RU2779216C1

RU2779216C1 - Method for operation of the npp power unit with a water-cooled power reactor at reduced loads

Info

Publication number: RU2779216C1
Application number: RU2022108493A
Authority: RU
Inventors: Эдик Койрунович Аракелян; Анатолий Александрович Косой; Юлия Юрьевна Ягупова
Filing date: 2022-03-30
Publication date: 2022-09-05

Abstract

FIELD: power engineering.

SUBSTANCE: invention relates to the field of power engineering, in particular to a method for operating a power unit of a nuclear power plant with a pressurized water power reactor at reduced loads, and can be used in the operation of power units of nuclear power plants with a pressurized water power reactor VVER-1000. In the method for operating a power unit at reduced loads, a power unit of a nuclear power plant with a pressurized water power reactor is used as a power unit, containing the first and second circuits of the power unit, which consists in transferring the second circuit of the power unit to sliding pressure by reducing the pressure of the feed water at the inlet to the steam generator and the steam pressure at the inlet into the steam turbine, a steam generator and a main circulation pump are used in the primary circuit path and equipment in the secondary circuit path, including a feed pump, at least one superheater, a separator and a multi-cylinder steam turbine, when the second circuit of the power unit is switched to sliding pressure, an additional heat exchanger is installed parallel to the steam generator, through which part of the circulating water of the primary circuit is directed, providing superheating of fresh steam at the outlet of the steam generator using the thermal power of the reactor released during its unloading at a constant temperature of coolant water at the outlet of the reactor, after which the outgoing flows of cooled water from the additional steam-water heat exchanger and circulation water at the outlet of the steam generator are mixed in the power unit primary circuit path to the main circulation pump.

EFFECT: improving the operational and environmental performance of power units with a water-cooled power reactor with a capacity of 440-1000 MW while improving the reliability of the operation of the flow path of the turbine of the NPP power unit.

3 cl, 1 dwg

Description

Изобретение относится к области энергетического машиностроения, в частности к способу работы энергоблока атомной электростанции (АЭС) с водо-водяным энергетическим реактором на пониженных нагрузках, и может быть использовано при эксплуатации энергоблоков АЭС с водо-водяным энергетическим реактором ВВЭР-1000.The invention relates to the field of power engineering, in particular to a method of operating a power unit of a nuclear power plant (NPP) with a pressurized water power reactor at reduced loads, and can be used in the operation of power units of NPP with a water-to-water power reactor VVER-1000.

Известен способ работы энергоблока тепловой электростанции на пониженных нагрузках, содержащего парогенератор, многоцилиндровую паровую турбину и турбопривод питательного насоса, заключающийся в разгружении парогенератора и паровой турбины путем снижения расхода питательной воды и пара на входе в паровую турбину при частично открытом дроссельном клапане или регулирующих клапанов, постоянном давлении питательной воды за питательным насосом и на входе в парогенератор и сниженным давлением пара на входе в паровую турбину (Аракелян Э.К, Ильин Е.Т., Рогалев Н.Д. «Режимы работы и эксплуатация ТЭС», М., Издательство МЭИ, 2021. Стр.140-148).A known method of operating the power unit of a thermal power plant at reduced loads, containing a steam generator, a multi-cylinder steam turbine and a feed pump turbo drive, which consists in unloading the steam generator and steam turbine by reducing the flow rate of feed water and steam at the inlet to the steam turbine with a partially open throttle valve or control valves, constant pressure of feed water behind the feed pump and at the inlet to the steam generator and reduced steam pressure at the inlet to the steam turbine (Arakelyan E.K., Ilyin E.T., Rogalev N.D. “Operating modes and operation of thermal power plants”, M., MPEI Publishing House , 2021. pp. 140-148).

Недостатком известного технического решения является снижение давления и температуры пара на входе в паровую турбину при дросселировании давления пара в частично открытых дроссельных или регулирующих клапанах, что приводит к снижению экономичности работы паровой турбины и энергоблока в целом.The disadvantage of the known technical solution is to reduce the pressure and temperature of the steam at the inlet to the steam turbine when throttling the steam pressure in partially open throttle or control valves, which leads to a decrease in the efficiency of the steam turbine and the power unit as a whole.

Наиболее близким по технической сущности к предлагаемому изобретению является способ работы энергоблока на пониженных нагрузках, заключающийся в переводе энергоблока на скользящее давление путем снижения давления питательной воды и давления пара на входе в паровую турбину при полностью открытых регулирующих клапанах и постоянной температуре пара на входе в паровую турбину, использовании в составе энергоблока главного питательного насоса и оборудования в тракте паровой турбины, (Цыпин Александр Владимирович «Выбор оптимальных параметров и автоматизация режима скользящего давления мощных энергоблоков». Автореферат дисс.конд. техн. наук,, М.: МЭИ, 2005, 20 с.).The closest in technical essence to the proposed invention is a method of operating a power unit at reduced loads, which consists in transferring the power unit to sliding pressure by reducing the feed water pressure and steam pressure at the steam turbine inlet with fully open control valves and a constant steam temperature at the steam turbine inlet , the use of the main feed pump and equipment in the steam turbine path as part of the power unit, (Alexander Vladimirovich Tsypin "The choice of optimal parameters and automation of the sliding pressure mode of powerful power units". Abstract of diss. With.).

Особенностью известного технического решения является перевод энергоблока на скользящее давление путем полного открытия регулирующих клапанов паровой турбины для снижения давления питательной воды, а также давления пара на входе в паровую турбину на уровне, пропорционально изменению расхода пара на турбину при постоянной температуре пара на входе в паровую турбину. К недостаткам известного способа следует отнести нарушение функционирования автоматической системы регулирования частоты вращения паровой турбины при полностью открытых регулирующих клапанах.A feature of the known technical solution is the transfer of the power unit to sliding pressure by fully opening the control valves of the steam turbine to reduce the feed water pressure, as well as the steam pressure at the inlet to the steam turbine at a level proportional to the change in steam flow to the turbine at a constant steam temperature at the inlet to the steam turbine . The disadvantages of the known method include a violation of the functioning of the automatic system for controlling the speed of the steam turbine when the control valves are fully open.

Технической задачей предлагаемого изобретения является повышение экономичности и улучшение маневренных качеств энергоблоков АЭС с водо-водяным энергетическим реактором при пониженных нагрузках.The technical objective of the invention is to increase the efficiency and improve the maneuverability of NPP power units with a water-cooled power reactor at reduced loads.

Технический результат изобретения заключается в улучшении эксплуатационных и экологических показателей энергоблоков с водо-водяным энергетическим реактором мощностью 440-1000 МВт при одновременном повышении надежности работы проточной части турбины энергоблока АЭС.The technical result of the invention is to improve the operational and environmental performance of power units with a pressurized water power reactor with a capacity of 440-1000 MW while improving the reliability of the flow path of the turbine of the NPP power unit.

Указанный технический результат достигается тем, что в способе работы энергоблока на пониженных нагрузках в качестве энергоблока используют энергоблок АЭС с водо-водяным энергетическим реактором, содержащий первый и второй контуры энергоблока, переводят второй контур энергоблока на скользящее давление путем снижения давления питательной воды на входе в парогенератор и давления пара на входе в паровую турбину, используют в составе энергоблока водо-водяной энергетический реактор, парогенератор и главный циркуляционный насос в тракте первого контура, и оборудование в тракте второго контура, включающего питательный насос, по крайней мере, один пароперегреватель, сепаратор и многоцилиндровую паровую турбину, при переводе второго контура энергоблока на скользящее давление параллельно парогенератору устанавливают дополнительный паро-водяной теплообменник, через который направляют часть циркуляционной воды первого контура, обеспечивая перегрев свежего пара на выходе из парогенератора с использованием тепловой мощности реактора, освободившейся при его разгрузке при постоянной температуре циркуляционной воды на выходе из реактора, после чего смешивают уходящие потоки охлажденной воды из дополнительного паро-водяного теплообменника и циркуляционной воды на выходе из парогенератора в тракте первого контура энергоблока до главного циркуляционного насоса.The specified technical result is achieved by the fact that in the method of operating the power unit at reduced loads, a power unit of a nuclear power plant with a water-cooled power reactor is used as a power unit, containing the first and second circuits of the power unit, the second circuit of the power unit is transferred to a sliding pressure by reducing the pressure of the feed water at the inlet to the steam generator and steam pressure at the inlet to the steam turbine, use as part of the power unit a pressurized water power reactor, a steam generator and a main circulation pump in the primary circuit path, and equipment in the secondary circuit path, including a feed pump, at least one superheater, a separator and a multi-cylinder steam turbine, when the second circuit of the power unit is switched to sliding pressure, an additional steam-water heat exchanger is installed parallel to the steam generator, through which a part of the circulation water of the primary circuit is directed, providing overheating of fresh steam at the outlet of the steam generator using the thermal power of the reactor released during its unloading at a constant temperature of the circulating water at the outlet of the reactor, after which the outgoing flows of cooled water from the additional steam-water heat exchanger and circulating water at the outlet of the steam generator are mixed in the tract of the primary circuit of the power unit to the main circulation pump.

Кроме того, через дополнительный паро-водяной теплообменник можно направлять 3-12% от общего расхода циркуляционной воды первого контура.In addition, 3-12% of the total flow rate of the circulating water of the primary circuit can be directed through an additional steam-water heat exchanger.

Кроме того, свежий пар на выходе из парогенератора можно перегревать до температуры циркуляционной воды первого контура.In addition, fresh steam at the outlet of the steam generator can be superheated to the temperature of the primary circulating water.

Сущность изобретения поясняется чертежом, на котором показана блок-схема энергоблока АЭС с водо-водяным энергетическим реактором.The essence of the invention is illustrated in the drawing, which shows a block diagram of a nuclear power plant with a water-cooled power reactor.

Блок-схема энергоблока АЭС с водо-водяным энергетическим реактором содержит в тракте первого контура энергетический реактор 1, парогенератор 2, сепаратор 3, главный циркуляционный насос 4 и пароводяной теплообменник 5, установленный параллельно парогенератору 2 с возможностью направления части циркуляционной воды первого контура в теплообменник 5 через регулирующий клапан 6 и дроссель клапан 7. В состав второго контура энергоблока АЭС с водо-водяным энергетическим реактором по ходу теплоносителя входят питательный насос 8 с турбинным приводом 9, теплообменные элементы парогенератора 2, сепаратора 3 и паро-водяного теплообменника 5, дроссель клапан 10 и дополнительная паровая задвижка 11, пароперегреватель 12 и сепаратор 13, многоцилиндровая паровая турбина 14, нагруженная на электрогенератор 15. Конденсатор, дополнительные регулируемые клапаны и задвижки, средства контроля параметров рабочей среды и блок управления энергоблоком не показаны.The block diagram of a NPP power unit with a water-cooled power reactor contains in the primary circuit path a power reactor 1, a steam generator 2, a separator 3, a main circulation pump 4 and a steam-to-water heat exchanger 5 installed in parallel with the steam generator 2 with the possibility of directing part of the primary circuit circulating water to the heat exchanger 5 through the control valve 6 and the throttle valve 7. The composition of the second circuit of the NPP power unit with a pressurized water power reactor along the coolant flow includes a feed pump 8 with a turbine drive 9, heat exchange elements of the steam generator 2, separator 3 and steam-water heat exchanger 5, throttle valve 10 and an additional steam valve 11, a superheater 12 and a separator 13, a multi-cylinder steam turbine 14 loaded on an electric generator 15. The condenser, additional adjustable valves and valves, means for controlling the parameters of the working environment and the power unit control unit are not shown.

Способ работы энергоблока АЭС с водо-водяным энергетическим реактором на пониженных нагрузках осуществляют следующим образом.The method of operation of the NPP power unit with a water-cooled power reactor at reduced loads is carried out as follows.

В соответствии с изобретательским замыслом в предложенном способе работы энергоблока АЭС с водо-водяным энергетическим реактором 1 на пониженных нагрузках достижение технического результата обеспечивается переводом второго контура энергоблока на скользящее давление путем снижения давления питательной воды на входе в парогенератор 2 и давления пара на входе в ЦВД паровой турбины 14. Особенность предложенного способа работы энергоблока АЭС заключается в том, что предварительно повышают температуру пара за парогенератором 2 с использованием тепловой мощности реактора 1, освободившейся при его разгрузке, путем направления части циркуляционной воды первого контура, через установленный параллельно парогенератору 2 дополнительный пароводяной теплообменник 5. Указанный теплообменник обеспечивает перегрев свежего пара на выходе из сепаратора 3 парогенератора 2 с использованием тепловой мощности реактора 1, после чего смешивают уходящие потоки охлажденной воды из дополнительного паро-водяного теплообменника 5 и циркуляционной воды на выходе из парогенератора 2 в тракте первого контура энергоблока до главного циркуляционного насоса 4. При работе энергоблока на заданной частичной нагрузке реактора 1 главный циркуляционный насос 4 перекачивает соответствующий расход циркуляционный воды первого контура через парогенератор 2, а охлажденная циркуляционная вода возвращается в обратно в реактор 1. Часть циркуляционной воды при открытых регулирующем клапане 6 и дроссель клапане 7 подается через паро-водяной теплообменник 5 в линию обратной циркуляционной воды после парогенератора 2, при этом с помощью дроссель клапана 7 создается соответствующее давление сбрасываемой воды. Питательная вода второго контура энергоблока подается питательным насосом 8 в парогенератор 2, где нагревается до температуры насыщения. Образовавшийся насыщенный пар с температурой насыщения проходит через сепаратор 3, поступает в дополнительный пароводяной теплообменник 5, перегревается и через полностью открытый дроссель клапан 10 поступает в паровую турбину 14, а небольшая часть пара при открытом клапане 11 поступает в промежуточный пароперегреватель 12, куда поступает и отработавший в цилиндре высокого давления пар через сепаратор 13. Отработавший в паровой турбине пар сбрасывается в конденсатор, где конденсируется, конденсат через регенеративные подогреватели (не показаны) и питательный насос 8 возвращается в парогенератор 2, замыкая тепловой цикл энергоблока.In accordance with the inventive concept in the proposed method of operating the NPP power unit with a water-cooled power reactor 1 at reduced loads, the achievement of the technical result is ensured by transferring the second circuit of the power unit to sliding pressure by reducing the feed water pressure at the inlet to the steam generator 2 and the steam pressure at the inlet to the HPC steam turbines 14. A feature of the proposed method of operation of the NPP power unit is that the steam temperature after the steam generator 2 is preliminarily increased using the thermal power of the reactor 1 released during its unloading, by directing part of the circulation water of the primary circuit through an additional steam-water heat exchanger 5 installed in parallel with the steam generator 2 The specified heat exchanger provides overheating of fresh steam at the outlet of the separator 3 of the steam generator 2 using the thermal power of the reactor 1, after which the outgoing streams of chilled water are mixed from the additional steam-water heat exchanger 5 and circulating water at the outlet of the steam generator 2 in the path of the primary circuit of the power unit to the main circulation pump 4. When the power unit is operating at a given partial load of the reactor 1, the main circulation pump 4 pumps the corresponding flow rate of the circulating water of the primary circuit through the steam generator 2, and the cooled circulating water returns back to the reactor 1. Part of the circulation water with the control valve 6 and throttle valve 7 open is fed through the steam-water heat exchanger 5 to the return circulation water line after the steam generator 2, while using the throttle valve 7, the corresponding pressure of the discharged water is created. The feed water of the second circuit of the power unit is supplied by the feed pump 8 to the steam generator 2, where it is heated to saturation temperature. The resulting saturated steam with saturation temperature passes through the separator 3, enters the additional steam-water heat exchanger 5, overheats and valve 10 enters the steam turbine 14 through a fully open throttle, and a small part of the steam, with the valve 11 open, enters the intermediate superheater 12, where the spent in the high-pressure cylinder, steam through separator 13. The steam exhausted in the steam turbine is discharged into the condenser, where it is condensed, the condensate through regenerative heaters (not shown) and the feed pump 8 returns to the steam generator 2, closing the thermal cycle of the power unit.

В соответствии с предложенным способом работы энергоблока АЭС на пониженных нагрузках перевод второго контура энергоблока на скользящее давление осуществляют с использованием дополнительного паро-водяного теплообменника, установленного параллельно парогенератору. Через паро-водяной теплообменник, выполняющий функцию дополнительного пароперегревателя, направляют часть циркуляционной воды первого контура, составляющую 3-12% от его общего расхода. Указанное численное значение части циркуляционной воды определено в результате проведенных авторами теоретических и экспериментальных исследований, подтверждающих необходимое значение перегрева свежего пара на выходе из парогенератора с использованием тепловой мощности реактора, освободившейся при его разгрузке. Предыдущие операции по реализации способа и последующие операции смешивания уходящих потоков охлажденной воды из дополнительного паро-водяного теплообменника и циркуляционной воды на выходе из парогенератора в тракте первого контура энергоблока до главного циркуляционного насоса обеспечивают достижение указанного технического результата, заключающегося в улучшении эксплуатационных и экологических показателей энергоблоков с водо-водяным энергетическим реактором мощностью 440-1000 МВт при одновременном повышении надежности работы проточной части турбины энергоблока АЭС. Наличие дополнительного паро-водяного теплообменника, установленного параллельно парогенератору, дает возможность регулирования температуры острого пара за теплообменником и на входе в паровую турбину путем изменения указанной части расхода части циркуляционной воды первого контура реактора. Это, в свою очередь, обеспечивает возможность надежного регулирования частоты вращения паровой турбины при ее работе на скользящем давлении при наличии внутренних и внешних возмущений, связанных с изменением ее частоты вращения.In accordance with the proposed method of operating the NPP power unit at reduced loads, the transfer of the second circuit of the power unit to sliding pressure is carried out using an additional steam-water heat exchanger installed in parallel with the steam generator. Through the steam-water heat exchanger, which performs the function of an additional superheater, a part of the circulation water of the primary circuit is sent, which is 3-12% of its total flow. The indicated numerical value of the part of the circulating water was determined as a result of theoretical and experimental studies carried out by the authors, confirming the required value of live steam overheating at the outlet of the steam generator using the thermal power of the reactor released during its unloading. The previous operations for the implementation of the method and subsequent operations for mixing the outgoing streams of chilled water from the additional steam-water heat exchanger and circulating water at the outlet of the steam generator in the tract of the primary circuit of the power unit to the main circulation pump ensure the achievement of the specified technical result, which consists in improving the operational and environmental performance of power units with water-cooled power reactor with a capacity of 440-1000 MW while improving the reliability of the operation of the flow path of the turbine of the NPP power unit. The presence of an additional steam-water heat exchanger installed in parallel with the steam generator makes it possible to control the temperature of live steam behind the heat exchanger and at the inlet to the steam turbine by changing the specified part of the flow rate of part of the circulating water of the primary circuit of the reactor. This, in turn, makes it possible to reliably control the rotational speed of the steam turbine when it operates at sliding pressure in the presence of internal and external disturbances associated with a change in its rotational speed.

Согласно расчетам, проведенным в исследовательском центре МЭИ, при работе энергоблока АЭС в условиях пониженных нагрузок расход циркуляционной воды первого контура, направленной через установленный дополнительный паро-водяной теплообменник, не может быть снижен менее 3% от общего расхода циркуляционной воды первого контура и не должен превышать 12% ее общего расхода из-за ограничений, связанных с обеспечением надежности функционирования водо-водяного энергетического реактора на указанные параметры энергоблока АЭС.According to the calculations carried out at the MPEI research center, when the NPP power unit is operating under reduced load conditions, the flow rate of the primary circuit circulating water, directed through the installed additional steam-water heat exchanger, cannot be reduced by less than 3% of the total flow rate of the primary circuit circulating water and should not exceed 12% of its total consumption due to restrictions associated with ensuring the reliability of the operation of a water-cooled power reactor for the specified parameters of the NPP power unit.

В свою очередь, перегрев свежего пара на выходе из парогенератора до температуры циркуляционной воды первого контура, согласно расчетам, целесообразно выполнять в диапазоне температур, который обеспечивает достижение технического результата в переходных режимах работы энергоблока АЭС с нестационарными нагрузками и частичной мощностью в диапазоне 0,7-1,0 от номинальной. К основным составляющим экономического эффекта и технического результата энергоблоков АЭС с водо-водяным энергетическим реактором при работе на пониженных нагрузках можно отнести: повышение КПД проточной части паровой турбины за счет снижения влажности пара по всей проточной части; относительное увеличение выработки мощности энергоблока; уменьшение мощности привода питательного насоса; повышение надежности работы последних ступеней паровой турбины и повышение эксплуатационной надежности толстостенных элементов основного и вспомогательного оборудования энергоблока АЭС.In turn, overheating of live steam at the outlet of the steam generator to the temperature of the circulation water of the primary circuit, according to calculations, it is advisable to perform in the temperature range that ensures the achievement of the technical result in transient operating modes of the NPP power unit with non-stationary loads and partial power in the range of 0.7- 1.0 from nominal. The main components of the economic effect and the technical result of NPP power units with a water-cooled power reactor when operating at low loads include: increasing the efficiency of the steam turbine flow path by reducing steam moisture throughout the flow path; relative increase in power generation of the power unit; reduction of feed pump drive power; increasing the reliability of the last stages of the steam turbine and increasing the operational reliability of thick-walled elements of the main and auxiliary equipment of the NPP power unit.

Использование предложенного способа работы энергоблока АЭС с водо-водяным энергетическим реактором на пониженных нагрузках позволяет улучшить эксплуатационные и экологические показатели энергоблоков с водо-водяным энергетическим реактором мощностью 440-1000 МВт при одновременном повышении надежности работы проточной части турбины энергоблока АЭС.The use of the proposed method for operating a NPP power unit with a water-cooled power reactor at reduced loads makes it possible to improve the operational and environmental performance of power units with a water-cooled power reactor with a capacity of 440-1000 MW while increasing the reliability of the operation of the flow path of the NPP power unit turbine.

Claims

1. Способ работы энергоблока на пониженных нагрузках, содержащего парогенератор, многоцилиндровую паровую турбину и турбопривод питательного насоса, заключающийся в переводе энергоблока на скользящее давление путем снижения давления питательной воды и давления пара на входе в паровую турбину при полностью открытых регулирующих клапанах и постоянной температуре пара на входе в паровую турбину, использовании в составе энергоблока главного питательного насоса и оборудования в тракте паровой турбины, отличающийся тем, что в качестве энергоблока используют энергоблок АЭС с водо-водяным энергетическим реактором, содержащий первый и второй контуры энергоблока, при переводе второго контура энергоблока на скользящее давление параллельно парогенератору устанавливают дополнительный пароводяной теплообменник, через который направляют часть циркуляционной воды первого контура, обеспечивая перегрев свежего пара на выходе из парогенератора с использованием тепловой мощности реактора, освободившейся при его разгрузке при постоянной температуре циркуляционной воды на выходе из реактора, после чего смешивают уходящие потоки охлажденной воды из дополнительного пароводяного теплообменника и циркуляционной воды на выходе из парогенератора в тракте первого контура энергоблока до главного циркуляционного насоса.1. A method for operating a power unit at reduced loads, containing a steam generator, a multi-cylinder steam turbine and a feed pump turbo drive, which consists in transferring the power unit to sliding pressure by reducing the feed water pressure and steam pressure at the steam turbine inlet with fully open control valves and a constant steam temperature by at the entrance to the steam turbine, the use of the main feed pump and equipment in the steam turbine path as part of the power unit, characterized in that the power unit is used as a power unit of a nuclear power plant with a pressurized water power reactor, containing the first and second circuits of the power unit, when the second circuit of the power unit is switched to a sliding pressure parallel to the steam generator, an additional steam-to-water heat exchanger is installed, through which a part of the circulating water of the primary circuit is directed, providing superheating of fresh steam at the outlet of the steam generator using the thermal power of the reactor released by the during its unloading at a constant temperature of the circulating water at the outlet of the reactor, after which the outgoing flows of cooled water from the additional steam-water heat exchanger and circulating water at the outlet of the steam generator are mixed in the tract of the primary circuit of the power unit to the main circulation pump.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что через дополнительный пароводяной теплообменник направляют 3-12% от общего расхода циркуляционной воды первого контура.2. The method according to p. 1, characterized in that 3-12% of the total flow rate of the circulating water of the primary circuit is sent through an additional steam-water heat exchanger.

3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что свежий пар на выходе из парогенератора перегревают до температуры циркуляционной воды первого контура.3. The method according to p. 1, characterized in that the fresh steam at the outlet of the steam generator is superheated to the temperature of the circulating water of the primary circuit.