СПОСОБ АКТИВНОГО ОТВОДА ОСТАТОЧНОГО ТЕПЛОВЫДЕЛЕНИЯ РЕАКТОРОВ В УСЛОВИЯХ ПОЛНОГО ОБЕСТОЧИВАНИЯ АЭС
METHOD FOR ACTIVE REMOVAL OF RESIDUAL HEAT EMISSION OF REACTORS UNDER CONDITIONS OF NPS BLACKOUT

Изобретение относится к области энергетики и предназначено для использования на атомных электрических станциях (АЭС) с водоохлаждаемыми реакторами.
Известен способ резервирования собственных нужд АЭС(см. патент РФ №2520979, МПК- G 21 D 01/00, F 01 K 23/10, G 21 C 15/18, G 21 D 03/08, опубл. 27.06.2014). Схема предназначена для резервирования собственных нужд АЭС и повышения ее маневренности на основе комбинирования с ПГУ. Маневренная парогазовая установка наряду с резервированием собственных нужд АЭС на случай аварийной ситуации, сопровождаемой полным обесточиванием, применяется для покрытия пиковых электрических нагрузок энергосистемы в эксплуатационном режиме работы. ПГУ вынесена за территорию площадки станции.
Недостатком известного способа является необходимость наличия нового энергоносителя - природного газа, а также установки протяженного паропровода от основного энергоблока до ПТУ, входящей в состав ПГУ, так как паровая турбина должна находиться в работе на случай полного обесточивания АЭС, а работа ГТУ ночью не экономична и приведет к снижению диапазона маневрирования мощности. Использование протяженного паропровода приведет к значительным гидравлическим и тепловым потерям. Кроме того, в дневные часы через паропровод, соединяющий ПТУ и парогенератор АЭС, также придется прокачивать небольшой расход пара для исключения вероятности гидроударов в случае необходимости быстрого включения паровой турбины в аварийной ситуации с обесточиванием. При расхолаживании значительная часть энергии идет на поддержание в работе циркуляционных насосов конденсатора, в то время как отводимая в конденсаторе энергия может быть аккумулирована и полезно использована при дальнейшем расхолаживании.
Известен способ расхолаживания водоохлаждаемого реактора при полном обесточивании АЭС (см. патент РФ на изобретение № 2499307, МПК- G 21 D 01/00, F 01 K 23/10, G 21 D 05/08, G 21 D 03/08, опубл. 20.11.2013). Известный способ предусматривает расхолаживание водоохлаждаемого реактора в штатном режиме при полном обесточивании АЭС, без использования аварийных систем расхолаживания реактора, за счет использования энергии остаточного тепловыделения активной зоны, а также сжигания водородного топлива с использованием дополнительной паровой турбины.
Недостатком известного способа является дороговизна и сложность водородного комплекса. Использование взрывоопасного топлива, тем более на АЭС, требует значительных затрат на обеспечение безопасности. Кроме того, значительно возрастает количество элементов, участвующих в расхолаживании (камера сгорания, компрессорные установки, запорно-регулирующая арматура емкостей и т.д.), что ведет к снижению показателей надежности такого способа. При расхолаживании значительная часть энергии идет на поддержание в работе циркуляционных насосов конденсатора, в то время как отводимая в конденсаторе энергия может быть аккумулирована и полезно использована при дальнейшем расхолаживании.
Известен способ расхолаживания и вывода из работыэнергоблока атомной электрической станции или ядерной энергетической установки другого назначения при полном обесточивании и устройство для его осуществления (см. патент РФ на изобретение № 2162621, МПК G 21C 15/18, G 21D 3/00, опубл. 27.01.2001 г.) 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 конденсационной паротурбинной установке.
Недостатком предлагаемой системы является ограниченный спектр решаемых задач: паротурбинная установка, включая турбину, питательный насос, масляный насос и генератор постоянного тока находятся в состоянии немедленной готовности к работе (в режиме горячего резерва или в работе с минимальной нагрузкой), что к тому же снижает готовность к работе на случай аварийной ситуации и требует дополнительных затрат на поддержание их в работоспособном состоянии. Кроме того, использование запасенной в теплогидроаккумуляторе перегретой воды для генерации пара в расширителе ведет к неизбежным значительным затратам теплоты на изменение фазового состояния перегретой воды. При расхолаживании значительная часть энергии идет на поддержание в работе циркуляционных насосов конденсатора, в то время как отводимая в конденсаторе энергия может быть аккумулирована и полезно использована при дальнейшем расхолаживании.
Наиболее близким аналогом является известная энергетическая установка(см. авт. свид. СССР на изобретение №1133428, МПК F 01 K 17/00; 13/00, опубл. 07.01.1985), содержащая подключенный к линии подачи острого пара из парогенератора в основную турбину фазовый аккумулятор, в котором в период уменьшения нагрузки аккумулируется тепловая энергия, а в часы пиковых нагрузок в аккумуляторе генерируется пар, служащий рабочим телом для дополнительной паровой турбины, предназначенной для получения дополнительной пиковой мощности.
Недостатком известной установки является то, что она предназначена для повышения маневренности энергоблока атомной электростанции в рабочих режимах и не может быть использована для расхолаживания реактора при полном обесточивании атомной электростанции, так как пар, генерируемый за счет остаточного тепловыделения по предлагаемой авторами схеме, не может быть использован в паровой турбине, а аккумулированного тепла недостаточно для расхолаживания в течение 72 часов (время, требуемое МАГАТЭ). Кроме того, аккумулятор фазового перехода имеет сложную и дорогую конструкцию, в связи с чем не получил развитие в современной энергетике. При расхолаживании значительная часть энергии идет на поддержание в работе циркуляционных насосов конденсатора, в то время как отводимая в конденсаторе энергия может быть аккумулирована и полезно использована при дальнейшем расхолаживании.
Задачей настоящего изобретения является обеспечение электроснабжения собственных нужд реакторов атомной станции с использованием только энергии остаточного тепловыделения одного реактора без включения дополнительных источников электроэнергии.
Техническим результатом, достигаемым при использовании настоящего изобретения, является обеспечение электроэнергией собственных нужд АЭС в процессе расхолаживания реакторов при полном обесточивании путем использования энергии остаточного тепловыделения активной зоны одного реактора для подогрева питательной воды и генерации пара, используемого в качестве рабочего тела в дополнительной паровой турбине, генерирующей в аварийном режиме при полном обесточивании необходимую для расхолаживания электроэнергию, а в штатном режиме электроэнергию в сеть с использованием теплоты, аккумулированной в часы провала электрической нагрузки.
Указанный техническийрезультат достигается тем, что на АЭС, содержащей парогенератор (ПГ), основную паровую турбину (ПТУ), состоящую из цилиндров высокого и низкого давления, систему регенерации, устройство парораспределения, дополнительную ПТУ, причем входы в основную ПТУ и дополнительную ПТУ соединены трубопроводами с устройством парораспределения, баки горячей (БГВ) и холодной (БХВ) воды, поверхностный подогреватель системы аккумулирования (ПСА), насосы холодной (НХВ) и горячей (НГВ) воды, насос дренажа греющего пара (НДГП), причем ПСА соединен трубопроводами с БГВ, БХВ (на соединяющем трубопроводе установлен НХВ), устройством парораспределения и трактом питательной воды (на соединяющем трубопроводе установлен НДГП), БГВ соединен трубопроводом с трактом питательной воды (на соединяющем трубопроводе установлен НГВ), в авариных ситуациях, сопровождаемых обесточиванием, согласно изобретению, дополнительная ПТУ продолжает генерировать электроэнергию на собственный нужды АЭС, используя пар, получаемый в ПГ за счет энергии остаточного тепловыделения реактора, избыток генерируемого в ПГ пара направляется в ПСА, где нагревает холодную воду из БХВ, полученная горячая вода запасается в БГВ, запасенная в БГВ горячая вода направляется в ПГ, отработавший в дополнительной ПТУ пар направляется в конденсатор, откуда конденсат сливается в БХВ, при этом в штатном режиме во внепиковые часы часть пара из парогенератора направляется в ПГВ, где подогревает холодную воду из БХВ, полученная горячая вода запасается в БГВ, при этом полученный дренаж после ПСА подается в тракт питательной воды после системы регенерации,  после чего в пиковые часы нагрузки в тракт питательной воды после системы регенерации подается из БГВ горячая вода, полученный расход питательной воды подается в ПГ, где генерируется пар, часть которого направляется на дополнительную ПТУ, работающую на выработку электроэнергии в сеть, отработавший в дополнительной ПТУ пар направляется в конденсатор, откуда конденсат сливается в БХВ.
Сущность изобретения заключается в комбинировании АЭС с дополнительной маломощной паротурбинной установкой и системой аккумулирования горячей воды, которые в авариных ситуациях, сопровождаемых полным обесточиванием, обеспечивают электроснабжение собственных нужд станции в процессе расхолаживания посредством использования только энергии остаточного тепловыделения, а в штатном режиме работают на генерацию электроэнергии в сеть.
Изобретение иллюстрируется фиг. 1, где показана схема системы активного отвода остаточного тепловыделения реакторов АЭС. Позиции на чертеже обозначают следующее: 1 - устройство парораспределения; 2 - дополнительная ПТУ; 3 - электрический генератор; 4 - конденсатор; 5 - основная ПТУ; 6 - бак холодной воды (БХВ); 7 - насос подачи холодной воды (НХВ); 8 - поверхностный подогреватель системы аккумулирования (ПСА); 9 - бак горячей воды (БГВ); 10 - насос подачи горячей воды (НГВ); 11 - насос дренажа греющего пара (НДГП); 12 - подогреватели высокого давления; 13 - питательный насос;  14 - аварийный питательный насос; 15 - деаэратор; 16 - подогреватели низкого давления; 17 - конденсационный насос.
В авариных ситуациях, сопровождаемых обесточиванием, дополнительная ПТУ 2 продолжает генерировать электроэнергию на собственные нужды АЭС, используя пар, получаемый в парогенераторе за счет энергии остаточного тепловыделения реактора. Избыток генерируемого в ПГ пара направляется в ПСА 8, где нагревает холодную воду из БХВ 6. Полученная горячая вода запасается в БГВ 9. Запасенная в БГВ 9 горячая вода направляется в ПГ. Отработавший в дополнительной ПТУ 2 пар направляется в конденсатор 4, откуда конденсат сливается в БХВ 6.
В эксплуатационном режиме в период ночного провала электрической нагрузки часть пара из ПГ направляется в ПСА 8, где подогревает холодную воду, подаваемую из БХВ 6. Полученная горячая вода запасается в БГВ 9. Дренаж греющего пара после ПСА 8 подается в тракт питательной воды после ПВД 12.
В пиковые часы электрической нагрузки в тракт питательной воды после ПВД 12 из БГВ 9 подается горячая вода. Полученный расход питательной воды подается в ПГ, где генерируется пар, часть которого направляется на дополнительную ПТУ 2, работающую на выработку электроэнергии в сеть. Отработавший в дополнительной ПТУ 2 пар направляется в конденсатор 4, откуда конденсат сливается в БХВ 6.
Отличительным признаком способа активного отвода остаточного тепловыделения реакторов в условиях полного обесточивания АЭС является надежное электроснабжение собственных нужд АЭС в аварийных ситуациях, сопровождаемых полным обесточиванием посредством использования только энергии остаточного тепловыделения, при этом в штатном режиме предлагаемые установки повышения безопасности не простаивают, требуя дополнительные затраты на поддержание работоспособного состояния, а работают на генерацию электроэнергии в сеть.