СИСТЕМА И СПОСОБ ГЕНЕРАЦИИ ПАРА ПОСРЕДСТВОМ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОГО ГАЗООХЛАЖДАЕМОГО РЕАКТОРА
SYSTEM AND METHOD OF STEAM GENERATION BY HIGH-TEMPERATURE GAS-COOLED REACTOR

Область техники, к которой относится изобретение
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к системе и способу генерации пара посредством высокотемпературного газоохлаждаемого реактора.
Уровень техники
Будучи чистой, безопасной и экологически безвредной, ядерная энергетика имеет большое значение для повышения безопасности энергетики и предотвращения глобального изменения климата. После аварии на АЭС Три-Майл-Айленд в США и аварии на Чернобыльской АЭС в СССР люди по-прежнему активно разрабатывают более безопасные и более экономически выгодные ядерные технологии генерации энергии. К настоящему времени разработано третье поколение ядерных технологий генерации энергии.
В развивающемся четвертом поколении ядерных систем генерации энергии высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (ВТГОР) может достигать высокой выходной температуры, высокой эффективности генерации и способности доставлять высокотемпературное тепло, что в последнее время представляет большой интерес.
ВТГОР принимает топливные элементы в форме частиц, имеющие керамическое покрытие, использует гелий в качестве теплоносителя и графит в качестве замедлителя. Выходная температура активной зоны может достигать от 700°С до 950°С. ВТГОР представляет собой тип реактора с хорошими характеристиками безопасности по следующим причинам: 1) отличные эксплуатационные качества топливных элементов; 2) высокая теплоемкость активной зоны с графитовым замедлителем; 3) полная амплитуда отрицательного температурного коэффициента реактивности; 4) теплоноситель гелий является химически стабильным инертным газом без возникновения фазового перехода.
Международная разработка ВТГОР началась в начале 1960-х, три экспериментальных реактора были построены один за другим в Великобритании, Германии и США, и две опытные электростанции с электрической мощностью 330 МВт и 300 МВт были построены и запущены в США и Германии, соответственно, в 1970-х. Без принятия каких-либо специальных мер максимальная температура активной зоны ранних ВТГОР может превысить 2000°С при аварийной ситуации утраты теплоносителя, в связи с чем специальная система аварийного охлаждения активной зоны требуется для предотвращения повреждения от перегрева топливных элементов.
Для того, чтобы еще более повысить безопасность реактора, появилась концепция «модульного» высокотемпературного газоохлаждаемого реактора. Термин «модульный ВТГОР» относится, в частности, к ВТГОР со свойственными характеристиками безопасности и относительно малым уровнем мощности одного реактора. Основными свойствами такого реактора являются следующие: при любых аварийных условиях остаточное тепло активной зоны реактора может высвобождаться пассивным образом, и наивысшая температура топлива активной зоны не превысит допустимого предела. Поскольку вероятность расплавления активной зоны предотвращена, даже если произойдет авария, которая не принималась во внимание при разработке, и вероятность которой мала, радиоактивная доза снаружи ядерной энергетической станции по-прежнему останется в допустимых пределах, выполнение плана аварийных мероприятий вне площадки не потребуется.
В зависимости от способа использования топливных элементов, ВТГОР классифицируются на реакторы с шариковой засыпкой и реакторы с призматической активной зоной. В первом из них имеющие покрытие топливные частицы вместе с графитовым субстратом спрессованы в топливные таблетки диаметром 6 мм для формирования сыпучей активной зоны реактора с шариковой засыпкой и выполнения повторной загрузки топлива без остановки реактора. Во втором из них имеющие покрытие топливные частицы вместе с графитом спрессованы в цилиндрические таблетки, которые затем вставляются в шестигранную призматическую тепловыделяющую сборку для формирования фиксированной призматической активной зоны.
По сравнению с реактором с призматической активной зоной, ВТГОР с шариковой засыпкой имеет следующие отличительные признаки: 1) возможность манипулирования топливными элементами без остановки реактора, высокий коэффициент готовности энергетической станции; 2) малая избыточная реактивность активной зоны, легкость контроля реактивности, высокий коэффициент полезного использования нейтронов; 3) равномерное и глубокое полное выгорание, высокая эффективность топлива; 4) низкая температура топливных частиц при нормальной работе, легкость дополнительного повышения выходной температуры реактора.
Чтобы использоваться в качестве промышленной энергетической станции для генерации электроэнергии, подаваемой в электросеть, помимо адекватной безопасности, реактор должен обладать достаточной конкурентоспособной экономической выгодностью. Ограниченность модульного ВТГОР с точки зрения экономической выгодности исходит из соображений безопасности. Свойственная безопасность модульного ВТГОР требует, чтобы теплота радиоактивного распада выходила из активной зоны пассивным образом после аварии, максимальная температура топлива не превышала проектных пределов, и чтобы технически обеспечивались ограничения по плотности энергии и суммарной энергии одной активной зоны.
То, как достичь наивысшей экономичной выгодности при ограничении мощности одного небольшого реактора, стало проблемой, которая должна быть рассмотрена в процессе разработки и коммерческого продвижения ядерной энергетической станции на ВТГОР.
Раскрытие изобретения
Задачей изобретения является создание системы и способа генерации пара с помощью ВТГОР, обеспечивающих экономическую выгодность, в то же время обеспечивая безопасность, для устранения технических недостатков уровня техники.
Для решения этой задачи предлагается система генерации пара на основе ВТГОР согласно одному аспекту изобретения, которая включает множество ядерных паропроизводящих систем, цилиндр высокого давления, цилиндр низкого давления, конденсатор, насос для конденсата, нагреватель низкого давления, деаэратор, водяной насос и нагреватель высокого давления, которые последовательно соединены непрерывной цепью для формирования замкнутого парового контура.
Предпочтительно, в системе генерации пара на основе ВТГОР между цилиндром высокого давления и цилиндром низкого давления последовательно подсоединены подогреватель пара и цилиндр среднего давления.
Предпочтительно, выход нагревателя высокого давления соединен с секцией предварительного нагрева подогревателя пара, причем с указанной секцией предварительного нагрева подогревателя пара соединен также вход парогенератора.
Предпочтительно, выход цилиндра высокого давления соединен с подогревающей частью парогенератора.
Предпочтительно, цилиндр высокого давления соединен с подогревателем и цилиндром среднего давления, выход цилиндра среднего давления соединен с подогревателем, а подогреватель соединен с цилиндром низкого давления.
Предпочтительно, ядерная паропроизводящая система содержит реактор и парогенератор, расположенные отдельно в двух корпусах высокого давления, причем между реактором и парогенератором проходит канал для горячего газа, а на верхней части корпуса парогенератора предусмотрен гелиевый циркуляционный насос первичного контура.
Предпочтительно, реактор имеет активную зону в виде сыпучей зоны с шариковой засыпкой, причем в активной зоне расположены топливные элементы, которые могут перемещаться от верха активной зоны к низу активной зоны.
Предпочтительно, реактор имеет фиксировано расположенную активную зону призматической конструкции, внутри которой расположены топливные элементы.
Предпочтительно, топливные элементы представляют собой частицы с полным керамическим покрытием.
Предпочтительно, парогенератор представляет собой прямоточный парогенератор, имеющий конструкцию со спиральной трубой.
Предпочтительно, канал для горячего газа имеет кольцевую конструкцию, в которой наружное кольцо представляет собой канал для холодного гелия, протекающего от парогенератора к реактору, а внутреннее кольцо представляет собой канал для горячего гелия, протекающего от реактора к парогенератору.
Изобретением также предлагается способ генерации пара посредством высокотемпературного газоохлаждаемого реактора, включающий этапы
S1, на котором генерируют пар посредством множества ядерных паропроизводящих систем,
S2, на котором соединяют множество ядерных паропроизводящих систем параллельно и подают генерируемый пар последовательно внутрь цилиндра высокого давления и цилиндра низкого давления для выполнения работы с целью приведения в действие генератора,
S3, на котором вводят влажный пар, выполнивший работу, в конденсатор для высвобождения тепла, а затем - в парогенератор с прохождением последовательно через насос для конденсата, нагреватель низкого давления, деаэратор, водяной насос и нагреватель высокого давления для завершения термодинамического цикла,
S4, на котором повторяют этапы S1-S3.
Предпочтительно, на этапе S2 после того, как пар был подан внутрь цилиндра высокого давления и выполнил работу, пар, вытекающий из цилиндра высокого давления, вводят в подогреватель пара для нагрева, а затем последовательно вводят в цилиндр среднего давления и цилиндр низкого давления для выполнения работы.
Предпочтительно, на этапе S3 влажный пар, выполнивший работу, вводят в секцию предварительного нагрева подогревателя пара для нагрева, перед введением в парогенератор.
Предпочтительно, на этапе S2, после подачи пара внутрь цилиндра высокого давления и выполнения им работы, пар, выходящий из цилиндра высокого давления, вводят в подогревающую часть парогенератора для нагрева, а затем последовательно вводят в цилиндр среднего давления и цилиндр низкого давления для выполнения работы.
Предпочтительно, на этапе S2 после подачи пара внутрь цилиндра высокого давления и выполнения им работы, часть пара, выходящего из цилиндра высокого давления, вводят в подогреватель для немедленного нагрева, а другую часть пара, выходящего из цилиндра высокого давления, вводят в цилиндр среднего давления для выполнения работы, а затем нагревают выходящий из цилиндра среднего давления пар подогревателем, причем нагретый немедленно пар, а также пар, нагретый после выполнения работы в цилиндре среднего давления, направляют внутрь цилиндра низкого давления для выполнения работы.
Вышеописанные технические решения имеют следующие преимущества. Использование активной зоны реактора, корпуса высокого давления вместе с парогенератором в качестве стандартного модуля дает в результате модуль ядерной паропроизводящей системы (ЯППС-модуль). ЯППС-модуль используется в нескольких экземплярах для подачи пара в больших количествах для крупной паротурбинной генераторной системы, т.е. множество ЯППС-модулей соединяются с паровой турбиной для получения конфигурации «множество ЯППС-модулей приводят в действие одну турбину». Относительно небольшой отдельный модуль может снижать сложность изготовления, и ЯППС-модули снижают издержки ввиду их массового производства. Кроме того, ЯППС-модули совместно используют некоторые вспомогательные системы, что повышает коэффициент использования этих вспомогательных систем и еще более снижает издержки. Множество генераторных блоков, использующих принцип «множество ЯППС-модулей приводят в действие одну турбину», может также быть расположено внутри площадки станции для еще большего совместного использования вспомогательных средств в энергетической станции и снижения строительных издержек и эксплуатационных издержек. Таким образом, с одной стороны, гарантируется свойственная безопасность реактора, и благодаря такой свойственной безопасности система упрощена, с другой стороны, гарантируется значительная экономическая выгодность паровой двигательной системы и других систем всей энергетической станции за счет массового производства, совместного использования вспомогательных систем и эффекта масштабирования.
Краткое описание чертежей
Фигура 1 - система генерации пара с помощью модуля ядерной подающей пар системы (ЯППС) согласно варианту осуществления настоящего изобретения,
фигура 2 - схема структуры модуля ядерной подающей пар системы (ЯППС) согласно варианту осуществления настоящего изобретения,
фигура 3 - схема структуры одного варианта осуществления системы генерации пара с помощью ВТГОР согласно настоящему изобретению,
фигура 4 - схема структуры еще одного варианта осуществления системы генерации пара с помощью ВТГОР согласно настоящему изобретению,
фигура 5 - схема структуры еще одного варианта осуществления системы генерации пара с помощью ВТГОР согласно настоящему изобретению
фигура 6 - схема структуры еще одного варианта осуществления системы генерации пара с помощью ВТГОР согласно настоящему изобретению,
фигура 7 - схема структуры еще одного варианта осуществления системы генерации пара с помощью ВТГОР согласно настоящему изобретению.
На чертежах:
1: реактор,
2: активная зона реактора,
3: канал течения холодного гелия,
4: канал течения горячего гелия,
5: верх активной зоны,
6: низ активной зоны,
7: пар высокой температуры и высокого давления,
8: вода вторичного контура,
9: парогенератор,
10: гелиевый циркуляционный насос первичного контура,
11: ЯППС-модуль,
12: вспомогательная система ядерной энергетической станции,
13: паросиловая система,
14: генератор,
15: подогреватель пара,
21: цилиндр высокого давления,
22: цилиндр низкого давления,
23: конденсатор,
24: насос для конденсата,
25: нагреватель низкого давления,
26: деаэратор,
27: водяной насос,
28: нагреватель высокого давления,
29: цилиндр среднего давления,
30: подогреватель,
32: канал для горячего газа,
33: топливные элементы.
Осуществление изобретения
С помощью прилагаемых чертежей и примеров конкретные варианты осуществления настоящего изобретения будут описаны более подробно ниже. Описываемые ниже варианты осуществления предназначены для иллюстрации изобретения, а не ограничения его объема.
Фигура 2 показывает систему генерации пара с помощью модуля ядерной подающей пар системы (ЯППС) согласно настоящему изобретению. Активная зона реактора, корпус высокого давления вместе с парогенератором образуют стандартный модуль, который представляет собой модуль ядерной подающей пар системы (ЯППС). Множество ЯППС-модулей 11 совместно используют вспомогательные системы 12 ядерной энергетической станции и вместе подают пар в паросиловую систему 13 для приведения в действие генератора 14 для генерации электричества. Вспомогательные системы 12 ядерной энергетической станции, главным образом, включают систему манипулирования топливом и хранения топлива, систему сброса давления в первичном контуре, систему очистки гелия и вспомогательных операций с гелием, систему отбора проб и анализа газа, систему отвода остаточного тепла, систему аварийного отделения парогенератора, систему водяного охлаждения компонентов, систему вентиляции и кондиционирования здания реактора, систему обработки жидких радиоактивных отходов, систему обработки и хранения твердых радиоактивных отходов, систему пожарозащиты радиационной части и т.д.
Фигура 1 - схема структуры модуля ядерной паропроизводящей системы (ЯППС) согласно варианту осуществления настоящего изобретения. В ЯППС-модуле 11 реактор 1 и парогенератор 9 расположены отдельно в двух корпусах высокого давления, между которыми проходит канал 32 для горячего газа с расположением «в один ряд». Корпус высокого давления реактора 1, корпус парогенератора 9 и корпус канала 32 для горячего газа определяют границы давления первичного контура, установленного в бетонную экранную ячейку. Канал 32 для горячего газа имеет кольцевую конструкцию, в которой внутреннее кольцо представляет собой канал 4 течения горячего гелия, имеющий направление течения от реактора 1 к парогенератору 9. Наружное кольцо представляет собой канал 3 течения холодного гелия, имеющий направление течения от парогенератора 9 к реактору 1. Гелиевый циркуляционный насос 10 первичного контура предусмотрен на верхней части корпуса парогенератора 9. Имеющий высокую температуру газообразный гелий, нагретый в реакторе 1, нагревает воду 8 вторичного контура в парогенераторе 9, что приводит к образованию пара 7 высокой температуры и высокого давления, который подается в паросиловую систему 13. Парогенератор 9 представляет собой прямоточный парогенератор, использующий конструкцию со спиральной трубкой.
Активная зона 2 реактора выполнена как активная зона реактора с шариковой засыпкой, в которой сферические топливные элементы 33 перемещаются сверху вниз. Активная зона 2 реактора может также представлять собой призматическую структуру фиксированного расположения, и топливные элементы 33 расположены в активной зоне 2 реактора. Используются имеющие полное керамическое покрытие топливные элементы 33 в форме частиц, загружаемые через верх 5 активной зоны и выгружаемые через низ 6 активной зоны. Выполняются измерения выгорания невыгруженных топливных элементов 33 одного за другим, и топливные элементы 33, достигшие полного выгорания, выгружаются из реактора с их последующим сохранением, в то время как топливные элементы, не достигшие полного выгорания, повторно загружаются внутрь активной зоны 2 реактора для реализации многократного повторного использования топливных элементов.
Фигура 3 - схема структуры одного варианта осуществления системы генерации пара с помощью ВТГОР согласно настоящему изобретению. Указанная система, снабжающая паром паросиловую систему, включает ядерные паропроизводящие системы, цилиндр 21 высокого давления, цилиндр 22 низкого давления, конденсатор 23, насос 24 для конденсата, нагреватель 25 низкого давления, деаэратор 26, водяной насос 27 и нагреватель 28 высокого давления, которые соединены последовательно непрерывной цепью для формирования замкнутого парового контура, причем ядерная паропроизводящая система представляет собой описанную выше систему согласно варианту осуществления изобретения.
Этот вариант осуществления настоящего изобретения представляет собой циклическое решение, в котором пар непосредственно генерирует электричество. Пар, генерируемый множеством ЯППС-модулей 11, соединенных параллельно, входит в цилиндр 21 высокого давления и цилиндр 22 низкого давления поочередно для выполнения работы, с тем чтобы приводить в действие генератор 14. Влажный пар, выполнивший работу, высвобождает тепло в конденсаторе 23, течет через насос 24 для конденсата, а затем нагреватель 25 низкого давления, деаэратор 26, водяной насос 27, а также нагреватель 28 высокого давления и отправляется внутрь парогенератора 9 для завершения термодинамического цикла.
Фигура 4 - схема структуры еще одного варианта осуществления системы генерации пара с помощью ВТГОР согласно настоящему изобретению. Указанная система, снабжающая паром паросиловую систему, включает ядерные паропроизводящие системы, цилиндр 21 высокого давления, цилиндр 22 низкого давления, конденсатор 23, насос 24 для конденсата, нагреватель 25 низкого давления, деаэратор 26, водяной насос 27 и нагреватель 28 высокого давления, которые соединены последовательно непрерывной цепью для формирования замкнутого парового контура, при этом подогреватель 15 пара и цилиндр 29 среднего давления последовательно включены между цилиндром 21 высокого давления и цилиндром 22 низкого давления, причем ядерная паропроизводящая система представляет собой описанную выше систему согласно варианту осуществления изобретения.
Этот вариант осуществления настоящего изобретения представляет собой циклическое решение, которое использует подогреваемый пар, подаваемый специальным подогревающим модулем ядерной паропроизводящей системы, для генерации электричества. Специально предусмотрен один или более подогревающий модуль 11 ядерной паропроизводящей системы, оборудованный подогревателем 15 пара для подогрева пара. Пар, генерируемый множеством ЯППС-модулей 11, соединенных параллельно, входит сначала в цилиндр 21 высокого давления для выполнения работы. Пар, вытекающий из цилиндра 21 высокого давления, входит в специальный подогреватель 15 пара для нагрева, а затем последовательно - внутрь цилиндра 29 среднего давления и цилиндра 22 низкого давления для выполнения работы, с тем чтобы приводить в действие генератор 14. Влажный пар, выполнивший работу, высвобождает тепло в конденсаторе 23, течет через насос 24 для конденсата, а затем нагреватель 25 низкого давления, деаэратор 26, водяной насос 27, а также нагреватель 28 высокого давления и отправляется внутрь парогенератора 9 для завершения термодинамического цикла.
Фигура 5 - схема структуры еще одного варианта осуществления системы генерации пара на основе ВТГОР согласно настоящему изобретению. Указанная система, снабжающая паром паросиловую систему, включает ядерные паропроизводящие системы, цилиндр 21 высокого давления, цилиндр 22 низкого давления, конденсатор 23, насос 24 для конденсата, нагреватель 25 низкого давления, деаэратор 26, водяной насос 27 и нагреватель 28 высокого давления, которые соединены последовательно непрерывной цепью для формирования замкнутого парового контура, при этом подогреватель 15 пара и цилиндр 29 среднего давления последовательно включены между цилиндром 21 высокого давления и цилиндром 22 низкого давления, а выход нагревателя 28 высокого давления соединен с секцией предварительного нагрева подогревателя 15 пара, и вход парогенератора 9 соединен с секцией предварительного нагрева подогревателя 15 пара, причем ядерная паропроизводящая система представляет собой описанную выше систему согласно варианту осуществления изобретения.
Этот вариант осуществления настоящего изобретения представляет собой усовершенствование предыдущего описанного варианта осуществления. Специально предусмотрен один или более подогревающий модуль 11 ядерной паропроизводящей системы, и имеющийся подогреватель 15 пара дополнительно используется для предварительного нагрева подаваемой воды, помимо нагрева пара. Предварительно нагретая подаваемая вода входит в испаряющий ЯППС-модуль 11 для ее дальнейшего нагрева. Пар, генерируемый множеством ЯППС-модулей 11, соединенных параллельно, входит сначала в цилиндр 21 высокого давления для выполнения работы. Пар, вытекающий из цилиндра 21 высокого давления, входит в специальный подогреватель 15 пара для нагрева, а затем последовательно - внутрь цилиндра 29 среднего давления и цилиндра 22 низкого давления для выполнения работы, с тем чтобы приводить в действие генератор 14. Влажный пар, выполнивший работу, высвобождает тепло в конденсаторе 23, проходит через насос 24 для конденсата, а затем нагреватель 25 низкого давления, деаэратор 26, водяной насос 27, а также нагреватель 28 высокого давления и отправляется внутрь секции предварительного нагрева подогревателя 15 пара для завершения термодинамического цикла.
Фигура 6 - схема структуры еще одного варианта осуществления системы генерации пара с помощью ВТГОР согласно настоящему изобретению. Указанная система, снабжающая паром паросиловую систему, включает ядерные паропроизводящие системы, цилиндр 21 высокого давления, цилиндр 22 низкого давления, конденсатор 23, насос 24 для конденсата, нагреватель 25 низкого давления, деаэратор 26, водяной насос 27 и нагреватель 28 высокого давления, которые соединены последовательно непрерывной цепью для формирования замкнутого парового контура, при этом выход цилиндра 21 высокого давления соединен с подогревающей частью парогенератора 9, причем ядерная паропроизводящая система представляет собой описанную выше систему согласно варианту осуществления изобретения.
Этот вариант осуществления настоящего изобретения представляет собой циклическое решение, которое использует подогреваемый в реакторе пар для генерации электричества. Пар, генерируемый множеством ЯППС-модулей 11, соединенных параллельно, входит сначала в цилиндр 21 высокого давления для выполнения работы. Пар, вытекающий из цилиндра 21 высокого давления, снова входит в подогревающую часть парогенератора 9 для нагрева, а затем последовательно - внутрь цилиндра 29 среднего давления и цилиндра 22 низкого давления для выполнения работы, с тем чтобы приводить в действие генератор 14. Влажный пар, выполнивший работу, высвобождает тепло в конденсаторе 23, проходит через насос 24 для конденсата, а затем нагреватель 25 низкого давления, деаэратор 26, водяной насос 27, а также нагреватель 28 высокого давления и отправляется внутрь парогенератора 9 для завершения термодинамического цикла.
Фигура 7 - схема структуры еще одного варианта осуществления системы генерации пара с помощью ВТГОР согласно настоящему изобретению. Указанная система, снабжающая паром паросиловую систему, включает ядерные паропроизводящие системы, цилиндр 21 высокого давления, цилиндр 22 низкого давления, конденсатор 23, насос 24 для конденсата, нагреватель 25 низкого давления, деаэратор 26, водяной насос 27 и нагреватель 28 высокого давления, которые соединены последовательно непрерывной цепью для формирования замкнутого парового контура, при этом цилиндр 21 высокого давления соединен с подогревателем 30 и цилиндром 29 среднего давления, соответственно, выход цилиндра 29 среднего давления соединен с подогревателем 30, а подогреватель 30 соединен с цилиндром 22 низкого давления, причем ядерная паропроизводящая система представляет собой описанную выше систему согласно варианту осуществления изобретения. Подогреватель 15 пара представляет собой гелий-паровой подогреватель, в то время как подогреватель 30 представляет собой паро-паровой подогреватель.
Этот вариант осуществления настоящего изобретения представляет собой циклическое решение, которое использует подогреваемый пар из реактора для генерации электричества. Пар, генерируемый множеством ЯППС-модулей 11, соединенных параллельно, входит сначала в цилиндр 21 высокого давления для выполнения работы. Одна часть пара, вытекающего из цилиндра 21 высокого давления, входит в цилиндр 29 среднего давления для выполнения работы, а другая часть входит в подогреватель 30 для нагрева пара, вытекающего из цилиндра 29 среднего давления. Затем нагретый пар входит в цилиндр 22 низкого давления для выполнения работы, с тем чтобы приводить в действие генератор 14. Влажный пар, выполнивший работу, высвобождает тепло в конденсаторе 23, проходит через насос 24 для конденсата, а затем нагреватель 25 низкого давления, деаэратор 26, водяной насос 27, а также нагреватель 28 высокого давления и отправляется внутрь парогенератора 9 для завершения термодинамического цикла.
Экономическими преимуществами модульного ВТГОР с шариковой засыпкой, главным образом, являются следующие: 1) высокая выходная температура активной зоны и, соответственно, высокая эффективность генерации; 2) возможность работы с топливными элементами без остановки реактора, высокий коэффициент готовности энергетической станции; 3) он не нуждается в системе аварийного охлаждения активной зоны, благодаря чему система упрощена; 4) модульное изготовление; 5) если решение «множество модулей ядерной подающей пар системы (ЯППС) приводят в действие одну турбину», рекомендуемое согласно настоящему изобретению, применено, то суммарная мощность увеличена, так что экономическая выгодность может быть еще более повышена.
Тепловая мощность одного ЯППС-модуля модульного ВТГОР обычно находится между 200 и 600 МВт, что, как правило, соответствует электрической мощности в более чем сотни тысяч киловатт, а электрическая мощность паротурбинных генераторных установок может достигать уровня в миллион киловатт. На основании требований по входной мощности паровой турбины несколько ЯППС-модулей соединяют параллельно для соответствия этой одной паровой турбине; иными словами, используется конфигурация «множество ЯППС-модулей приводят в действие одну турбину», с тем чтобы достичь соответствия между модульным ВТГОР и паротурбинными генераторными установками высокой мощности. Благодаря наличию множества одинаковых ЯППС-модулей реализуется эффект масштабирования.
За счет полного использования «высокотемпературных» свойств ВТГОР достигается сверхкритический паровой цикл, и эффективность генерации повышается. Сочетание технологии ВТГОР с широко применяемой технологией генерации, основанной на сверхкритическом паросиловом цикле, представляет собой ядерную энергетическую станцию со сверхкритическим циклом, наиболее перспективную для реализации. В качестве высококачественного «котла» ВТГОР может служить источником тепла с температурой более 900°С, который может быть соединен с оборудованием сверхкритического паросилового цикла для получения эффективности генерации, большей, чем у других типов реакторов. Даже по сравнению со стандартной энергетической станцией на ископаемом топливе такой же мощности, нет потерь на дымовые выбросы, поскольку первичный контур ВТГОР является замкнутым, и поэтому ВТГОР имеет потенциал для достижения более высокой эффективности, чем сверхкритическая тепловая энергетическая станция.
Вышеприведенное описание включает лишь предпочтительные варианты осуществления настоящего изобретения. Необходимо отметить, что специалистами в данной области могут быть внесены некоторые усовершенствования и модификации без выхода за рамки принципа изобретения, и эти усовершенствования и модификации следует считать входящими в объем охраны настоящего изобретения.
Промышленная применимость
В настоящем изобретении модуль ядерной паропроизводящей системы (ЯППС) сформирован путем использования активной зоны реактора, корпуса высокого давления вместе с парогенератором в качестве стандартного модуля. ЯППС-модуль может использоваться в нескольких экземплярах для подачи пара в больших количествах для крупной паротурбинной генераторной системы, иными словами, множество ЯППС-модулей соединены с паровой турбиной для получения конфигурации «множество ЯППС-модулей приводят в действие одну турбину». Относительно небольшой отдельный модуль может снизить сложность изготовления, и ЯППС-модули снижают издержки ввиду их массового производства. Кроме того, ЯППС-модули совместно используют некоторые вспомогательные системы, что повышает коэффициент использования этих вспомогательных систем и еще более снижает издержки. Множество генераторных блоков, использующих принцип «множество ЯППС-модулей приводят в действие одну турбину», могут, кроме того, также быть расположены внутри площадки станции для еще большего совместного использования вспомогательных средств в энергетической станции и снижения строительных издержек и эксплуатационных издержек. Таким образом, с одной стороны, гарантируется свойственная безопасность реактора, и благодаря такой свойственной безопасности система упрощена, с другой стороны, гарантируется значительная экономическая выгодность паровой двигательной системы и других систем всей энергетической станции за счет массового производства, совместного использования вспомогательных систем и эффекта масштабирования.