WO2014204347A1 - Hybrid atomic power station - Google Patents

Hybrid atomic power station Download PDF

Info

Publication number
WO2014204347A1
WO2014204347A1 PCT/RU2014/000387 RU2014000387W WO2014204347A1 WO 2014204347 A1 WO2014204347 A1 WO 2014204347A1 RU 2014000387 W RU2014000387 W RU 2014000387W WO 2014204347 A1 WO2014204347 A1 WO 2014204347A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
steam
reactor
superheater
nuclear reactor
additional
Prior art date
Application number
PCT/RU2014/000387
Other languages
French (fr)
Russian (ru)
Inventor
Виктор Николаевич ИВАНЮК
Андрей Викторович ИВАНЮК
Original Assignee
Ivanuk Viktor Nikolaevich
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Ivanuk Viktor Nikolaevich filed Critical Ivanuk Viktor Nikolaevich
Publication of WO2014204347A1 publication Critical patent/WO2014204347A1/en

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D5/00—Arrangements of reactor and engine in which reactor-produced heat is converted into mechanical energy
    • G21D5/04—Reactor and engine not structurally combined
    • G21D5/08—Reactor and engine not structurally combined with engine working medium heated in a heat exchanger by the reactor coolant
    • G21D5/12—Liquid working medium vaporised by reactor coolant
    • G21D5/16—Liquid working medium vaporised by reactor coolant superheated by separate heat source
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F01—MACHINES OR ENGINES IN GENERAL; ENGINE PLANTS IN GENERAL; STEAM ENGINES
    • F01K—STEAM ENGINE PLANTS; STEAM ACCUMULATORS; ENGINE PLANTS NOT OTHERWISE PROVIDED FOR; ENGINES USING SPECIAL WORKING FLUIDS OR CYCLES
    • F01K7/00—Steam engine plants characterised by the use of specific types of engine; Plants or engines characterised by their use of special steam systems, cycles or processes; Control means specially adapted for such systems, cycles or processes; Use of withdrawn or exhaust steam for feed-water heating
    • F01K7/16—Steam engine plants characterised by the use of specific types of engine; Plants or engines characterised by their use of special steam systems, cycles or processes; Control means specially adapted for such systems, cycles or processes; Use of withdrawn or exhaust steam for feed-water heating the engines being only of turbine type
    • F01K7/22—Steam engine plants characterised by the use of specific types of engine; Plants or engines characterised by their use of special steam systems, cycles or processes; Control means specially adapted for such systems, cycles or processes; Use of withdrawn or exhaust steam for feed-water heating the engines being only of turbine type the turbines having inter-stage steam heating
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F01—MACHINES OR ENGINES IN GENERAL; ENGINE PLANTS IN GENERAL; STEAM ENGINES
    • F01K—STEAM ENGINE PLANTS; STEAM ACCUMULATORS; ENGINE PLANTS NOT OTHERWISE PROVIDED FOR; ENGINES USING SPECIAL WORKING FLUIDS OR CYCLES
    • F01K7/00—Steam engine plants characterised by the use of specific types of engine; Plants or engines characterised by their use of special steam systems, cycles or processes; Control means specially adapted for such systems, cycles or processes; Use of withdrawn or exhaust steam for feed-water heating
    • F01K7/34—Steam engine plants characterised by the use of specific types of engine; Plants or engines characterised by their use of special steam systems, cycles or processes; Control means specially adapted for such systems, cycles or processes; Use of withdrawn or exhaust steam for feed-water heating the engines being of extraction or non-condensing type; Use of steam for feed-water heating
    • F01K7/40—Use of two or more feed-water heaters in series
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22—STEAM GENERATION
    • F22G—SUPERHEATING OF STEAM
    • F22G1/00—Steam superheating characterised by heating method
    • F22G1/16—Steam superheating characterised by heating method by using a separate heat source independent from heat supply of the steam boiler, e.g. by electricity, by auxiliary combustion of fuel oil
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin

Definitions

  • the proposed technical solution relates to the field of heat engineering, namely to nuclear energy, and can be used mainly in the creation or modernization of nuclear power plants (NPPs).
  • NPPs nuclear power plants
  • a well-known solution to the device of a dual-circuit nuclear power plant contains in series connected reactor 1, reactor steam generator 2, circulation pump 3, and also a turbine, consisting of a high-temperature high pressure cylinder 4, medium pressure cylinder 5 and low pressure cylinder 6, connected to a generator 7 by a shaft, a condenser 8, a feed pump 9, a boiler a superheater 10, an independent source of thermal energy 1 1, an air heater 12, a fan 13 connected to it.
  • the first input of the boiler-superheater 10 is connected in a couple to the output of the steam generator 2, and the output of the superheater in a couple - with the entrance to the high-temperature high-pressure cylinder 4.
  • the second output of the superheater boiler 10 for combustion products is connected to the other inlet of the air heater 12, the second inlet of the superheater boiler 10 is connected to an independent heat source 11, its third air inlet is with the outlet of the air heater 12.
  • a disadvantage of the known design is the use of fossil fuels or hydrogen as an independent source of thermal energy, which is burned in a superheater, which entails the following consequences:
  • the proposed technical solution aims to significantly increase the efficiency of nuclear power plants at minimal additional cost, while maintaining environmental friendliness and fire and explosion safety of the plant,
  • the proposed design contains a nuclear reactor with thermal neutrons, a steam generator and a steam turbine unit operating on an electric generator.
  • the difference of the proposed technical solution lies in the fact that an additional second nuclear reactor is introduced, connected to the superheater on its heating side, the input of the superheater on the heated side is connected to the output of the steam generator, and the output is connected to the input of the steam turbine unit.
  • the problem is solved by the proposed set of essential features, namely the inclusion of an additional nuclear reactor as a source of high potential energy to increase the parameters of the steam of the main nuclear reactor through a superheater.
  • a water-water nuclear reactor can be used as the main one, and a thermal neutron reactor, but with a non-aqueous moderator, for example graphite, can be used as an additional one, since it can also increase the parameters of sharp steam in front of the turbine.
  • a non-aqueous moderator for example graphite
  • an additional (intermediate) circuit can be introduced, consisting of a steam generator connected in series, an intermediate circuit superheater on the heated side, on the heating side — a condenser-steam generator and a pump.
  • a condenser-steam generator on the heated side and a superheater of the main circuit on the heated side, the output of which is connected to the input of the turbogenerator.
  • the heating side of the superheater of the main circuit is connected by an input to the output of the additional nuclear reactor, and by the output to the input of the superheater of the intermediate circuit, the output of which through the pump is connected to the input of the additional nuclear reactor.
  • Figure 1 presents the thermal diagram of the device of a dual-circuit nuclear power plant of the prototype according to the patent of the Russian Federation N ° 2335641.
  • Figure 2 presents a diagram of the proposed hybrid nuclear power plant
  • the thermal-neutron nuclear water-water reactor 1 is connected to the steam generator 2 through the circulation pump 3.
  • the output of the steam generator 2 on the heated side is connected to the input of the superheater 5 on the heated side, to which is connected on the heating side additional nuclear reactor 4, for example, fast neutrons.
  • the output of the superheater on the heated side is connected to the input of the turbogenerator 7.
  • the proposed scheme of a hybrid nuclear power plant works as follows: saturated or slightly superheated steam is formed in the steam generator 2 due to the energy of the nuclear reactor 1, which is then supplied through the steam pipe to the superheater 5, powered by the energy of the second nuclear reactor 4. After the superheater 5, the superheated steam is fed through the steam pipe fed to the input of the turbogenerator 7.
  • the capacities of the reactor plants are selected according to the steam-condensate scheme in proportion to the amount of thermal energy required for vaporization by the main nuclear reactor and superheating by an additional nuclear reactor.
  • the main VVER-1000 nuclear reactor with parameters: thermal power — 3000 MW, electric power — 1000 MW, efficiency — 33%, outlet temperature — 274 ° C, steam pressure in the steam generator — 6 MPa, feed temperature steam generator water - 220 ° C.
  • the thermal power of the additional nuclear reactor is approximately 26% of the total capacity of the proposed hybrid nuclear power plant.
  • the efficiency of this proposed installation (figure 2) will be 40.5%, and the electric power, respectively, 1638 MW.
  • the efficiency of a separate nuclear power plant with a BREST reactor installation is 43%. With a thermal capacity of 1,046 MW, the electrical capacity would be 450 MW.
  • a separate NPP with VVER, as shown above, is 1000 MW. Consequently, the total power during operation of separate nuclear power plants at the reactors used is 1,450 MW, that is, 188 MW less than the proposed hybrid nuclear power plant. Therefore, the proposed technical solution with an additional nuclear reactor allows to increase the electric power of nuclear power plants by 13% compared with the total electric power of two nuclear power plants, performed separately at the mentioned reactors.
  • the considered technical solution uses well-known nuclear reactors and represents a specific scheme for their joint inclusion, the implementation of which allows us to bring the steam produced by two reactors to parameters providing a higher efficiency than the average efficiency when two nuclear power plants operate independently of each other.
  • turbogenerator should have a greater capacity than the sum of the capacities of two independent turbine generators with separate NPPs on the same reactors.
  • the second condensate-feed path is completely eliminated.
  • the proposed solution does not contain a boiler superheater 10, in which the “independent source of thermal energy” 1 1 is burned, and also does not contain equipment for a more efficient combustion process, in particular, fan 13 and air heater 12 (see. one).
  • the efficiency of a hybrid nuclear power plant can be increased to the level of nuclear power plants with a fast fast neutron reactor (for example, up to 43%). To do this, it is necessary to supply steam to the turbogenerator 7 at the pressure of the second nuclear installation, and not the first, as in the previous embodiment.
  • FIG.3 presents a variant with an intermediate circuit, where:
  • the main nuclear reactor 1 is connected to the steam generator 2 through the feed pump 3.
  • the steam from the steam generator 2 on the heated side enters the superheater of the intermediate circuit 17 on the heated side, connected on the heating side to the additional nuclear reactor 4.
  • the steam is fed to the condenser the steam generator 16 and after energy transfer and condensation therein by the feed pump of the intermediate circuit 18, condensate is fed back to the steam generator 2 of the main nuclear reactor 1.
  • the steam generator is converted into a saturated or slightly superheated high-pressure steam and is supplied through the steam line to the superheater of the main circuit 5.
  • the steam After the steam is overheated, it is supplied to the input of the turbogenerator 7.
  • the coolant from the additional reactor 4 sequentially heats the first superheater 5 of the main circuit, and then the superheater 17 of the intermediate circuit and the feed pump 6 returns to an additional nuclear reactor 4.
  • the efficiency of the hybrid nuclear power plant according to this embodiment of the technical solution at a vapor pressure of 25 MPa (FIG. 3) will be 43%.
  • h 2 will be 3253 kJ / kg.
  • the required power of the second reactor will be equal to:
  • the proposed scheme for switching on an additional reactor allows, in addition to increasing efficiency, additional advantages, namely: the organization of a closed nuclear cycle, including the parallel operation of nuclear installations, both on thermal and fast neutrons.

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Combustion & Propulsion (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Engine Equipment That Uses Special Cycles (AREA)
  • Control Of Turbines (AREA)

Abstract

The invention relates to the field of heat engineering, specifically to atomic power engineering. The hybrid atomic station comprises a thermal-neutron nuclear reactor, a reactor steam generator and a steam-turbine plant, which operates using a generator. The novel feature consists in the inclusion of an additional nuclear reactor as source of superheating, which additional nuclear reactor is connected to a steam superheater on its heating side, wherein the inlet of the steam superheater on the heated side is connected to the outlet of the steam generator, and the outlet is connected to the inlet of the steam-turbine plant. It is recommended that the additional nuclear reactor used is a fast-neutron reactor or a thermal-neutron reactor, but with a nonaqueous moderator, for example graphite, and also that the main nuclear reactor used is a water-cooled reactor. As a variant, for an even greater increase in efficiency by virtue of increasing the pressure of live steam, it is possible to introduce an additional (intermediate) circuit consisting of, connected in series, a steam generator, an intermediate-circuit steam superheater on the heated side, and a condenser/steam generator and pump on the heating side. Furthermore, in the main circuit, downstream of the high-pressure heater, there are mounted, connected in series, a condenser/steam generator on the heated side and a main-circuit steam superheater on the heated side, the outlet of which is connected to the inlet of a turbogenerator. The invention can be used in the production of novel atomic power stations with the aim of increasing the effective power thereof.

Description

ГИБРИДНАЯ АТОМНАЯ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ  HYBRID NUCLEAR POWER PLANT
ОБЛАСТЬ ТЕХНИКИ  FIELD OF TECHNOLOGY
Предлагаемое техническое решение относится к области теплотехники, а именно к атомной энергетике, и может быть использовано преимущественно при создании или модернизации атомных электростанций (АЭС).  The proposed technical solution relates to the field of heat engineering, namely to nuclear energy, and can be used mainly in the creation or modernization of nuclear power plants (NPPs).
ПРЕДШЕСТВУЮЩИЙ УРОВЕНЬ ТЕХНИКИ  BACKGROUND OF THE INVENTION
Известны АЭС с водо-водяными реакторами на тепловых нейтронах (Маргулова Т.Х., Атомные электрические станции, 5-изд. М: МЭИ, 1994, стр. 21). АЭС такого типа не могут производить пар с высокой температурой и давлением, близким к параметрам, достигнутым в традиционной энергетике на органическом топливе. Параметры таких станций обычно не превышают 330°С и 7,0 МПа, а в обычной энергетике эти параметры уже достигли 560°С и 25,0 Па.  Known nuclear power plants with pressurized thermal neutron reactors (Margulova T.Kh., Nuclear Power Plants, 5th ed. M: MEI, 1994, p. 21). Nuclear power plants of this type cannot produce steam with a high temperature and pressure close to the parameters achieved in traditional fossil fuels. The parameters of such stations usually do not exceed 330 ° C and 7.0 MPa, and in ordinary energy these parameters have already reached 560 ° C and 25.0 Pa.
КПД соответственно до 35% у водо-водяных АЭС и до 46% у теплоэлектростанций (ТЭС).  Efficiency, respectively, up to 35% at water-cooled nuclear power plants and up to 46% at thermal power plants (TPPs).
Известны предложения использования тепловой энергии внешнего источника для перегрева пара на атомных станциях.  Known proposals for the use of thermal energy from an external source for superheating steam at nuclear plants.
Известны устройства пароперегрева с помощью сжигания водорода (патенты РФ J a 2427048 от 20.08.2011г. и J a 1083668 от 10.06.1999г). Однако отсутствие решений по источникам многотоннажного производства и снабжения данного нераспространенного вида топлива, а также применение на объекте использования атомной энергии взрывоопасного водорода не позволяет реализовать эти технические решения.  Known devices for superheating by burning hydrogen (RF patents J a 2427048 from 08/20/2011 and J a 1083668 from 10.06.1999). However, the lack of solutions for the sources of large-tonnage production and supply of this uncommon type of fuel, as well as the use of explosive hydrogen at the facility for using atomic energy, does not allow implementing these technical solutions.
Известны устройства пароперегрева для атомных станций с использованием энергии сжигания органического топлива, в частности с использованием энергии отходящих газов газовых турбин (патенты РФ N° 2328045 от 27.06.2008 г. и Jfe 1428078 от 10.09.1999 г.). Однако применение газовых турбин, имеющих ограниченный ресурсный потенциал, в паре с мощными энергоблоками атомных станций, работающих в базовом режиме, приведет к снижению коэффициента использования установленной мощности объединенной установки.  Known steam superheaters for nuclear plants using the energy of burning fossil fuels, in particular using the energy of the exhaust gases of gas turbines (RF patents N ° 2328045 from 06/27/2008 and Jfe 1428078 from 09/10/1999). However, the use of gas turbines with limited resource potential, coupled with powerful nuclear power units operating in the basic mode, will lead to a decrease in the utilization factor of the installed capacity of the combined installation.
Наиболее близким к предлагаемому техническому решению является устройство, описанное в патенте РФ N° 2335641 от 17.08.2006 г. Известное решение устройства двухконтурной атомной электростанции (фиг. 1) содержит последовательно соединенные реактор 1, реакторный парогенератор 2, циркуляционный насос 3, а также турбину, состоящую из высокотемпературного цилиндра высокого давления 4, цилиндра среднего давления 5 и цилиндра низкого давления 6, валом соединенных с генератором 7, конденсатор 8, питательный насос 9, котел-пароперегреватель 10, независимый источник тепловой энергии 1 1, воздухоподогреватель 12, подключенный к нему вентилятор 13. При этом первый вход котла-пароперегревателя 10 по пару соединен с выходом парогенератора 2, а выход пароперегревателя по пару— с входом в высокотемпературный цилиндр высокого давления 4. Второй выход котла-пароперегревателя 10 по продуктам сгорания соединен с другим входом воздухоподогревателя 12, второй вход котла перегревателя 10 соединен с независимым источником тепловой энергии 11 , третий его вход по воздуху— с выходом воздухоподогревателя 12. Closest to the proposed technical solution is the device described in the patent of the Russian Federation N ° 2335641 from 08/17/2006. A well-known solution to the device of a dual-circuit nuclear power plant (Fig. 1) contains in series connected reactor 1, reactor steam generator 2, circulation pump 3, and also a turbine, consisting of a high-temperature high pressure cylinder 4, medium pressure cylinder 5 and low pressure cylinder 6, connected to a generator 7 by a shaft, a condenser 8, a feed pump 9, a boiler a superheater 10, an independent source of thermal energy 1 1, an air heater 12, a fan 13 connected to it. In this case, the first input of the boiler-superheater 10 is connected in a couple to the output of the steam generator 2, and the output of the superheater in a couple - with the entrance to the high-temperature high-pressure cylinder 4. The second output of the superheater boiler 10 for combustion products is connected to the other inlet of the air heater 12, the second inlet of the superheater boiler 10 is connected to an independent heat source 11, its third air inlet is with the outlet of the air heater 12.
В этом устройстве с целью повышения КПД АЭС на тепловых нейтронах предлагается пар из парогенератора 2 реакторной установки 1 направлять в котел-пароперегреватель 10, работающий от энергии органического топлива, что и позволяет повысить параметры пара.  In this device, in order to increase the efficiency of thermal neutron nuclear power plants, it is proposed to send the steam from the steam generator 2 of the reactor unit 1 to the boiler superheater 10, which is powered by fossil fuels, which makes it possible to increase the parameters of steam.
Недостатком известной конструкции является использование органического топлива или водорода в качестве независимого источника тепловой энергии, которое сжигается в котле-пароперегревателе, что влечёт следующие последствия:  A disadvantage of the known design is the use of fossil fuels or hydrogen as an independent source of thermal energy, which is burned in a superheater, which entails the following consequences:
— пожаро- и взрывоопасное топливо в котле-пароперегревателе, работающим совместно с ядерной частью, накладывает дополнительные требования по их удаленному расположению, обеспечение которых из-за большой протяженности паропроводов приведет к частичной потере КПД и увеличению капитальных затрат;  - fire and explosive fuel in the superheater, working in conjunction with the nuclear part, imposes additional requirements for their remote location, the provision of which due to the large length of the steam pipelines will lead to a partial loss of efficiency and an increase in capital costs;
— работа АЭС приобретает зависимость от ритмичности поставки топлива, что особенно важно и сложно для станций большой мощности как с точки зрения необходимости непрерывности работы в базовом режиме, так и с точки зрения разрешения логистических и инфраструктурных проблем;  - NPP operation becomes dependent on the rhythm of fuel supply, which is especially important and difficult for large power plants both from the point of view of the need for continuous operation in the basic mode, and from the point of view of resolving logistics and infrastructure problems;
— теряется преимущество АЭС по отсутствию различных вредных с экологической точки зрения газовых выбросов. Кроме того, паровых турбин на указанные в прототипе температуры 800— 850°С на данный момент не существует. Самые современные мощные паровые турбины работают на уровне 600°С. При больших температурах имеются пока неразрешённые проблемы с конструкционными материалами. - the advantage of nuclear power plants in the absence of various harmful gas emissions from an environmental point of view is lost. In addition, steam turbines for the temperatures indicated in the prototype 800–850 ° C do not currently exist. The most advanced powerful steam turbines operate at 600 ° C. At high temperatures, there are still unresolved problems with structural materials.
РАСКРЫТИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ  SUMMARY OF THE INVENTION
Предлагаемое техническое решение ставит своей задачей при минимальных дополнительных затратах значительно повысить КПД АЭС, сохраняя экологичность и пожаро-взрывобезопасность станции,  The proposed technical solution aims to significantly increase the efficiency of nuclear power plants at minimal additional cost, while maintaining environmental friendliness and fire and explosion safety of the plant,
Как и в ближайшем аналоге, предлагаемая конструкция содержит ядерный реактор на тепловых нейтронах, парогенератор и паротурбинную установку, работающую на электрогенератор.  As in the closest analogue, the proposed design contains a nuclear reactor with thermal neutrons, a steam generator and a steam turbine unit operating on an electric generator.
Отличие предлагаемого технического решения заключается в том, что дополнительно введён второй ядерный реактор, подключённый к пароперегревателю по его греющей стороне, вход пароперегревателя по нагреваемой стороне подключён к выходу парогенератора, а выход подключён к входу паротурбинной установки.  The difference of the proposed technical solution lies in the fact that an additional second nuclear reactor is introduced, connected to the superheater on its heating side, the input of the superheater on the heated side is connected to the output of the steam generator, and the output is connected to the input of the steam turbine unit.
Поставленная задача решается предложенной совокупностью существенных признаков, а именно включением дополнительного ядерного реактора как источника высокопотенциальной энергии для повышения параметров пара основного ядерного реактора через пароперегреватель.  The problem is solved by the proposed set of essential features, namely the inclusion of an additional nuclear reactor as a source of high potential energy to increase the parameters of the steam of the main nuclear reactor through a superheater.
Рекомендуется в качестве дополнительного ядерного реактора использовать ядерный реактор на быстрых нейтронах, так как он может обеспечить более высокие параметры острого пара за счет более высокой температуры теплоносителя своего первого контура.  It is recommended to use a fast neutron reactor as an additional nuclear reactor, since it can provide higher parameters of sharp steam due to a higher coolant temperature of its primary circuit.
В качестве основного можно использовать водо-водяной ядерный реактор, а в качестве дополнительного— реактор на тепловых нейтронах, но с неводным замедлителем, например, графитом, так как он также может повысить параметры острого пара перед турбиной.  A water-water nuclear reactor can be used as the main one, and a thermal neutron reactor, but with a non-aqueous moderator, for example graphite, can be used as an additional one, since it can also increase the parameters of sharp steam in front of the turbine.
Как вариант, для еще большего повышения КПД можно ввести дополнительный (промежуточный) контур, состоящий из последовательно соединённых парогенератора, пароперегревателя промежуточного контура по нагреваемой стороне, по греющей стороне— конденсатора-парогенератора и насоса. В этом случае в основном контуре после конденсато-питательного тракта, после подогревателя высокого давления устанавливаются последовательно соединенные: конденсатор-парогенератор по нагреваемой стороне и пароперегреватель основного контура по нагреваемой стороне, выход которого соединен с входом турбогенератора. Греющая сторона пароперегревателя основного контура входом присоединена к выходу дополнительного ядерного реактора, а выходом к входу пароперегревателя промежуточного контура, выход которого через насос соединен с входом дополнительного ядерного реактора. Alternatively, to further increase the efficiency, an additional (intermediate) circuit can be introduced, consisting of a steam generator connected in series, an intermediate circuit superheater on the heated side, on the heating side — a condenser-steam generator and a pump. In this case, in the main circuit after the condensate-feed of the path, after the high-pressure heater, series-connected are installed: a condenser-steam generator on the heated side and a superheater of the main circuit on the heated side, the output of which is connected to the input of the turbogenerator. The heating side of the superheater of the main circuit is connected by an input to the output of the additional nuclear reactor, and by the output to the input of the superheater of the intermediate circuit, the output of which through the pump is connected to the input of the additional nuclear reactor.
КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ФИГУР ЧЕРТЕЖЕЙ  BRIEF DESCRIPTION OF THE DRAWINGS
На фиг.1 представлена тепловая схема устройства двухконтурной атомной электростанции прототипа по патенту РФ N° 2335641.  Figure 1 presents the thermal diagram of the device of a dual-circuit nuclear power plant of the prototype according to the patent of the Russian Federation N ° 2335641.
На фиг.2 представлена схема предлагаемой гибридной АЭС, где  Figure 2 presents a diagram of the proposed hybrid nuclear power plant, where
1— основной ядерный реактор на тепловых нейтронах;  1 - main nuclear reactor with thermal neutrons;
2— парогенератор;  2 - steam generator;
3— циркуляционный насос основного реактора;  3 - circulation pump of the main reactor;
4— дополнительный ядерный реактор;  4 - additional nuclear reactor;
5— пароперегреватель;  5 - superheater;
6— циркуляционный насос дополнительного реактора;  6 - circulation pump of an additional reactor;
7— турбогенератор;  7 - a turbogenerator;
8— промежуточный пароперегреватель турбины;  8 - intermediate superheater of the turbine;
9— конденсатор;  9 — capacitor;
10— насос системы охлаждения конденсатора;  10 — pump of the condenser cooling system;
11— питательный насос первого подъёма;  11 - feed pump of the first rise;
12— подогреватель низкого давления;  12 - a low pressure heater;
13— деаэратор;  13 - deaerator;
14— питательный насос второго подъёма;  14 - feed pump of the second rise;
15— подогреватель высокого давления.  15 - high pressure heater.
ПРИМЕРЫ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ИЗОБРЕТЕНИЯ  MODES FOR CARRYING OUT THE INVENTION
Рассмотрим конкретный пример выполнения гибридной атомной электростанции. Ядерный водо-водяной реактор 1 на тепловых нейтронах подключён к парогенератору 2 через циркуляционный насос 3. Выход парогенератора 2 по нагреваемой стороне подключён к входу пароперегревателя 5 по нагреваемой стороне, к которому по греющей стороне подключён дополнительный ядерный реактор 4, например, на быстрых нейтронах. Выход пароперегревателя по нагреваемой стороне соединён с входом турбогенератора 7. Consider a specific example of a hybrid nuclear power plant. The thermal-neutron nuclear water-water reactor 1 is connected to the steam generator 2 through the circulation pump 3. The output of the steam generator 2 on the heated side is connected to the input of the superheater 5 on the heated side, to which is connected on the heating side additional nuclear reactor 4, for example, fast neutrons. The output of the superheater on the heated side is connected to the input of the turbogenerator 7.
Предлагаемая схема гибридной атомной станции работает следующим образом: в парогенераторе 2 за счет энергии ядерного реактора 1 образуется насыщенный или слабо перегретый пар, который в дальнейшем по паропроводу подается в пароперегреватель 5, работающий от энергии второго ядерного реактора 4. После пароперегревателя 5 перегретый пар по паропроводу подается на вход турбогенератора 7.  The proposed scheme of a hybrid nuclear power plant works as follows: saturated or slightly superheated steam is formed in the steam generator 2 due to the energy of the nuclear reactor 1, which is then supplied through the steam pipe to the superheater 5, powered by the energy of the second nuclear reactor 4. After the superheater 5, the superheated steam is fed through the steam pipe fed to the input of the turbogenerator 7.
Мощности реакторных установок подбираются согласно схеме пар- конденсат пропорционально количеству тепловой энергии, необходимой для парообразования основным ядерным реактором, и пароперегрева дополнительным ядерным реактором.  The capacities of the reactor plants are selected according to the steam-condensate scheme in proportion to the amount of thermal energy required for vaporization by the main nuclear reactor and superheating by an additional nuclear reactor.
В качестве примера: основной ядерный реактор ВВЭР-1000 с параметрами: мощность тепловая— 3000 МВт., мощность электрическая— 1000 МВт, КПД— 33%, температура пара на выходе— 274°С, давление пара в парогенераторе— 6 МПа, температура питательной воды парогенератора— 220°С.  As an example: the main VVER-1000 nuclear reactor with parameters: thermal power — 3000 MW, electric power — 1000 MW, efficiency — 33%, outlet temperature — 274 ° C, steam pressure in the steam generator — 6 MPa, feed temperature steam generator water - 220 ° C.
Выбираем дополнительный ядерный реактор 4— реактор типа БРЕСТ на быстрых нейтронах.  We select an additional nuclear reactor 4 — a BREST-type fast-neutron reactor.
Из справочника (Александров А.А. Григорьев Б.А. Таблицы теплофизических свойств воды и водяного пара М.: МЭИ, 1999) находим для указанных выше для ВВЭР параметров энтальпию пара hi = 2822,4 кДж/кг.  From the reference book (Aleksandrov A.A. Grigoriev B.A. Tables of thermophysical properties of water and water vapor M .: MEI, 1999) we find the enthalpy of steam hi = 2822.4 kJ / kg for the above-mentioned VVER parameters.
Пар с энтальпией hi из парогенератора 2 основного ядерного реактора 1 по паропроводу подаётся на пароперегреватель 5, где перегревается до энтальпии h2 и затем по паропроводу подается на турбогенератор 7. Греющей стороной пароперегреватель подключён через циркуляционный насос 6 к дополнительному ядерному реактору 4. Пар перегревается дополнительным ядерным реактором 4 через пароперегреватель 5 до температуры 525°С. Энтальпия пара в этом случае h2 = 3477 кДж/кг. Если учесть, что энтальпия питательной воды парогенератора 2 равна Ьз = 944,8 кДж/кг, то тепловая мощность Q дополнительного ядерного реактора типа БРЕСТ должна составлять: Q = 3000(h, - h2 )/ (h2 - h3 ) = 3000(3477 - 2822,4) / (2822,4 - 944,8) = 1046Steam with enthalpy hi from the steam generator 2 of the main nuclear reactor 1 is fed through the steam line to the superheater 5, where it overheats to the enthalpy h 2 and then fed through the steam line to the turbogenerator 7. The heating superheater is connected through the circulation pump 6 to the additional nuclear reactor 4. The steam is superheated by an additional nuclear reactor 4 through a superheater 5 to a temperature of 525 ° C. The vapor enthalpy in this case is h 2 = 3477 kJ / kg. If we take into account that the enthalpy of feed water of the steam generator 2 is equal to L3 = 944.8 kJ / kg, then the thermal power Q of the additional BREST type nuclear reactor should be: Q = 3000 (h, - h 2 ) / (h 2 - h 3 ) = 3000 (3477 - 2822.4) / (2822.4 - 944.8) = 1046
МВт. MW
Таким образом, тепловая мощность дополнительного ядерного реактора составляет примерно 26% от общей мощности предлагаемой гибридной АЭС. КПД такой предлагаемой установки (фиг.2) составит 40,5%, а электрическая мощность соответственно— 1638 МВт. Thus, the thermal power of the additional nuclear reactor is approximately 26% of the total capacity of the proposed hybrid nuclear power plant. The efficiency of this proposed installation (figure 2) will be 40.5%, and the electric power, respectively, 1638 MW.
КПД отдельной АЭС с реакторной установкой типа БРЕСТ составляет 43%. При тепловой мощности в 1046 МВт электрическая мощность составила бы 450 МВт. Отдельная АЭС с ВВЭР, как было показано выше— 1000 МВт. Следовательно, суммарная мощность при работе раздельных АЭС на применяемых реакторах составляет 1450 МВт, то есть на 188 МВт меньше предлагаемой гибридной АЭС. Следовательно, предлагаемое техническое решение с дополнительным ядерным реактором позволяет увеличить электрическую мощность АЭС на 13% по сравнению с суммарной электрической мощностью двух АЭС, выполненных раздельно на упомянутых реакторах.  The efficiency of a separate nuclear power plant with a BREST reactor installation is 43%. With a thermal capacity of 1,046 MW, the electrical capacity would be 450 MW. A separate NPP with VVER, as shown above, is 1000 MW. Consequently, the total power during operation of separate nuclear power plants at the reactors used is 1,450 MW, that is, 188 MW less than the proposed hybrid nuclear power plant. Therefore, the proposed technical solution with an additional nuclear reactor allows to increase the electric power of nuclear power plants by 13% compared with the total electric power of two nuclear power plants, performed separately at the mentioned reactors.
Рассматриваемое техническое решение использует известные ядерные реакторы и представляет собой конкретную схему их совместного включения, реализация которой позволяет довести пар, производимый двумя реакторами, до параметров, обеспечивающих более высокий КПД, чем средний КПД при работе двух АЭС независимо друг от друга.  The considered technical solution uses well-known nuclear reactors and represents a specific scheme for their joint inclusion, the implementation of which allows us to bring the steam produced by two reactors to parameters providing a higher efficiency than the average efficiency when two nuclear power plants operate independently of each other.
Если взять перечень оборудования двух отдельных АЭС с теми же реакторами, то в предлагаемом решении дополнительно к штатным элементам вводится только пароперегреватель 5. Турбогенератор должен иметь большую мощность, чем сумма мощностей двух независимых турбогенераторов при раздельных АЭС на таких же реакторах. Кроме того, в предлагаемой схеме с дополнительным ядерным реактором полностью исключается второй конденсатно-питательный тракт.  If we take the list of equipment of two separate NPPs with the same reactors, then in the proposed solution, in addition to the standard elements, only a superheater 5 is introduced. The turbogenerator should have a greater capacity than the sum of the capacities of two independent turbine generators with separate NPPs on the same reactors. In addition, in the proposed scheme with an additional nuclear reactor, the second condensate-feed path is completely eliminated.
По сравнению с прототипом предлагаемое техническое решение не содержит котла-пароперегревателя 10, в котором происходит сжигание «независимого источника тепловой энергии» 1 1, а также не содержит оборудования для более эффективного процесса сжигания, в частности вентилятора 13 и воздухоподогревателя 12 (см. фиг.1). Развивая предложенное решение, КПД гибридной АЭС можно увеличить до уровня АЭС с ядерным реактором на быстрых нейтронах (например, до 43%). Для этого необходимо подавать пар на турбогенератор 7 при давлении второй ядерной установки, а не первой, как в предыдущем варианте. Compared with the prototype, the proposed solution does not contain a boiler superheater 10, in which the “independent source of thermal energy” 1 1 is burned, and also does not contain equipment for a more efficient combustion process, in particular, fan 13 and air heater 12 (see. one). Developing the proposed solution, the efficiency of a hybrid nuclear power plant can be increased to the level of nuclear power plants with a fast fast neutron reactor (for example, up to 43%). To do this, it is necessary to supply steam to the turbogenerator 7 at the pressure of the second nuclear installation, and not the first, as in the previous embodiment.
На фиг.З представлен вариант с промежуточным контуром, где:  On Fig.3 presents a variant with an intermediate circuit, where:
1— основной ядерный реактор на тепловых нейтронах;  1 - main nuclear reactor with thermal neutrons;
2— парогенератор;  2 - steam generator;
3— циркуляционный насос основного реактора;  3 - circulation pump of the main reactor;
4— дополнительный ядерный реактор;  4 - additional nuclear reactor;
5— пароперегреватель;  5 - superheater;
6— циркуляционный насос дополнительного реактора;  6 - circulation pump of an additional reactor;
7— турбогенератор;  7 - a turbogenerator;
8— промежуточные пароперегреватели турбины;  8 — intermediate turbine superheaters;
9— конденсатор;  9 — capacitor;
10— насос системы охлаждения конденсатора;  10 — pump of the condenser cooling system;
11— питательный насос первого подъёма;  11 - feed pump of the first rise;
12— подогреватель низкого давления;  12 - a low pressure heater;
13— деаэратор;  13 - deaerator;
14— питательный насос второго подъёма;  14 - feed pump of the second rise;
15— подогреватель высокого давления;  15 - a heater of a high pressure;
16— конденсатор-парогенератор;  16 — condenser-steam generator;
17— пароперегреватель промежуточного контура;  17 - superheater of the intermediate circuit;
18— питательный насос промежуточного контура.  18 - feed pump intermediate circuit.
В этом варианте основной ядерный реактор 1 соединён с парогенератором 2 через питательный насос 3. Пар из парогенератора 2 по нагреваемой стороне поступает в пароперегреватель промежуточного контура 17 по нагреваемой стороне, подключённый по греющей стороне к дополнительному ядерному реактору 4. После перегрева пар подаётся в конденсатор-парогенератор 16 и после передачи энергии и конденсации в нем питательным насосом промежуточного контура 18 конденсат подается обратно в парогенератор 2 основного ядерного реактора 1. В основном контуре питательная вода, подаваемая из подогревателя высокого давления, в конденсаторе-парогенераторе 16 превращается в насыщенный или слабо перегретый пар высокого давления и по паропроводу подается в пароперегреватель основного контура 5. После перегрева пар по паропроводу подается на вход турбогенератора 7. При этом теплоноситель из дополнительного реактора 4 последовательно обогревает сначала пароперегреватель 5 основного контура, а затем пароперегреватель 17 промежуточного контура и питательным насосом 6 возвращается в дополнительный ядерный реактор 4. In this embodiment, the main nuclear reactor 1 is connected to the steam generator 2 through the feed pump 3. The steam from the steam generator 2 on the heated side enters the superheater of the intermediate circuit 17 on the heated side, connected on the heating side to the additional nuclear reactor 4. After overheating, the steam is fed to the condenser the steam generator 16 and after energy transfer and condensation therein by the feed pump of the intermediate circuit 18, condensate is fed back to the steam generator 2 of the main nuclear reactor 1. In the main circuit pi atelnaya water supplied from the high-pressure preheater, the condenser 16, the steam generator is converted into a saturated or slightly superheated high-pressure steam and is supplied through the steam line to the superheater of the main circuit 5. After the steam is overheated, it is supplied to the input of the turbogenerator 7. In this case, the coolant from the additional reactor 4 sequentially heats the first superheater 5 of the main circuit, and then the superheater 17 of the intermediate circuit and the feed pump 6 returns to an additional nuclear reactor 4.
КПД гибридной АЭС по такому варианту технического решения при давлении пара в 25 МПа (фиг.З) составит 43%. При этом h2 составит 3253 кДж/кг. Необходимая мощность второго реактора будет равна: The efficiency of the hybrid nuclear power plant according to this embodiment of the technical solution at a vapor pressure of 25 MPa (FIG. 3) will be 43%. In this case, h 2 will be 3253 kJ / kg. The required power of the second reactor will be equal to:
Q - 3000(11! - h2 )/ (h2 - h3 ) = 3000(3253 - 2822,4) / (2822,4 - 944,8) = 688Q - 3000 (11! - h 2 ) / (h 2 - h 3 ) = 3000 (3253 - 2822.4) / (2822.4 - 944.8) = 688
МВт. MW
Её электрическая мощность соответственно будет равна 1586 МВт. При работе двух АЭС с каждым из реакторов отдельно совокупная мощность составит 1296 МВт. Таким образом, выигрыш при реализации предлагаемого технического решения с промежуточным контуром составляет 290 МВт. Или, что более наглядно: добавив 688 МВт тепловой энергии от второго реактора— получим 586 МВт дополнительной электрической мощности. Its electric power will accordingly be equal to 1586 MW. When two nuclear power plants operate with each of the reactors separately, the total capacity will be 1296 MW. Thus, the gain in the implementation of the proposed technical solution with an intermediate circuit is 290 MW. Or, more clearly: adding 688 MW of thermal energy from the second reactor, we get 586 MW of additional electric power.
ПРОМЫШЛЕННАЯ ПРИМЕНИМОСТЬ  INDUSTRIAL APPLICABILITY
Предложенная схема включения дополнительного реактора позволяет получить, кроме повышения КПД, дополнительные преимущества, а именно: организацию замкнутого ядерного цикла, включающего параллельную эксплуатацию ядерных установок, как на тепловых, так и на быстрых нейтронах.  The proposed scheme for switching on an additional reactor allows, in addition to increasing efficiency, additional advantages, namely: the organization of a closed nuclear cycle, including the parallel operation of nuclear installations, both on thermal and fast neutrons.
В предлагаемом техническом решении впервые использованы в единой технологической схеме два разнотипных реактора, поэтому АЭС - гибридная.  In the proposed technical solution, for the first time, two different types of reactors were used in a single technological scheme; therefore, the nuclear power plant is hybrid.

Claims

ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ CLAIM
1. Гибридная атомная электростанция включает ядерный реактор на тепловых нейтронах, реакторный парогенератор и паротурбинную установку, работающую на генератор, отличающаяся тем, что дополнительно введён второй ядерный реактор, подключённый по греющей стороне к пароперегревателю, вход которого по нагреваемой стороне подключён к выходу парогенератора, а выход— к входу паротурбинной установки.  1. A hybrid nuclear power plant includes a thermal neutron nuclear reactor, a steam reactor and a steam turbine unit operating on a generator, characterized in that a second nuclear reactor is additionally introduced, which is connected on the heating side to a superheater, the input of which is connected to the output of the steam generator on the heated side, and exit - to the entrance of the steam turbine installation.
2. Гибридная атомная электростанция по п.1, отличающаяся тем, что в качестве дополнительного ядерного реактора используют реактор на быстрых нейтронах.  2. The hybrid nuclear power plant according to claim 1, characterized in that a fast neutron reactor is used as an additional nuclear reactor.
3. Гибридная атомная электростанция по п.1, отличающаяся тем, что в качестве дополнительного ядерного реактора используют реактор с неводным замедлителем, при этом основной реактор водо-водяной.  3. The hybrid nuclear power plant according to claim 1, characterized in that as an additional nuclear reactor, a non-aqueous moderator reactor is used, the main reactor being water-water.
4. Гибридная атомная электростанция по п.2 или 3, отличающаяся тем, что введён промежуточный контур, состоящий из последовательно соединённых парогенератора, пароперегревателя промежуточного контура по нагреваемой стороне, по греющей стороне— конденсатора-парогенератора и насоса, при этом, в основном контуре после конденсато-питательного тракта, после подогревателя высокого давления, устанавливаются последовательно соединенные конденсатор-парогенератор по нагреваемой стороне и пароперегреватель основного контура по нагреваемой стороне, выход которого соединен с входом турбогенератора, а греющая сторона пароперегревателя основного контура входом присоединена к выходу дополнительного ядерного реактора, а выходом к входу пароперегревателя промежуточного контура, выход которого через насос соединен с входом дополнительного ядерного реактора.  4. The hybrid nuclear power plant according to claim 2 or 3, characterized in that an intermediate circuit is introduced, consisting of a steam generator connected in series, a superheater of the intermediate circuit on the heated side, on the heating side — a condenser-steam generator and a pump, while in the main circuit after condensate-feed path, after the high-pressure heater, are installed in series connected condenser-steam generator on the heated side and the superheater of the main circuit on the heated side rone, the output of which is connected to the input of the turbogenerator, and the heating side of the superheater of the main circuit is connected by an input to the output of the additional nuclear reactor, and by the output to the input of the superheater of the intermediate circuit, the output of which through the pump is connected to the input of the additional nuclear reactor.
PCT/RU2014/000387 2013-06-20 2014-05-27 Hybrid atomic power station WO2014204347A1 (en)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2013127817/07A RU2537386C1 (en) 2013-06-20 2013-06-20 Hybrid nuclear power plant
RU2013127817 2013-06-20

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2014204347A1 true WO2014204347A1 (en) 2014-12-24

Family

ID=52104958

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/RU2014/000387 WO2014204347A1 (en) 2013-06-20 2014-05-27 Hybrid atomic power station

Country Status (2)

Country Link
RU (1) RU2537386C1 (en)
WO (1) WO2014204347A1 (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106824882A (en) * 2017-03-22 2017-06-13 南京电力设备质量性能检验中心 The cleaning equipment and cleaning method of extra-supercritical unit high pressure extraction heat regenerative system

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2020222674A1 (en) * 2019-11-29 2020-11-05 Владимир Петрович СЕВАСТЬЯНОВ Maintenance system for an aircraft having a nuclear power plant
RU2768766C1 (en) * 2021-04-29 2022-03-24 Артём Николаевич Байрамов Steam turbine plant of the npp with an additional steam turbine and with a system for the safe use of hydrogen
RU2769511C1 (en) * 2021-04-29 2022-04-01 Артём Николаевич Байрамов Npp steam turbine plant with hydrogen safe use system

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
SU486593A1 (en) * 1972-05-10 1976-08-25 Предприятие П/Я В-2679 Nuclear power plant with several nuclear reactors
RU2335641C2 (en) * 2006-08-17 2008-10-10 Закрытое акционерное общество "ЭНТЭК" (ЗАО "ЭНТЭК") Method of enhancing efficiency and output of two-loop nuclear power station
US20110302921A1 (en) * 2009-08-23 2011-12-15 Hybrid Power Llc Hybrid Power Plant

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
SU486593A1 (en) * 1972-05-10 1976-08-25 Предприятие П/Я В-2679 Nuclear power plant with several nuclear reactors
RU2335641C2 (en) * 2006-08-17 2008-10-10 Закрытое акционерное общество "ЭНТЭК" (ЗАО "ЭНТЭК") Method of enhancing efficiency and output of two-loop nuclear power station
US20110302921A1 (en) * 2009-08-23 2011-12-15 Hybrid Power Llc Hybrid Power Plant

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106824882A (en) * 2017-03-22 2017-06-13 南京电力设备质量性能检验中心 The cleaning equipment and cleaning method of extra-supercritical unit high pressure extraction heat regenerative system

Also Published As

Publication number Publication date
RU2537386C1 (en) 2015-01-10
RU2013127817A (en) 2014-12-27

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US10823015B2 (en) Gas-steam combined cycle centralized heat supply device and heat supply method
RU2529767C2 (en) Method for generation of steam with high efficiency factor
JP2018200029A (en) Power generation system
Mago et al. Energetic and exergetic analysis of waste heat recovery from a microturbine using organic Rankine cycles
RU2537386C1 (en) Hybrid nuclear power plant
RU2661341C1 (en) Hybrid npp with additional high-temperature steam turbine
Wang et al. The roadmap towards the efficiency limit for supercritical carbon dioxide coal fired power plant
Wołowicz et al. Gas turbine selection for feedwater repowering.
US20140090377A1 (en) Nuclear-Fossil Fueled Hybrid Power Generation System
RU2550362C1 (en) Device for increase of efficiency and power of transportable nuclear power plant
RU2278279C2 (en) Cogeneration system based on steam boiler plant with use of heat of waste gases
CN206593491U (en) A kind of mineral heating furnace flue waste heat recovery generating system
CN102105656A (en) Hybrid power plant
RU2300636C1 (en) Combination heat and power generating plant
Veszely Hybrid combined cycle power plant
RU2709783C1 (en) Method of hydrogen heating of feed water to npp
EA017175B1 (en) Electricity generating system using a combined fuel
Пигасов THERMAL POWER PLANTS: TYPES AND FEATURES
Alsairafi Energetic and exergetic analysis of a hybrid combined‐nuclear power plant
CN208282066U (en) A kind of biomass direct combustion power generation system
RU2707182C1 (en) Method to increase power of double circuit npp by combining with hydrogen cycle
Zaryankin et al. Thermodynamical aspects of the passage to hybrid nuclear power plants
KR102690627B1 (en) Combined heat and power generation system for boilers
RU2376481C2 (en) Electric power generating complex with combined fuel
CN207829961U (en) Biomass direct combustion power generation system

Legal Events

Date Code Title Description
121 Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application

Ref document number: 14814225

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

122 Ep: pct application non-entry in european phase

Ref document number: 14814225

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1