Многофункциональное резервирование собственных нужд АЭС на базе парогазовой установки с использованием пароводородного перегрева

02.10.2016 2016 - №03 Aтомные электростанции

В.Е. Юрин

https://doi.org/10.26583/npe.2016.3.01

Предложен путь комбинирования атомной электростанции с парогазовой установкой и водородным комплексом, которые в штатном режиме дают возможность повысить мощность станции, а в случае полного обесточивания – обеспечить электроснабжение собственных нужд АЭС. Предлагается использование водорода для перегрева пара, генерируемого уходящими газами газотурбинной установки, входящей в состав парогазовой установки. Парогазовая установка должна быть установлена за территорией АЭС. Водород будет генерироваться при электролизе воды за счет дешевой внепиковой энергии АЭС в ночное время, после чего эффективно использоваться днем, повышая параметры пара перед паровой турбиной, входящей в состав парогазовой установки.

Проведена вероятностная оценка надежности системы в состояниях обесточивания при совместном использовании парогазовой установки и каналов системы аварийного электроснабжения с дизель-генераторами.

Предложенная система позволяет обеспечить электроснабжение собственных нужд АЭС более 72-х часов. Для обеспечения собственных нужд станции при отказе газотурбинных установок возможно использование паровой турбоустановка в составе парогазовой установки. Паровая турбина может работать за счет генерации дополнительного пара при сжигании водорода в кислороде. При соответствующей модернизации система позволяет использовать остаточное тепловыделение реактора. Установлено, что предложенный вариант комбинирования АЭС с парогазовой установкой в сочетании с водородным комплексом позволяет повысить надежность электроснабжения собственных нужд АЭС в аварийных ситуациях с обесточиванием.

Ссылки

1. Аминов, А.Н. Егоров, В.Е. Юрин. Патент РФ №2499307. Способ расхолаживания водо-охлаждаемого реактора при полном обесточивании АЭС, заявка от 20.06.2012, опубл. 20.11.2013. Бюл. №32.
2. Аминов Р.З., Егоров А.Н., Юрин В.Е. Резервирование собственных нужд АЭС в условиях полного обесточивания на основе водородного цикла. // Атомная энергия. – 2013. – Т. 114. – №4. – С. 234-236.
3. AminovR.Z., Yurin V.E. Nuclear power plant safety improvement based on hydrogen technologies, Nuclear Energy and Technology (2016). URL: http://dx.doi.org/10.1016/j.nucet.2015.11.016.
4. Aminov R.Z., Egorov A.N., Yurin V.E. Multifunctional redundancy own needs in nuclear power plants. / In Proceedings of the IXth International Conference «Science, Technology and Higher Education». December 23–24, 2015. Westwood, Canada
5. Малышенко С.П. Исследования и разработки ОИВТ РАН в области технологий водородной энергетики // Международный научный журнал «Альтернативная энергетика и экология». – 2011. –Т. 95. – № 3. – С. 10-34.
6. Юрин В.Е. Патент РФ № 2529508. Способ повышения маневренности АЭС. Заявка от 09.04.2013, опубл. 27.09.2014, бюл. № 27.
7. Аминов Р.З., Байрамов А.Н., Юрин В.Е. Патент РФ №2488903. Система сжигания водорода в цикле АЭС с регулированием температуры водород!кислородного пара, заявка от 03.05.2012, опубл. 27.07.2013. Бюл. №21.
8. Байрамов А.Н. Эффективность интеграции АЭС с водородным энергетическим комплексом / Дисс. канд. тех. наук, 05.14.01, защищена 20.04.10, утв. 17.09.10. – М. – 2010. – 142 с.
9. Аминов Р.З., Юрин В.Е., Маркелов Д.А. Активная система отвода остаточного тепловыделения реактора ВВЭР-1000 // Атомная энергия. – 2015, – Т. 118. – № 5. – С. 261-266.
10. Швыряев Ю.В., Морозов В.Б. Результаты откорректированного ВАБ для АЭС повышенной безопасности с ВВЭР-1000. / VII Международный форум по информационному обмену «Анализ безопасности АЭС с реакторами типа ВВЭР и РБМК» (ФОРУМ-7, 28-30 октября 2003. Словакия).
11. International Atomic Energy Agency. The Safety of Nuclear Power: Strategy for the Future, Proc. of a Conf., IAEA, Vienna, 1991.
12. Gauntt R., Kalinich D., Cardoni J. Fukushima Daiichi Accident Study Report. / Sandia National Laboratories. – 2012. – 298 p.
13. Tanaka T. Examination of Natural Circulation and Heat Removal by Steam Generator. Proc. of the VIth International Conference on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-6), № N6P054, Nara, Japan, 2004.
14. Oikawa H. Safety System Improvement for the Next Generation BWR. Proc. Vth Internal Conference on Nuclear Engineering (ICONE-5), No-2538. Nice, France. – 1997.
15. Vijayan P. Safety features in nuclear power plants to eliminate the need of emergency planning in public domain. // Academy Proceedings in Engineering Sciences. – Vol. 38. – Iss. 5. – PP. 925-943.
16. Аминов Р.З., Юрин В.Е. Оценка эффективности использования активной системы отвода остаточного тепловыделения при обесточивании на примере реактора ВВЭР-1000. // Известия РАН. Энергетика. – 2014. – №6. – С. 61-72.
17. Аминов Р.З., Гариевский М.В., Юрин В.Е. Свидетельство о гос. регистрации программы для ЭВМ №2013660800. Вероятностная оценка безопасности АЭС в состояниях обесточивания при общестанционном резервировании собственных нужд на основе постоянно действующих турбоустановок / Заявка от 06.08.2013, зарегистрировано 19.11.2013.
18. Попырин Л.С., Штромберг Ю.Ю., Дильман М.Д. Надежность парогазовых установок. // Теплоэнергетика. – 1999, – №7, – С. 50-53.
19. Токмачев Г.В. Подход к применению ВАБ при проектировании АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2007. – №4. – С.44-53.
20. Аминов Р.З. Батенин В.М., Ипатов П.Л. Использование газотурбинных установок для резервирования собственных нужд АЭС // Теплоэнергетика. – 2006. – №12. – С. 25-28.
21. Юрин В.Е. Исследование систем активного отвода остаточного тепловыделения реакторов на базе комбинирования АЭС с многофункциональными установками. Дисс. канд. техн. наук 05.14.01, защищена 29.09.15, утв. 30.12.15. – М., 2015. – 115 с.

система аварийного электроснабжения водородный цикл камера сгорания атомная электростанция парогазовая установка маневренность безопасность резервирование собственных нужд АЭС полное обесточивание

Ссылка для цитирования статьи: Юрин В.Е. Многофункциональное резервирование собственных нужд АЭС на базе парогазовой установки с использованием пароводородного перегрева. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2016. – № 3. – С. 5-12. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2016.3.01 .