Способ эксплуатации атомной паротурбинной энергетической установки и установка для его осуществления

Способ эксплуатации атомной паротурбинной энергетической установки и установка для его осуществления

Иллюстрации

Показать все

Реферат

Изобретение относится к области атомной техники и теплоэнергетики, направлено на совершенствование энергосберегающих технологий и может быть использовано в комбинированных атомных паротурбинных энергетических установках, в которых для потребителей за счет рационального использования лучших достижений современной атомной техники и энерготурбостроения с высокой экономичностью использования ядерного и неядерного (органического) топлива производятся электрическая и, при необходимости, также тепловая энергия.

Известен способ эксплуатации атомной паротурбинной энергетической установки, по которому сжатую насосом питательную воду пропускают через обогреваемые первичным (например, водой) теплоносителем стороны парогенераторов энергоустановки (ЭУ), производящих за счет тепла ядерного реактора, по меньшей мере, насыщенный водяной пар, который затем направляют для совершения работы в паровую турбину, вращающую электрогенератор (см., например, книгу "Атомные электрические станции", Т.Х. Маргулова, М., "Высшая школа", 1974 г., стр.20,21, рис.II.I б, стр.38, 172).

Вместе с тем, данному способу эксплуатации ЭУ присущ следующий недостаток, ограничивающий их общую экономичность. Как известно, тепловая экономичность АЭС и АТЭЦ характеризуется значениями коэффициентов полезного действия и удельных расходов тепла. Основными показателями общей экономичности электростанций, в том числе и атомных, являются удельные капитальные затраты на их сооружение и себестоимость отпускаемой электроэнергии. Удельные капитальные затраты в рублях (или долларах) называются стоимостью установленного киловатта К_уст=К_ст/W_эл.ст.,

где К_ст - полная стоимость электростанции, руб (долл.),

W_эл.ст. - установленная электрическая мощность электростанции, кВт эл.

Стоимость установленного киловатта существенно зависит от типа станции, параметров пара и теплоносителя, единичной мощности реактора, турбогенераторов, парогенераторов и других аппаратов, а также общей мощности станции (см., например, вышеупомянутую книгу Т.Х.Маргуловой на стр.52).

Для станций одного и того же типа и параметров увеличение единичной мощности агрегатов и мощности станции в целом приводит к уменьшению стоимости установленного киловатта (эл.). Наименьшие значения К_уст достигаются на энергоблоках мощностью 300-500 МВт (эл) и более.

Развитие теплоэнергетики идет в направлениях увеличения единичных мощностей, блочного исполнения парообразователя и паровой турбины, а также за счет повышения параметров (давления и температуры) рабочего пара паротурбинной части (ПТЧ) ЭУ. Первые два позволяют снизить стоимость установленного киловатта за счет снижения удельной стоимости оборудования и сокращения габаритов установки и объема зданий, укрупнения вспомогательного оборудования и уменьшения стоимости монтажа. Повышение параметров пара (давление и температуры) на любой тепловой станции, в том числе и атомной, всегда приводит к росту КПД станции, от которого зависит расход топлива.

Тепловая экономичность атомных станций пока еще не велика, а для станций с водоохлаждаемыми ядерными реакторами она наименьшая и по существу не может быть сколько-нибудь значительно увеличена (см. вышеуказанную книгу Т.Х.Маргуловой на стр.175).

Это связано с тем, что термический КПД цикла Ренкина в таких АЭУ достигает максимального значения при давлениях воды первого контура 165-170 кг/см², а затем снижается. Давление насыщенного пара порядка 70 ата (Т_нас=284°С) отвечает наибольшему значению критического теплового потока, что наблюдается у всех веществ при давлениях около 1/3 от критического, а также приемлемым для циркониевых сплавов температурам оболочек твэлов. В связи с этим максимальный эффективный электрический КПД лучших двухконтурных водо-водяных АЭУ ВВЭР-1000 относительно невелик и не превышает 33-35%, что заметно уступает КПД тепловых электростанций (ТЭС), паровые турбины которых работают на повышенных сопряженных начальных параметрах пара.

Для дальнейшего повышения экономичности паротурбинных АЭУ необходимо осуществить повышение давления и температуры пара, направляемого в паровую турбину. При этом отметим, что начальные параметры пара, при которых влажность пара в последней ступени турбины во избежание эрозионного износа лопаточного аппарата каплями воды не превышает допустимую величину 12-13%, называются сопряженными начальными параметрами. При этом, если начальная температура пара ниже сопряженной (по давлению), то необходимо введение промежуточного перегрева пара.

Для устранения вышеизложенного недостатка известен способ эксплуатации атомной паротурбинной энергетической установки, по которому сжатую насосом питательную воду пропускают через обогреваемые первичным теплоносителем обогреваемые стороны парогенераторов ЭУ, превращающих за счет тепла ядерного горючего питательную воду в водяной пар, который затем догревают в специальных перегревательных каналах ядерного реактора и затем направляют для совершения работы в паровую турбину, вращающую электрогенератор ЭУ (см., например, книгу "Атомные электрические станции", Т.Х.Маргулова, М., "Высшая школа", 1974 г., стр.172, 178-180).

Однако недостатком этого способа, также ограничивающим его экономичность, является то, что дальнейшее повышение параметров пара (например, более 90 ата и 480°С) невозможно без промежуточного перегрева пара, организация которого в ядерном реакторе создает еще большие трудности, так как при этом уменьшается плотность пара и соответственно снижается коэффициент теплоотдачи к нему ядерного тепла от твэлов. При этом, если начальный перегрев пара для давления 90 ата и выше осуществим в реакторе, то для давлений 30-40 ата (которые получаются после выхода острого пара из цилиндров высокого давления современных паровых турбин на перегретом паре, он не может быть выполнен, как ядерный (по тем же причинам, что и промежуточный перегрев), в том числе даже в реакторах канального типа.

Наличие перегрева пара, особенно ядерного, на первый взгляд должно считаться предпочтительным. Однако для атомных электростанций показателем эффективности, как указывалось ранее, является не только тепловая экономичность, но и глубина выгорания ядерного топлива. Эти два важнейших показателя всегда взаимосвязаны, но в определенных условиях, в частности, в случае перегрева пара вступают в противоречие. Так, применение ядерного перегрева, целесообразное с точки зрения повышения КПД станции, при нынешнем состоянии реакторного материаловедения требует применения для оболочек перегревательных твэлов нержавеющих сталей. В результате возникает потеря нейтронов в оболочковых материалах в быстрых реакторах, уменьшается производство плутония и достигаемая глубина выгорания, не компенсирует выигрыш в тепловой экономичности.

Вероятно, ядерный перегрев мог бы получить более широкое распространение после создания оболочек твэлов с малым сечением поглощения нейтронов, пригодных для повышенных температур. Существующие циркониевые сплавы с предельной температурой использования 360°С позволяют обеспечить лишь незначительный перегрев пара с начальным давлением 65-70 ата. Этим достигается уменьшение влажности пара в органах парораспределения и начальных ступенях паровой турбины, что может несколько повысить надежность эксплуатации АЭУ.

Можно считать, что ядерный перегрев найдет широкое распространение лишь после создания циркониевых сплавов, пригодных для высоких температур. Применяемые в настоящее время сплавы позволяют лишь незначительно перегреть пар с начальным давлением 65-70 ата. Поэтому в последнее время наметилась тенденция использования, хотя и незначительного по величине, ядерного перегрева в одноконтурных АЭС (см., например, книгу “Атомные электрические станции”, Т.Х.Маргулова, М., “Высшая школа”, 1974 г., стр.180). Следовательно, атомные паротурбинные энергетические установки, эксплуатируемые по вышеуказанным известным способам, не отличаются высокой экономичностью ни в настоящее время, ни в ближайшем будущем.

Вышеотмеченных недостатков лишен известный способ эксплуатации атомной паротурбинной энергетической установки, по которому в реакторной установке (РУ) за счет тепла ядерного топлива сжатую питательным насосом воду превращают, преимущественно, в парогенераторе в носитель тепловой энергии - водяной пар, который впоследствии подогревают в, по меньшей мере, одном пароперегревателе, в греющую сторону которого подают для горения, преимущественно, газообразное или жидкое органическое топливо, а также окислитель в виде, например, атмосферного воздуха, а затем перегретый пар сопряженных параметров направляют для совершения работы во вращающую электрогенератор паровую турбину установки, снабженную, в том числе, поверхностными регенеративными подогревателями питательной воды, которую получают в конденсаторе паротурбинной части (ПТЧ) установки (см., например, книгу “Атомные электрические станции”, Т.Х.Маргулова, М., “Высшая школа”, 1974 г., стр.209-210).

Атомная паротурбинная энергетическая установка для осуществления указанного способа эксплуатации может содержать реакторную установку, производящую носитель тепловой энергии - водяной пар (рабочее тело ПТЧ установки), а также соединенную трубопроводами с реакторной установкой по пару и питательной воде паротурбинную установку, включающую обогреваемую сторону парогенератора, обогреваемую сторону, по меньшей мере, одного пароперегревателя водяного пара, греющая сторона которого соединена через запорно-регулирующие устройства с источником газообразного или жидкого органического топлива, а также, например, через газодувку с атмосферным воздухом для горения топлива, паровую турбину, приводящую в действие электрогенератор, конденсатор, конденсатный насос, деаэратор, питательный насос, а также, преимущественно, поверхностные регенеративные подогреватели питательной воды.

Однако и этот способ эксплуатации атомных энергетических установок обладает, в свою очередь, важным недостатком, ограничивающим экономичность всей АЭУ, так как повышенные сопряженные начальные параметры свежего пара при начальном давлении 65-70 ата реализуются путем только ограниченного “органического” подогрева пара, вышедшего из парогенераторов ЭУ. Это связано с тем, что для того, чтобы получить более высокие сопряженные начальные параметры пара из ПГ с исходным давлением 70 ата (для легководных реакторов), пар можно подогревать до температуры не выше 450°С (а не, например, 500...600°С), то есть получить известные для давления пара 65-70 ата сопряженные параметры – 70 ата/450°С (см., например, книгу “Атомные электрические станции”, Т.Х.Маргулова, М., “Высшая школа”, 1974 г., стр.177). Это связано с тем, что сопряженные начальные параметры при исходном давлении 70 ата составляют 70 ата/450°С и потому дальнейший подогрев пара при таком давлении просто неэффективен. Поэтому дальнейшее развитие этого способа производства электроэнергии на комбинированных АЭС не получило, в частности, в США дальнейшего развития потому, что указанные сопряженные параметры всего лишь незначительно (т.е. всего на 3-4% относит.) повышают эффективный электрический КПД АЭС при дополнительных материальных затратах на введение средств подогрева пара органическим топливом. То есть эффективный электрический КПД такой усовершенствованной двухконтурной водо-водяной АЭС не превысит ~ 36%.

Максимальные для АЭС начальные параметры свежего пара ныне получены в атомных электростанциях с жидкометаллическим, натриевым теплоносителем (см., например, материалы МАГАТЭ (IAEA) "Status of liquid metal cooled fast reactor technology" IAEA-TECDOC-1083, April 1999, p. 442-443,452, а также книгу "Атомные электрические станции", Т.Х.Маргулова, М., "Высшая школа", 1974 г., стр.20-22, 342, 348, 350, рис.II.I г). Например, у АЭС с натриевым быстрым реактором БН-800 при начальных параметрах перегретого водяного пара 140 ата и 490°С эффективный КПД АЭС составляет 38%, а у АЭС БН-600 при начальных параметрах перегретого пара 140 ата/505°С эффективный КПД АЭС составляет 39,5-40,8%.

Максимальная температура перегретого пара этих АЭС определяется максимальной температурой (525°С) греющего натрия и вряд ли будет существенно повышена в ближайшее время. А теоретически возможное повышение давления перегретого пара питательным насосом свыше 140-210 ата не увеличит, а уменьшит тепловую экономичность АЭС, т.к. эти параметры не будут соответствовать известным в теплотехнике сопряженным начальным параметрам свежего пара (см., например, книгу "Теплоэнергетика и теплотехника" Общие вопросы. Справочник, ред. В.А.Григорьев и В.М.Зорин, М., "Энергия", 1980 г., стр.324). Следовательно дальнейшее повышение экономичности даже для самых современных высокотемпературных натриевых АЭС весьма проблематично.

Это связано с тем известным фактом (см., например, книгу "Тепловые электрические станции", В.Я.Рогожин, М., Энергоатомиздат, 1987 г., стр.32-53), что термодинамически наиболее эффективно одновременное повышение начальной температуры и начального давления пара.

Приводим сопряженные начальные параметры пара, отвечающие конечной влажности пара в турбине 13% и внутреннему относительному КПД турбины 0,85:

То.°С...600	570	540	515	480	450	410
Ро, МПа 20	18	14	12	9	7	5

Промежуточный перегрев пара позволяет, сохраняя рекомендуемую начальную температуру пара 540-560°С, подвести к рабочему пару дополнительную теплоту, повысить его работоспособность и КПД турбоустановки и электростанции.

Вместе с тем промежуточный перегрев пара позволяет, используя ограниченную начальную температуру и заданную допустимую конечную влажность пара, повысить начальное давление сверх сопряженного его значения, что также способствует повышению КПД турбоустановки и электростанции.

Вот при каких сопряженных начальных параметрах свежего пара экономично работают современные отечественные (ЛМЗ - С.-Петербург, ТМЗ - Екатеринбург) паровые турбины (см., например, книгу "Паровые турбины", А.В.Щегляев, М., Энергоатомиздат, 1993 г., кн.1 - стр.76-98, кн.2 - 188-206):

130 ата/540°С/540°С (КПДпту(брутто)=41,8-44,6%, без учета собственных энергозатрат ПТУ),

180 ата/540°С/540°С (КПДпту(брутто)=46,5%),

240 ата /540°С/540°С (КПДпту(брутто)=46,8%).

Согласно данным статьи "О совершенствовании энергоблоков и их паровых турбин и переходе на новый уровень параметров пара" журнала "Теплоэнергетика", №12, 1994 г., стр.43-50 в 1992-1998 г.г. за рубежом - в Германии, Японии, Дании и Нидерландах введены в действие самые совершенные органические (на угле, в том числе и газифицированном, или на природном газе) ТЭС мощностью от 400 до 800 МВт эл., ПТУ которых, с целью повышения экономичности ТЭС, работают на следующих предельно достижимых в энергетике повышенных сопряженных начальных параметрах пара:

250 ата/558°С/560°С, при которых эл. КПДбрутто=51,4%, а эл. КПДнетто=45,3%,

280 ата/580°С/560°С, при которых эл. КПДнетто=45,0%,

290 ата/580°С/580°С/580°С, при которых эл. КПДнетто=47,0%.

При этом паротурбинные установки для упомянутых ТЭС изготовляются такими авторитетными в турбостроении западными фирмами, как ″Сименс", "АББ", "Тошиба", "Мицубиси", "ДЭК", "Альстом", "МАН" и "Дженерал Электрик". В вышеуказанной статье также отмечается, что в настоящее время освоена технология и материалы ПТУ для максимальной температуры пара 593°С, а в ближайшем будущем будут освоены экономически более выгодные максимальные температуры пара 621°С и 641°С с соответствующими сверхкритическими сопряженными давлениями пара.

Таким образом из изложенного видно, что в известных способах эксплуатации действующих атомных паротурбинных энергетических установок практически невозможно достижение предельно достигнутых в органической теплоэнергетике сопряженных начальных параметров пара, обеспечивающих наивысшую экономичность и единичную мощность комбинированных атомных энергоблоков, производящих электрическую и, при необходимости, тепловую энергию.

В связи с изложенным задачей, на решение которой направлено заявляемое техническое решение, является повышение коэффициента полезного действия и единичной электрической мощности действующих атомных паротурбинных энергетических установок, производящих с номинальной паропроизводительностью их реакторных установок (РУ) электрическую (АЭС) и, при необходимости, тепловую энергию (АТЭЦ). При этом будет достигнуто улучшение основного показателя общей экономичности электростанций или ТЭЦ, а именно: снижение стоимости установленного киловатта (эл) энергетической установки.

Для решения этой задачи в известном способе эксплуатации атомной паротурбинной энергетической установки, по которому в реакторной установке (РУ) за счет тепла ядерного топлива сжатую питательным насосом воду превращают, преимущественно, в парогенераторе в носитель тепловой энергии - водяной пар, который впоследствии подогревают в, по меньшей мере, одном пароперегревателе, в греющую сторону которого подают для горения, преимущественно, газообразное или жидкое органическое топливо, а также окислитель в виде, например, атмосферного воздуха, а затем перегретый пар сопряженных параметров направляют для совершения работы во вращающую электрогенератор паровую турбину установки, снабженную, в том числе, поверхностными регенеративными подогревателями питательной воды, которую получают в конденсаторе паротурбинной части (ПТЧ) установки, вышедший из парогенератора водяной пар сжимают до более высокого давления в, по меньшей мере, одном, например, многоступенчатом компрессоре, преимущественно, с промежуточным охлаждением его ступеней питательной водой установки.

При этом отработавший в цилиндре высокого давления (ЦВД) паровой турбины водяной пар подогревают в обогреваемой стороне, по меньшей мере, одного пароперегревателя, в греющую сторону которого подают для горения, преимущественно, газообразное или жидкое органическое топливо, а также окислитель в виде атмосферного воздуха, после чего вторично перегретый водяной пар направляют далее по штатному тракту цилиндров паровой турбины энергоустановки.

Кроме того, питательную воду до входа в парогенератор сжимают питательным насосом до максимального давления, которое при номинальных термодинамических параметрах греющего теплоносителя РУ обеспечивает в обогреваемых сторонах парогенератора установки превращение воды в пар, в результате чего, в совокупности с последующим сжатием компрессором полученного пара и его дополнительным подогревом в одном или двух промежуточных пароперегревателях паровой турбины получают более высокие сопряженные начальные параметры пара, которые обеспечивают более экономичную работу паротурбинной части установки и энергоустановки в целом.

При этом компрессор сжатия водяного пара вращают паровой турбиной энергоустановки или вращающей второй электрогенератор дополнительной газотурбинной энергетической установкой (ГТУ), камера сгорания которой работает на органическом топливе, а выхлопные газы газовой турбины направляют в греющую сторону теплообменника-рекуператора, обеспечивающего в отопительный сезон потребителя горячей водой или паром из обогреваемой стороны теплообменника-рекуператора.

Кроме того, в периоды остановки (например, при плановой перегрузке ядерного топлива) ядерного реактора и/или остановки паротурбинной части установки электрическую и, при необходимости, тепловую энергию производят за счет работы газотурбинной энергетической установки (ГТУ), вал которой, преимущественно, отсоединяют при этом от вала компрессора сжатия водяного пара.

При этом в атомной паротурбинной энергетической установке, включающей реакторную установку (РУ), производящую носитель тепловой энергии - водяной пар (рабочее тело ПТЧ установки), а также соединенную трубопроводами с реакторной установкой по пару и питательной воде паротурбинную установку, включающую обогреваемую сторону парогенератора, обогреваемую сторону, по меньшей мере, одного пароперегревателя водяного пара, греющая сторона которого соединена через запорно-регулирующие устройства с источником газообразного или жидкого органического топлива, а также, например, через газодувку с атмосферным воздухом для горения топлива, паровую турбину, приводящую в действие электрогенератор, конденсатор, конденсатный насос, деаэратор, питательный насос, а также, преимущественно, поверхностные регенеративные подогреватели питательной воды, выход водяного пара из обогреваемой стороны парогенератора РУ соединен через запорные устройства одновременно со входом пара в многоступенчатый политропный, охлаждаемый питательной водой компрессор, приводимый в действие или паровой турбиной, или газотурбинной энергетической установкой (ГТУ), камера сгорания которой выполнена с возможностью отопления газообразным или жидким органическим топливом, а также соединен со входом пара в рабочий цилиндр среднего давления (ЦСД) паровой турбины и со входом пара пароперегреватель, который, в свою очередь, соединен с ЦСД паровой турбины, при этом выход сжатого водяного пара из политропного компрессора соединен со входом пара в цилиндр высокого давления (ЦВД) паровой турбины через обогреваемую сторону пароперегревателя, причем выход отработавшего газа из газовой турбины ГТУ, приводящей в действие паровой компрессор и второй электрогенератор установки, соединен с греющей стороной теплообменника-рекуператора, обогреваемая сторона которого одновременно соединена через запорные устройства с выходом сжатого воздуха из компрессора ГТУ, со входом подогретого воздуха в камеру сгорания ГТУ, а также - с циркуляционным контуром потребителя тепловой энергии.

Кроме того, участки валов паровой турбины между цилиндрами высокого и среднего давлений, а также участок вала между паровым компрессором и газотурбинной установкой могут быть снабжены сцепными муфтами, обеспечивающими возможность соединения или разъединения указанных участков валов, в том числе, например, на ходу валов.

Сущность заявляемого изобретения поясняется чертежами, где изображены:

- на фиг.1 - принципиальная тепловая схема (ПТС) предлагаемой энергоустановки по варианту 1 исполнения, преимущественно, для электростанций;

- на фиг.2 - типовая I-S диаграмма верхней части термодинамического цикла работы вариантов 1 и 2-го исполнений заявляемого изобретения для энергоустановки с водо-водяным ядерным реактором;

- на фиг.3 - принципиальная тепловая схема (ПТС) предлагаемой энергоустановки по варианту 2 исполнения, преимущественно, для теплоэлектроцентрали.

- Учитывая то, что сущность заявляемого способа эксплуатации АЭУ касается, практически, только усовершенствования эксплуатации паротурбинной части АЭУ, в представленных чертежах не показаны одноконтурные АЭУ, включающие одноконтурные водо-водяные реакторные установки, которые производят водяной пар для ПТУ (см., например, книгу “Атомные электрические атомные электростанции”, Т.Х.Маргулова, М., “Высшая школа”, 1974 г., стр.20, рис.II.I а, б, г), а также не показаны известные трехконтурные, например, натриевые реакторные установки.

Примечание: можно отметить, что такие известные в теплотехнике термины как “обогреваемые или греющие стороны поверхностных (рекуперативных) теплообменных аппаратов в виде, например, парогенераторов, подогревателей и т.п., используются, например, в таком российском патенте, как “Способ эксплуатации парогазовой энергетической установки и установка для его осуществления” (патент №2166102).

Предлагаемый способ эксплуатации атомной паротурбинной энергетической установки, производящей электрическую и тепловую энергию, осуществляется в следующей последовательности.

Вышедший из парогенератора (или реакторной установки) водяной пар сжимают до более высокого давления в, по меньшей мере, одном, например, многоступенчатом компрессоре, преимущественно, с промежуточным охлаждением его ступеней питательной водой установки.

При этом отработавший в цилиндре высокого давления (ЦВД) паровой турбины водяной пар подогревают в обогреваемой стороне, по меньшей мере, одного пароперегревателя, в греющую сторону которого подают для горения, преимущественно, газообразное или жидкое органическое топливо, а также окислитель в виде атмосферного воздуха, после чего вторично перегретый водяной пар направляют далее по штатному тракту цилиндров паровой турбины энергоустановки.

Кроме того, питательную воду до входа в парогенератор сжимают питательным насосом до максимального давления, которое при номинальных термодинамических параметрах греющего теплоносителя РУ обеспечивает в обогреваемых сторонах парогенератора установки превращение воды в пар, в результате чего, в совокупности с последующим сжатием компрессором полученного пара и его дополнительным подогревом в одном или двух промежуточных пароперегревателях паровой турбины получают более высокие сопряженные начальные параметры пара, которые обеспечивают более экономичную работу паротурбинной части установки и энергоустановки в целом.

При этом компрессор сжатия водяного пара вращают паровой турбиной энергоустановки или вращающей второй электрогенератор дополнительной газотурбинной энергетической установкой (ГТУ), камера сгорания которой работает на органическом топливе, а выхлопные газы газовой турбины направляют в греющую сторону теплообменника-рекуператора, обеспечивающего в отопительный сезон потребителя горячей водой или паром из обогреваемой стороны теплообменника-рекуператора.

Кроме того, в периоды остановки (например, при плановой перегрузке ядерного топлива) ядерного реактора и/или остановки паротурбинной части установки электрическую и, при необходимости, тепловую энергию производят за счет работы газотурбинной энергетической установки (ГТУ), вал которой, преимущественно, отсоединяют при этом от вала компрессора сжатия водяного пара.

Вариант 1 исполнения атомной паротурбинной энергетической установки по заявляемому изобретению предназначен, преимущественно, для электростанций и состоит из следующих основных единиц оборудования, объединенных соответствующими трубопроводами или полостями корпусных конструкций (см. фиг.1).

По отдельным стадиям технологического процесса все теплоэнергетическое оборудование АЭС (АТЭЦ) подразделяется на реакторную, паротурбинную и конденсационную установки и конденсатно-питательный тракт. В герметичном железобетонном здании реакторного отделения (или реакторной установки 1) АЭС преимущественно внутри стального страховочного корпуса или защитной оболочки 2 находятся соединенные между собой по первому (например, водяному) контуру ядерный реактор 3, парогенераторы 4 и циркуляционные насосы 5.

Паротурбинная и конденсационная установка вместе с пароперегревателями и коденсатно-питательным трактом расположены в другом отдельном, преимущественно, герметичном здании паротурбинного отделения АЭС или АТЭЦ (на черт. это здание не показано).

Ядерный реактор 3 используется только для энергоемкого (1517 кДж/кг при 285°С и 65 ата) парообразования рабочего тела паротурбинной части установки с максимально достижимыми для ядерного водо-водяного цикла температурой и давлением производимого пара. Выход водяного пара из обогреваемых сторон парогенераторов 4 соединен через запорное устройство 6 со входом пара в первый или единственный многоступенчатый политропный компрессор 7, приводимый в действие паровой турбиной, состоящей, например, из соосных цилиндра высокого давления (ЦВД) 8, цилиндра среднего давления (ЦСД) 9 и цилиндра низкого давления (ЦНД) 10 и приводящей в действие электрогенератор 11. Для оперативного соединения-разъединения участка вала паровой турбины между ЦВД 8 ЦСД 9 установлена соединительная (или сцепная) муфта 12.

Одновременно выход водяного пара из обогреваемых сторон парогенераторов 4 соединен трубопроводом через запорное устройство 13 с ЦСД 9, а также через запорное устройство 14 соединен с ЦСД 9 через обогреваемую сторону органического пароперегревателя 15. Выход сжатого водяного пара из компрессора 7 соединен трубопроводом со входом пара в ЦВД 8 через обогреваемую сторону органического пароперегревателя 16, причем греющие стороны каждого пароперегревателя 15 и 16 соединены со входами в них через запорно-регулирующие устройства 17 и 18 с источниками газообразного или жидкого органического топлива, а также со входами в греющие стороны пароперегревателей 15 и 16 окислителя - атмосферного воздуха, подаваемого туда газодувками, которые на черт. не показаны. Кроме того, выход водяного пара из ЦСД 9 паровой турбины может быть соединен со входом пара в ЦНД 10 паровой турбины через обогреваемую сторону дополнительного органического пароперегревателя, который на черт. не показан.

Выходы продуктов сгорания органического топлива из пароперегревателей 15 и 16 соединены с греющей стороной, по меньшей мере, одного котла-утилизатора 19, обогреваемая сторона которого выполнена в виде теплообменного циркуляционного контура, содержащего трубную систему 20, сетевой водяной насос 21 и запорное устройство 22.

Выход пара из ЦНД 10 паровой турбины соединен с охлаждаемой стороной (или полостью) конденсатора 23, которая соединена затем с конденсатным насосом 24. Тепло, передаваемое в конденсаторе охлаждающей воде, безвозвратно теряется. В связи с этим величина потери может быть снижена путем уменьшения расхода пара в конденсатор, что достигается направлением части пара из ступеней паровой турбины в регенеративные подогреватели питательной воды низкого давления (ПНД) 25 и 26, а также в регенеративные подогреватели питательной воды высокого давления (ПВД) 27 и 28. Для автоматического поддержания окислительно-восстановительного потенциала питательной воды энергоустановки выходы конденсата пара из ПВД 27, 28 соединены с деаэратором 29, в нижнем баке которого при давлении выше атмосферного создается определенный запас воды. Выход питательной воды из питательного бака деаэратора 29 соединен через питательный клапан 31 с обогреваемыми сторонами ПВД 27, 28 и далее с обогреваемыми сторонами парогенераторов 4 энергоустановки.

Для обеспечения потребителя тепловой энергией отборы пара из ЦСД 9 паровой турбины соединены с греющими сторонами сетевых теплообменников 32 и 33, обогреваемые стороны которых соединены трубопроводами с системой водяного теплоснабжения, циркулируемой с помощью сетевого насоса 34. Для снижения механических затрат на требуемое сжатие водяного пара многоступенчатым компрессором 7 ступени компрессора соединены между собой через межтрубные полости теплообменников 35, 36, по трубчаткам которых охлаждаемую питательную воду прокачивают из участка ПНД 25, 26 в деаэратор 29.

Характерные точки изменения физического состояния рабочего тела паротурбинной части атомной энергетической установки (входы и выходы из основных элементов установки) отмечены на фиг.1 буквами a,b,c...,h,f. Этими же буквами на фиг.2 отмечены соответствующие характерные точки I-S диаграммы термодинамического цикла водяного пара для отечественных серийных паровых турбин, например, К-310-23,5-3; Т-250/300-23,5; К-800-23,5 со сверхкритическими сопряженными начальными параметрами пара 240 ата/540°С/540°С применительно к парогенераторам двухконтурной атомной паротурбинной энергетической установки.

При этом на I-S диаграмме фиг.2 указаны следующие обозначения:

Qяp - тепло (удельное), подводимое к питательной воде второго контура в парогенераторах 4 от ядерного реактора 3;

Qп1 - тепло, подводимое к сжатому водяному пару 2-го контура от органического топлива пароперегревателя 16;

Qп2 - тепло, подводимое к водяному пару 2-го контура от промежуточного пароперегревателя 15;

Х - степень сухости водяного пара;

Qк - тепло, отдаваемое 2-ым контуром АЭУ в конденсаторе 23.

Кроме того, на диаграмме:

- используемый ныне в традиционных паротурбинных АЭС и АТЭЦ с легководными ядерными реакторами цикл ПТУ (его верхняя часть) представлен штрихпунктирной линией "a-f";

- вышеуказанный в прототипе известный термодинамический комбинированный цикл "огневого" перегрева пара без предварительного сжатия компрессором представлен на диаграмме пунктирной линией "a-h-f";

- предлагаемый по заявляемому изобретению термодинамический цикл повышения экономичности и мощности атомной паротурбинной энергетической установки представлен на диаграмме сплошными линиями "a-b-c-d-е-f″.

Из представленной на фиг.2 I-S диаграммы по увеличению площади замкнутого цикла работы АЭС или АТЭЦ, а также по существенному увеличению средней температуры подвода тепла к рабочему телу цикла наглядно видно, что предлагаемый способ производства электроэнергии и тепла на комбинированных энергоустановках заметно превосходит по экономичности и мощности традиционные и известные комбинированные АЭС (АТЭЦ).

Изображенный на фиг.3 вариант 2 исполнения атомной паротурбинной энергетической установки, реализуемой по заявляемому изобретению, преимущественно, для комбинированных атомных теплоэлектроцентралей (КАТЭЦ), имеет следующие основные отличия от варианта 1 исполнения энергоустановки, тепловая схема которой изображена на фиг.1.

В данном варианте исполнения энергоустановки вращение многоступенчатого политропного парового компрессора 7 выполнено с помощью дополнительной, преимущественно, серийной газотурбинной установки (ГТУ) 37, вращающей дополнительный электрогенератор 38 ( отечественные серийные ГТУ см. в журнале Теплоэнергетика, №9, 1992 г., стр.2-5). Для соединения-разъединения (вплоть на ходу) валов парового компрессора 7 и вала ГТУ 37 установлена соединительная муфта 39. ГТУ 37 устроена следующим образом. Выход всасывающего атмосферный воздух компрессора 40 соединен через запорное устройство 41 с обогреваемой стороной теплообменника-рекуператора 42, которая через запорное устройство (арматуру) 43 соединена с нагревателем ГТУ - камерой сгорания 44, куда одновременно через запорно-регулирующее устройство 45 направляется газообразное или жидкое органическое топливо. Кроме того, компрессор 40 и камера сгорания 44 соединены между собой обходящим теплообменник-рекуператор 42 байпасным трубопроводом с запорным устройством 46.

Выход нагретого рабочего тела ГТУ из камеры сгорания 44 соединен с газовой турбиной 47, приводящей в действие компрессоры 7 и 40, а также электрогенератор 38, который в режиме запуска ГТУ может работать в качестве пускового электродвигателя для указанных компрессоров и турбины. Для быстрого обеспечения электроэнергией аварийно обесточенных циркуляционных насосов 1 контура РУ газотурбинная установка 37 может быть также снабжена пусковым карбюраторным или дизельным двигателем внутреннего сгорания, который на чертежах не показан. Выход рабочего тела ГТУ 37 из газовой турбины 47 соединен со входом отработанного газа в греющую сторону теплообменника-рекуператора 42, выход газа из которой соединен с атмосферой. Для обеспечения передачи тепла потребителю от ГТУ 37 вход и выход газа из обогреваемой стороны теплообменника-рекуператора 42 присоединены через запорные органы 48, 49 к циркуляционному контуру потребителя тепла, включающему также сетевой циркуляционный насос 50 и дренажное запорное устройство 51.

Кроме того, в данном варианте исполнения ЭУ выход питательной воды из питательного клапана 31 соединен через запорный орган 52 со входом воды в обогреваемые стороны ПВД 27, 28, а также по байпасному трубопроводу 53 через запорное устройство 54 и обогреваемую сторону органического экономайзерного подогревателя 55 со входом питательной воды в обогреваемые стороны парогенераторов 4 ЭУ. При этом греющая сторона подогревателя 55 через запорно-регулирующее устройство 56 соединена с источником газообразного или жидкого органического топлива, а также с источником окислителя - атмосферного воздуха, например, с газодувкой, которая на черт. не показана.

Для обеспечения потребителя дополнительной тепловой энергией байпасный трубопровод 53 до его соединения с подогревателем 55 соединен через запорное устройство 57 с выходом питательной воды из по