Разработка и исследование высокотемпературных паротурбинных технологий производства электроэнергии

• Автор: Рогалев, Андрей Николаевич
• Шифр специальности: 05.14.01
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2012
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 223 с. : ил.

СОДЕРЖАНИЕ
ВВЕДЕНИЕ
ГЛАВА 1: ОСНОВНЫЕ НАПРАВЛЕНИЯ ПОВЫШЕНИЯ ЭФФЕКТИВНОСТИ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ
1.1. Действующие атомные элекростанции
1.2. Проекты перспективных АЭС
1.3 Возможные способы реализации перегрева пара на АЭС
1.3.1 Перегрев пара на АЭС с ВВЭР
1.3.2 АЭС с ядерным перегревом пара
1.3.3 Перегрев пара выхлопными газами ГТУ
1.3.4 АЭС с огневым перегревом пара
1.4 Огневой перегрев пара - возможный способ создания сверхмощного энергоблока
1.5. Прототип котла-пароперегревателя
1.6. Проблемы и возможные пути создания сверхмощной паровой турбины
1.7. Перспективы использования водорода в качестве топлива для перегрева пара
ГЛАВА 2: ИССЛЕДОВАНИЕ ТЕПЛОВЫХ СХЕМ ГИБРИДНЫХ АЭС
2.1 Термодинамическое обоснование целесообразности применения внешнего высокотемпературного перегрева пара на АЭС
2.1 Основы применяемой методики определения энергетических показателей рассматриваемых установок
2.2. Тепловая схема базового варианта - энергоблока с турбоустановкой К-
1000-5.9/50 и реакторной установкой ВВЭР-1000
2.3 Возможности перехода к гибридному энергоблоку за счет использования для внешнего перегрева пара органического топлива
2.3.1 Тепловая схема гибридной АЭС с однократным перегревом пара после парогенератора в котле-пароперегревателе
2.3.2 Тепловая схема гибридной АЭС с перегревом пара после парогенератора и промежуточным перегревом пара в котле-пароперегревателе
2.4 Гибридные атомно-водородные энергоблоки
2.4.1 Тепловая схема атомно-водородного энергоблока с перегревом пара после парогенератора и промежуточным водородным перегревом пара
2.4.2 Тепловая схема атомно-водородного энергоблока с перегревом пара после парогенератора
2.5 Гибридный энергоблок с использованием для внешнего перегрева пара двух видов топлива - органического и водородного
ГЛАВА 3: КОТЕЛ-ПАРОПЕРЕГРЕВАТЕЛЬ ДЛЯ ГИБРИДНОЙ АЭС
3.1 Котел-пароперегреватель для перегрева пара до 600°С после парогенератора
3.2 Котел-пароперегреватель для перегрева пара после парогенератора до 600°С и промежуточного перегрева до 620°С
ГЛАВА 4: ВОДОРОДНАЯ КАМЕРА СГОРАНИЯ ДЛЯ ГИБРИДНОЙ АТОМНО-ВОДОРОДНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ
4.1 Основы создания водородных камер сгорания и моделирования процессов горения водорода
4.2 Эскизный проект и результаты моделирования процессов в жаровой трубе водородной камеры сгорания
4.2.1 Сжигание водорода в кислородной среде
4.2.2 Сжигание водорода в парокислородной среде
ГЛАВА 5: СВЕРХМОЩНАЯ ПАРОВАЯ ТУРБИНА ДЛЯ ГИБРИДНОЙ АЭС
5.1 Цилиндр низкого давления с двухъярусным лопаточным аппаратом
5.2 Результаты расчета двухъярусного цилиндра низкого давления сверхмощной турбины для гибридной АЭС
5.3 Эскизный проект сверхмощной паровой турбины для гибридной АЭС мощностью 2690 МВт
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
ЛИТЕРАТУРА

ВВЕДЕНИЕ
Общая характеристика работы Актуальность проблемы исследования
В связи с продолжающимся ростом энергопотребления и большим износом, как физическим, так и моральным, действующего оборудования российских электростанций необходимо в ближайшее время обеспечить ускоренный ввод новых генерирующих мощностей и замену энергоагрегатов, выработавших свой ресурс.
В соответствии с энергетической стратегией России производство электрической энергии атомными электростанциями до 2020 года должно возрасти более чем вдвое. Такой рост выработки электроэнергии может быть обеспечен при ежегодном вводе 2 ГВт мощности на атомных станциях России.
Главными задачами развития атомной энергетики являются повышение ее эффективности и конкурентоспособности, снижение уровня удельных капитальных затрат.
Наращивание мощностей до 2020 года планируется за счет введения новых энергоблоков с хорошо освоенной реакторной установкой ВВЭР-1000. Однако АЭС с подобными реакторами имеют сравнительно низкие начальные параметры пара, вследствие чего они существенно уступают в экономичности традиционным тепловым электростанциям. Существенное увеличение экономичности может быть получено лишь в результате использования принципиально других типов ядерных паропроизоводящих установок, генерирующих пар с более высокими параметрами. Такими реакторными установками являются ректоры на быстрых нейтронах и газоохлаждаемые реакторы, но быстрый ввод мощностей на базе этих реакторов в ближайшее время вряд ли возможен, поскольку не освоено их серийное производство.
Следовательно, для реализации указанной стратегии развития атомной энергетики необходимо за 10 лет ввести 20 атомных энергоблоков мощностью 1000МВт на базе ректора ВВЭР-1000. При этом резервы увеличения их

Рассматриваемое направление развивается и применительно к водографитовым реакторам канального типа. В НИКИЭТ разработан проект реактора с суперкритическими параметрами теплоносителя с графитовым замедлителем. Давление теплоносителя составляет 25МПа, а его температура на выходе из реактора равна 240°С. Канальная конструкция реакторной установки дает возможность создавать энергоблоки мощностью от 850МВт до 1700МВт.
Основные характеристики АЭС с ВГЭРС(водографитовый энергетический реактор со сверхкритическими параметрами теплоносителя) приведены в таблице 1.6.
Таблица 1.6. Характеристики АЭС с ВГЭ] РС
Сравниваемый параметр ВГЭРС-850 ВГЭРС
Мощность реактора электрическая/тепловая 850/1890 1700/3780
Расход пара на турбоустановку, т/ч (кг/с) 3020(838) 6040(1676)
Параметры пара перед турбоустановкой: - давление, кгс/см2 - температура, °С 240 540
КПД энергоблока (брутто/нетто) 45,5/43,7
Температура питательной воды. °С 250
Количество топливных каналов, шт. 1052 2104
Высота активной зоны, м 7
Материал оболочки хромоникелевые стали
Топливный цикл оятц
Срок службы, лет 50