СПОСОБ УПРАВЛЕНИЯ МОЩНОСТЬЮ ТУРБОУСТАНОВКИ АТОМНОЙ СТАНЦИИ
CONTROL METHOD OF POWER OF TURBINE PLANT OF NUCLEAR STATION

Изобретение относится к области атомной энергетики, касается, в частности, эффективности работы атомных станций и может быть использовано для повышения эффективности работы турбин атомных станций.
Эффективность работы энергоблоков АЭС с реакторами РБМК-1000 и ВВЭР-1000 существенно отличается от аналогичных по мощности энергоблоков современных тепловых электростанций. В первую очередь это объясняется разницей начальных параметров пара в турбинах. Применение более сложных конструкций реакторов, например, с внутренним перегревом пара в технологических каналах или с повышением давления теплоносителя в первом контуре при значительном удорожании проектов дает небольшое увеличение эффективности (увеличение КПД или снижение расхода топлива) и, в первую очередь, вследствие недостаточного прироста начальной температуры. В уровне техники не были выявлены патенты, в которых были бы предложены технические средства повышения эффективности работы блоков атомных станций с использованием водородных технологий.
Ближайшим аналогом заявляемого изобретения является статья «Модернизация АЭС с использованием парогазовых технологий», опубликованная в журнале «Газотурбинные установки» №2 (17), 2002, с.2-8. В данной публикации описан способ управления мощностью турбоустановки атомной станции с реактором ВВЭР-440 путем повышения температуры пара перед турбиной при неизменном начальном давлении путем внешнего перегрева его в пароперегревателях, установленных непосредственно за парогенератором. Внешний перегрев может быть произведен с помощью котла-утилизатора, работающего на органическом топливе.
Недостатком ближайшего аналога является наличие технологических сложностей и значительные капиталовложения, связанные с реконструкцией АЭС, необходимость организации новых подразделений по доставке, хранению и использованию органического топлива.
Задача, решаемая изобретением, заключается в упрощении способа управления мощностью турбоустановки, снижении расхода топлива и затрат.
Сущность заявляемого изобретения состоит в том, что в способе управления мощностью турбоустановки атомной станции путем подачи пара парогенератора после подогрева на турбоустановку предложено насыщенный пар перегревать до состояния перегретого пара при температуре 320÷405°С в секционной камере сгорания водорода при давлении ниже атмосферного. Кроме того, предложено водород сжигать в атмосфере окислителя кислорода при давлении 0,08÷0,09 МПа.
Поставленная цель достигнута путем подогрева поступающего из парогенератора (или барабан-сепаратора) насыщенного пара в секционной камере сжигания водорода при давлении ниже атмосферного, в интервале давления 0,08÷0,09 МПа до состояния перегретого пара, при температуре 320÷405°С. При перегреве насыщенного пара увеличивается степень сухости пара на выходе из цилиндра высокого давления (ЦВД). Результаты термодинамического анализа эффективности паротурбинного цикла АЭС, произведенного для условий перегрева пара, говорят о том, что КПД станции увеличивается на 1,5÷3,5% при затратах энергии на получение водорода в электролизерах от 245 до 734 МВт. При полном окислении водорода температура продуктов сгорания повышается до 3800°К, что вполне достаточно для термической диссоциации молекул перегретого водяного пара (термолиза), даже при низком давлении, т.е. энергозатраты на получение водорода значительно уменьшатся. Разложение водяного пара происходит уже при температуре чуть выше 2500°С (см. Справочник: «Водород. Свойства, получение, хранение, транспортирование, применение», Москва, «Химия», 1989). Помимо повышения КПД и снижения расхода топлива на АЭС использование подогрева пара в водородной камере (перед турбиной) является еще одним важным аспектом для АЭС первых поколений. Применительно к этим станциям удается перенести часть нагрузки активной зоны реактора (парогенераторы) в водородную камеру, обеспечивающую нужный перегрев пара (не требуется использования газовых турбин). Это позволит обеспечить «щадящий» режим работы реактора и продлить срок его эксплуатации. Количество влаги в паре на выходе из цилиндра высокого давления турбины (ЦВД), подлежащее сепарации, уменьшается при указанных температурах перегрева от 12 до 0,2%, что, в последнем случае, позволяет отказаться от использования в технологической схеме блока сепараторов влаги. Отбор пара из парогенератора и ЦВД для промежуточного перегрева пара перед цилиндром низкого давления (ЦНД) не производится и сам промежуточный пароперегреватель первой и второй ступеней не используется, т.к. промежуточный перегрев пара по предлагаемому способу происходит в камере сжигания водорода. При этом производительность парогенератора уменьшается. Отбор пара из ЦВД для подогрева питательной воды перед подачей ее в парогенератор не используется, т.к. подогрев воды происходит в секционном подогревателе высокого давления, размещенном в камере горения водорода. При этом температура питательной воды повышается до 230°С, расход пара через ЦВД возрастает.
1
1
1
2
2
2
2
Процесс, протекающий в паровой турбине при использовании водородного перегрева пара перед турбоустановкой, представлен на фиг.1, где O-a - процесс расширения пара в ЦВД турбоустановки без водородного перегрева; O-О - процесс водородного перегрева пара в пароперегревателе; О-а - процесс расширения пара в ЦВД после водородного перегрева пара, поступающего из парогенератора; а - В -процесс промежуточного парового перегрева пара перед ЦНД; В - К - процесс расширения пара в ЦНД турбоустановки. На фиг.2 приведена схема установки, где 1 - парогенератор, 2 - водородный пароперегреватель, 3 - камера горения водорода, 4 - паровая турбина, 5 - регулятор вакуума в камере горения, 6 - конденсатор водяного пара, 7 - водяной насос, I - теплоноситель первого контура, II - питательная вода из подогревателей высокого давления, III - насыщенный пар из парогенератора, IV - перегретый пар из водородного пароперегревателя, V - влажный пар на выходе из паровой турбоустановки, VI - основной водород - продукт термолиза воды, VII - добавочный водород - продукт радиолиза воды в активной зоне реактора, VIII - чистый кислород - продукт термолиза воды, IX - водяной пар на выходе из водородной камеры горения, Х - вода, возвращаемая в термолиз, XI - рециркуляция избыточного водорода в систему безопасности.
2
2
Способ управления мощностью турбоустановки осуществляется следующим образом. Питательную воду второго контура II подогревают в парогенераторе I теплоносителем первого контура I до температуры насыщения и испаряют. Насыщенный пар III с давлением 6,8 МПа направляют для перегрева в водородный пароперегреватель 2, расположенный в камере горения водорода 3. Сюда же подают для сжигания основной водород VI - продукт термолиза и дополнительный водород VII - продукт радиолиза воды в активной зоне. Водород сгорает в атмосфере чистого кислорода VIII, также полученного в процессе термолиза воды. Давление в камере горения при этом ниже атмосферного. Насыщенный перегретый пар IV из пароперегревателя 3 подают в паровую турбоустановку 4, где он расширяется в ЦВД (процесс O-а, фиг.1) и ЦНД (процесс В-К, фиг.1) до состояния влажного пара V (точка К, фиг.1). Водяной пар IX, образовавшийся в результате полного сгорания водорода в атмосфере кислорода охлаждается (например, водой или воздухом при атмосферных параметрах) в конденсаторе 6 и затем в виде воды Х направляется повторно на реакцию термолиза циркуляционным насосом 7. Для устойчивого процесса горения водорода применен регулятор вакуума 8 в камере горения с последующей рециркуляцией водорода через систему безопасности.