25,0 Па.
КПД соответственно до 35% у водо-водяных АЭС и до 46% у теплоэлектростанций (ТЭС).
Известны предложения использования тепловой энергии внешнего источника для перегрева пара на атомных станциях.
Известны устройства пароперегрева с помощью сжигания водорода (патенты РФ №2427048 от 20.08.2011 г. и №1083668 от 10.06.1999 г.). Однако отсутствие решений по источникам многотоннажного производства и снабжения данного нераспространенного вида топлива, а также применение на объекте использования атомной энергии взрывоопасного водорода не позволяют реализовать эти технические решения.
Известны устройства пароперегрева для атомных станций с использованием энергии сжигания органического топлива, в частности с использованием энергии отходящих газов газовых турбин (патенты РФ №2328045 от 27.06.2008 г. и №1428078 от 10.09.1999 г.). Однако применение газовых турбин, имеющих ограниченный ресурсный потенциал, в паре с мощными энергоблоками атомных станций, работающих в базовом режиме, приведет к снижению коэффициента использования установленной мощности объединенной установки.
Наиболее близким к предлагаемому техническому решению является устройство, описанное в патенте РФ №2335641 от 17.08.2006 г. Известное решение устройства двухконтурной атомной электростанции (фиг.1) содержит последовательно соединенные реактор 1, реакторный парогенератор 2, циркуляционный насос 3, а также турбину, состоящую из высокотемпературного цилиндра высокого давления 4, цилиндра среднего давления 5 и цилиндра низкого давления 6, валом соединенных с генератором 7, конденсатор 8, питательный насос 9, котел-пароперегреватель 10, независимый источник тепловой энергии 11, воздухоподогреватель 12, подключенный к нему вентилятор 13. При этом первый вход котла-пароперегревателя 10 по пару соединен с выходом парогенератора 2, а выход пароперегревателя по пару - с входом в высокотемпературный цилиндр высокого давления 4. Второй выход котла-пароперегревателя 10 по продуктам сгорания соединен с другим входом воздухоподогревателя 12, второй вход котла перегревателя 10 соединен с независимым источником тепловой энергии 11, третий его вход по воздуху - с выходом воздухоподогревателя 12.
В этом устройстве с целью повышения КПД АЭС на тепловых нейтронах предлагается пар из парогенератора 2 реакторной установки 1 направлять в котел-пароперегреватель 10, работающий от энергии органического топлива, что и позволяет повысить параметры пара.
Недостатком известной конструкции является использование органического топлива или водорода в качестве независимого источника тепловой энергии, которое сжигается в котле-пароперегревателе, что влечет следующие последствия:
- пожаро- и взрывоопасное топливо в котле-пароперегревателе, работающем совместно с ядерной частью, накладывает дополнительные требования по их удаленному расположению, обеспечение которых из-за большой протяженности паропроводов приведет к частичной потере КПД и увеличению капитальных затрат;
- работа АЭС приобретает зависимость от ритмичности поставки топлива, что особенно важно и сложно для станций большой мощности как с точки зрения необходимости непрерывности работы в базовом режиме, так и с точки зрения разрешения логистических и инфраструктурных проблем;
- теряется преимущество АЭС по отсутствию различных вредных с экологической точки зрения газовых выбросов.
Кроме того, паровых турбин на указанные в прототипе температуры 800-850°C на данный момент не существует. Самые современные мощные паровые турбины работают на уровне 600°C. При больших температурах имеются пока неразрешенные проблемы с конструкционными материалами.
Предлагаемое техническое решение ставит своей задачей при минимальных дополнительных затратах значительно повысить КПД АЭС, сохраняя экологичность и пожаровзрывобезопасность станции,
Как и в ближайшем аналоге, предлагаемая конструкция содержит ядерный реактор на тепловых нейтронах, парогенератор и паротурбинную установку, работающую на электрогенератор.
Отличие предлагаемого технического решения заключается в том, что дополнительно введен второй ядерный реактор, подключенный к пароперегревателю по его греющей стороне, вход пароперегревателя по нагреваемой стороне подключен к выходу парогенератора, а выход подключен к входу паротурбинной установки.
Поставленная задача решается предложенной совокупностью существенных признаков, а именно включением дополнительного ядерного реактора как источника высокопотенциальной энергии для повышения параметров пара основного ядерного реактора через пароперегреватель.
Рекомендуется в качестве дополнительного ядерного реактора использовать ядерный реактор на быстрых нейтронах, так как он может обеспечить более высокие параметры острого пара за счет более высокой температуры теплоносителя своего первого контура.
В качестве основного можно использовать водо-водяной ядерный реактор, а в качестве дополнительного - реактор на тепловых нейтронах, но с неводным замедлителем, например графитом, так как он также может повысить параметры острого пара перед турбиной.
Как вариант, для еще большего повышения КПД можно ввести дополнительный (промежуточный) контур, состоящий из последовательно соединенных парогенератора, пароперегревателя промежуточного контура по нагреваемой стороне, по греющей стороне - конденсатора-парогенератора и насоса. В этом случае в основном контуре после конденсатно-питательного тракта, после подогревателя высокого давления, устанавливаются последовательно соединенные: конденсатор-парогенератор по нагреваемой стороне и пароперегреватель основного контура по нагреваемой стороне, выход которого соединен с входом турбогенератора. Греющая сторона пароперегревателя основного контура входом присоединена к выходу дополнительного ядерного реактора, а выходом к входу пароперегревателя промежуточного контура, выход которого через насос соединен с входом дополнительного ядерного реактора.
На фиг.1 представлена тепловая схема устройства двухконтурной атомной электростанции прототипа по патенту РФ №2335641.
На фиг.2 представлена схема предлагаемой гибридной АЭС, где:
1 - основной ядерный реактор на тепловых нейтронах;
2 - парогенератор;
3 - циркуляционный насос основного реактора;
4 - дополнительный ядерный реактор;
5 - пароперегреватель;
6 - циркуляционный насос дополнительного реактора;
7 - турбогенератор;
8 - промежуточный пароперегреватель турбины;
9 - конденсатор;
10 - насос системы охлаждения конденсатора;
11 - питательный насос первого подъема;
12 - подогреватель низкого давления;
13 - деаэратор;
14 - питательный насос второго подъема;
15 - подогреватель высокого давления.
Рассмотрим конкретный пример выполнения гибридной атомной электростанции. Ядерный водо-водяной реактор 1 на тепловых нейтронах подключен к парогенератору 2 через циркуляционный насос 3. Выход парогенератора 2 по нагреваемой стороне подключен к входу пароперегревателя 5 по нагреваемой стороне, к которому по греющей стороне подключен дополнительный ядерный реактор 4, например, на быстрых нейтронах. Выход пароперегревателя по нагреваемой стороне соединен с входом турбогенератора 7.
Предлагаемая схема гибридной атомной станции работает следующим образом: в парогенераторе 2 за счет энергии ядерного реактора 1 образуется насыщенный или слабо перегретый пар, который в дальнейшем по паропроводу подается в пароперегреватель 5, работающий от энергии второго ядерного реактора 4. После пароперегревателя 5 перегретый пар по паропроводу подается на вход турбогенератора 7.
Мощности реакторных установок подбираются согласно схеме пар-конденсат пропорционально количеству тепловой энергии, необходимой для парообразования основным ядерным реактором, и пароперегрева - дополнительным ядерным реактором.
В качестве примера: основной ядерный реактор ВВЭР-1000 с параметрами: мощность тепловая - 3000 МВт, мощность электрическая - 1000 МВт, КПД - 33%, температура пара на выходе - 274°C, давление пара в парогенераторе - 6 МПа, температура питательной воды парогенератора - 220°C.
Выбираем дополнительный ядерный реактор 4 - реактор типа БРЕСТ на быстрых нейтронах.
Из справочника (Александров А.А., Григорьев Б.А. Таблицы теплофизических свойств воды и водяного пара. М.: МЭИ, 1999) находим для указанных выше для ВВЭР параметров энтальпию пара h1=2822,4 кДж/кг.
Пар с энтальпией h1 из парогенератора 2 основного ядерного реактора 1 по паропроводу подается на пароперегреватель 5, где перегревается до энтальпии h2 и затем по паропроводу подается на турбогенератор 7. Греющей стороной пароперегреватель подключен через циркуляционный насос 6 к дополнительному ядерному реактору 4. Пар перегревается дополнительным ядерным реактором 4 через пароперегреватель 5 до температуры 525°C. Энтальпия пара в этом случае h2=3477 кДж/кг. Если учесть, что энтальпия питательной воды парогенератора 2 равна h3=944,8 кДж/кг, то тепловая мощность Q дополнительного ядерного реактора типа БРЕСТ должна составлять:
Q=3000(h1-h2)/(h2-h3)=3000(3477-2822,4)/(2822,4-944,8)=1046 МВт.
Таким образом, тепловая мощность дополнительного ядерного реактора составляет примерно 26% от общей мощности предлагаемой гибридной АЭС. КПД такой предлагаемой установки (фиг.2) составит 40,5%, а электрическая мощность соответственно - 1638 МВт.
КПД отдельной АЭС с реакторной установкой типа БРЕСТ составляет 43%. При тепловой мощности в 1046 МВт электрическая мощность составила бы 450 МВт. Отдельная АЭС с ВВЭР, как было показано выше - 1000 МВт. Следовательно, суммарная мощность при работе раздельных АЭС на применяемых реакторах составляет 1450 МВт, то есть на 188 МВт меньше предлагаемой гибридной АЭС. Следовательно, предлагаемое техническое решение с дополнительным ядерным реактором позволяет увеличить электрическую мощность АЭС на 13% по сравнению с суммарной электрической мощностью двух АЭС, выполненных раздельно на упомянутых реакторах.
Рассматриваемое техническое решение использует известные ядерные реакторы и представляет собой конкретную схему их совместного включения, реализация которой позволяет довести пар, производимый двумя реакторами, до параметров, обеспечивающих более высокий КПД, чем средний КПД при работе двух АЭС независимо друг от друга.
Если взять перечень оборудования двух отдельных АЭС с теми же реакторами, то в предлагаемом решении дополнительно к штатным элементам вводится только пароперегреватель 5. Турбогенератор должен иметь большую мощность, чем сумма мощностей двух независимых турбогенераторов при раздельных АЭС на таких же реакторах. Кроме того, в предлагаемой схеме с дополнительным ядерным реактором полностью исключается второй конденсатно-питательный тракт.
По сравнению с прототипом предлагаемое техническое решение не содержит котла-пароперегревателя 10, в котором происходит сжигание «независимого источника тепловой энергии» 11, а также не содержит оборудования для более эффективного процесса сжигания, в частности вентилятора 13 и воздухоподогревателя 12 (см. фиг.1).
Развивая предложенное решение, КПД гибридной АЭС можно увеличить до уровня АЭС с ядерным реактором на быстрых нейтронах (например, до 43%). Для этого необходимо подавать пар на турбогенератор 7 при давлении второй ядерной установки, а не первой, как в предыдущем варианте.
На фиг.3 представлен вариант с промежуточным контуром, где:
1 - основной ядерный реактор на тепловых нейтронах;
2 - парогенератор;
3 - циркуляционный насос основного реактора;
4 - дополнительный ядерный реактор;
5 - пароперегревалель;
6 - циркуляционный насос дополнительного реактора;
7 - турбогенератор;
8 - промежуточные пароперегреватели турбины;
9 - конденсатор;
10 - насос системы охлаждения конденсатора;
11 - питательный насос первого подъема;
12 - подогреватель низкого давления;
13 - деаэратор;
14 - питательный насос второго подъема;
15 - подогреватель высокого давления;
16 - конденсатор-парогенератор;
17 - пароперегреватель промежуточного контура;
18 - питательный насос промежуточного контура.
В этом варианте основной ядерный реактор 1 соединен с парогенератором 2 через питательный насос 3. Пар из парогенератора 2 по нагреваемой стороне поступает в пароперегреватель промежуточного контура 17 по нагреваемой стороне, подключенный по греющей стороне к дополнительному ядерному реактору 4. После перегрева пар подается в конденсатор-парогенератор 16, и после передачи энергии и конденсации в нем питательным насосом промежуточного контура 18 конденсат подается обратно в парогенератор 2 основного ядерного реактора 1. В основном контуре питательная вода, подаваемая из подогревателя высокого давления, в конденсаторе-парогенераторе 16 превращается в насыщенный или слабо перегретый пар высокого давления и по паропроводу подается в пароперегреватель основного контура 5. После перегрева пар по паропроводу подается на вход турбогенератора 7. При этом теплоноситель из дополнительного реактора 4 последовательно обогревает сначала пароперегреватель 5 основного контура, а затем пароперегреватель 17 промежуточного контура и питательным насосом 6 возвращается в дополнительный ядерный реактор 4.
КПД гибридной АЭС по такому варианту технического решения при давлении пара в 25 МПа (фиг.3) составит 43%. При этом h2 составит 3253 кДж/кг. Необходимая мощность второго реактора будет равна:
Q=3000(h1-h2)/(h2-h3)=3000(3253-2822,4)/(2822,4-944,8)=688 МВт.
Ее электрическая мощность соответственно будет равна 1586 МВт. При работе двух АЭС с каждым из реакторов отдельно совокупная мощность составит 1296 МВт. Таким образом, выигрыш при реализации предлагаемого технического решения с промежуточным контуром составляет 290 МВт. Или, что более наглядно: добавив 688 МВт тепловой энергии от второго реактора - получим 586 МВт дополнительной электрической мощности.
Предложенная схема включения дополнительного реактора позволяет получить, кроме повышения КПД, дополнительные преимущества, а именно: организацию замкнутого ядерного цикла, включающего параллельную эксплуатацию ядерных установок как на тепловых, так и на быстрых нейтронах.
В предлагаемом техническом решении впервые использованы в единой технологической схеме два разнотипных реактора, поэтому АЭС - гибридная.
1. Гибридная атомная электростанция включает ядерный реактор на тепловых нейтронах, реакторный парогенератор и паротурбинную установку, работающую на генератор, отличающаяся тем, что
дополнительно введен второй ядерный реактор, подключенный по греющей стороне к пароперегревателю, вход которого по нагреваемой стороне подключен к выходу парогенератора, а выход - к входу паротурбинной установки.
2. Гибридная атомная электростанция по п.1, отличающаяся тем, что
в качестве дополнительного ядерного реактора используют реактор на быстрых нейтронах.
3. Гибридная атомная электростанция по п.1, отличающаяся тем, что
в качестве дополнительного ядерного реактора используют реактор с неводным замедлителем, при этом основной реактор водо-водяной.
4. Гибридная атомная электростанция по п.2 или 3, отличающаяся тем, что введен промежуточный контур, состоящий из последовательно соединенных парогенератора, пароперегревателя промежуточного контура по нагреваемой стороне, по греющей стороне - конденсатора-парогенератора и насоса, при этом в основном контуре после конденсатно-питательного тракта, после подогревателя высокого давления, устанавливаются последовательно соединенные конденсатор-парогенератор по нагреваемой стороне и пароперегреватель основного контура по нагреваемой стороне, выход которого соединен с входом турбогенератора, а греющая сторона пароперегревателя основного контура входом присоединена к выходу дополнительного ядерного реактора, а выходом к входу пароперегревателя промежуточного контура, выход которого через насос соединен с входом дополнительного ядерного реактора.
