Результат интеллектуальной деятельности: ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА АТОМОХОДА

Предлагаемое техническое решение относится к области теплотехники, а именно к судовой ядерной энергетике, и может быть использовано при строительстве атомных ледоколов, гражданских судов и военных кораблей с ядерными энергетическими установками.

В Советском Союзе и России было построено девять атомных ледоколов, в ближайшее время будут построены еще три. При этом на всех ледоколах был применен один и тот же способ получения энергии для осуществления движения, который заключался в следующем: энергия, вырабатываемая в ядерном реакторе посредством теплоносителя первого контура, передавалась в парогенератор, в котором из питательной воды второго контура производился пар и далее он передавался на судовую маневровую турбину, жестко связанную с электрогенератором. Электрическая энергия, вырабатываемая электрогенератором, передавалась на электродвигатели, вращающие гребные винты, и на другие судовые электропотребители. В случае необходимости резкого сброса нагрузки, что происходит, например, при остановке атомного ледокола в тяжелых льдах и необходимостью повторного разгона, избыток пара, вырабатываемый парогенератором, сбрасывался с помощью маневрового устройства напрямую в конденсатор, минуя турбину (Энергетика атомных судов / А.Н. Дядик, С.Н. Сурин. - СПб: Судостроение, 2014. - 477 с.: ил.).

Известна энергетическая установка атомоходов (Энергетика атомных судов / А.Н. Дядик, С.Н. Сурин. - СПб: Судостроение, 2014. - 477 с.: ил., стр. 165-170), это техническое решение является наиболее близким к предлагаемому. Техническое решение, выбранное за прототип, представлено на фиг. 1, где 1 - ядерный реактор, 2 - парогенератор, 3 - циркуляционный насос первого контура, 4 - паровая турбина, 5 - электрогенератор, 6 - конденсатор, 7 - конденсатный насос, 8 - регенеративный подогреватель низкого давления, 9 - деаэратор, 10 - питательный насос высокого давления, 11 - главные гребные электродвигатели, 12 - судовые электропотребители, 13 - ходовой клапан, 14 - быстрозапорный клапан, 15 - регулирующий клапан подачи конденсата в ДУУ, 16 - клапан травления, 17 - дроссельно-увлажнительное устройство, при этом маневровое устройство включает в себя позиции 13-17, а именно 13 - ходовой клапан, 14 - быстрозапорный клапан, 15 - регулирующий клапан подачи конденсата в ДУУ, 16 - клапан травления и 17 - дроссельно-увлажнительное устройство.

Рассматриваемое решение имеет ряд существенных недостатков.

Во-первых, маневровые турбогенераторы имеют низкий кпд на уровне 20%, и как следствие этого, низкую удельную электрическую мощность.

Во-вторых, для получения необходимой мощности на винтах происходит повышенное потребление ядерного топлива и сброс тепловой энергии в окружающую среду с охлаждающей водой конденсатора.

В-третьих, качество вырабатываемой электроэнергии при маневровом режиме работы низкое, колебание частоты тока может достигать 5% и более (стр. 168).

В-четвертых, маневровый турбогенератор имеет существенную инерцию, поэтому количество сбросов и наборов полной нагрузки ограничено количественно - 15-20 раз в час (стр. 167).

Заявляемое техническое решение ставит своей задачей при минимальных дополнительных затратах обеспечить существенное повышение кпд и соответственно мощности энергетической установки, повышение динамических характеристик регулирования при маневровых режимах, улучшение качества вырабатываемой электроэнергии, сокращение затрат на ядерное топливо и улучшение экологических параметров.

Как и ближайший аналог, предлагаемая конструкция включает ядерный реактор, соединенный с парогенератором, электрогенератор, конденсатор с конденсатопитательным трактом, включающим в себя конденсатный насос, регенеративный подогреватель низкого давления, деаэратор, питательный насос высокого давления, потребители электрической энергии, состоящие из главных гребных электродвигателей и других судовых электропотребителей.

Для решения поставленной задачи предлагается отказаться от маневровой турбины и использовать полноценную энергетическую турбину с соответствующей проточной частью и с полным комплектом регенеративного подогрева, включающим регенеративные подогреватели как низкого, так и высокого давления, и возможно промежуточные сепараторы-пароперегреватели между цилиндрами турбины высокого и низкого давления. Сброс и подача мощности на главные гребные электродвигатели предлагается осуществлять электротехническим регулирующим устройством, которое будет производить перераспределение электрической мощности между ними и дополнительно установленными нагрузочными устройствами, например водогрейными электрокотлами.

Поставленная задача решается предложенной совокупностью существенных признаков, а именно наличием в схеме дополнительного подогревателя высокого давления, электротехнического регулирующего устройства и нагрузочного устройства при отсутствии маневрового устройства, при этом парогенератор по первому контуру через питательный насос соединен с ядерным реактором, к выходу парогенератора по второму контуру присоединяется полноценная энергетическая паровая турбина, жестко связанная с электрогенератором, выход которой через конденсатор, конденсатный насос и комплект регенеративных подогревателей низкого и высокого давления с деаэратором присоединен к входу парогенератора, при этом выход электрогенератора соединен с входом электротехнического регулирующего устройства, выходы которого соединены с гребными электродвигателями, нагрузочными устройствами и другими судовыми электропотребителями, при необходимости между цилиндрами высокого и низкого давления турбины устанавливается промежуточный сепаратор-пароперегреватель.

На фиг. 1 представлена схема энергетической установки атомохода (Энергетика атомных судов / А.Н. Дядик, С.Н. Сурин. - СПб: Судостроение, 2014. - 477 с.: ил.).

На фиг. 2 представлена схема предлагаемого технического решения,

где 1 - ядерный реактор,

2 - парогенератор,

3 - циркуляционный насос первого контура,

4 - паровая турбина,

5 - электрогенератор,

6 - конденсатор,

7 - конденсатный насос,

8 - регенеративный подогреватель низкого давления (ПНД),

9 - деаэратор,

10 - питательный насос высокого давления,

11 - главные гребные электродвигатели,

12 - судовые электропотребители,

18 - регенеративный подогреватель высокого давления (ПВД),

19 - электротехническое регулирующее устройство,

20 - нагрузочное устройство,

21 - промежуточный сепаратор-пароперегреватель.

Рассмотрим конкретный пример выполнения предлагаемого технического решения.

Ядерный реактор 1 подключен к парогенератору по первому контуру через циркуляционный насос 3. Выход парогенератора 2 по второму контуру соединен с входом паровой турбины 4, с которой жестко (на одном валу или через редуктор) соединен электрогенератор 5. Главный выход турбины 4 через конденсатор 6, конденсатный насос 7, ПНД 8, деаэратор 9, питательный насос высокого давления 10, ПВД 18 соединен с входом парогенератора 2. Организованные пароотборы турбины 4 соединены с ПНД 8, деаэратором 9 и ПВД 18. В электротехнической части энергетической установки выход электрогенератора 5 соединен с входом электротехнического регулирующего устройства 19, выходы которого соединены с главными гребными электродвигателями 11, судовыми электропотребителями 12 и нагрузочными устройствами 20. В зависимости от параметров свежего пара, вырабатываемого парогенератором 2, и характеристиками турбины 4, между цилиндрами высокого и низкого давления турбины 4 может устанавливаться промежуточный сепаратор-пароперегреватель 21.

Предлагаемое устройство работает следующим образом. Питательная вода (конденсат), образующаяся в конденсаторе 6, конденсатным насосом 7 подается в ПНД 8, далее в деаэратор 9, затем насосом 10 подается в ПВД 18. Деаэратор, ПНД и ПВД обогреваются частично отработавшим паром из организованных пароотборов турбины 4. Нагревшись в ПНД 8, освободившись от растворенных газов в деаэраторе 9, подняв давление насосом 10 и далее еще нагревшись в ПВД 18, питательная вода подается на вход парогенератора 2. В парогенераторе 2, получающем энергию от ядерного реактора 1 за счет циркуляции теплоносителя первого контура, осуществляемую насосом 3, вода превращается в пар, который по паропроводу подается на паровую турбину 4, где совершает полезную работу, вращая электрогенератор 5. После турбины 4 отработанный пар подается в конденсатор 6, замыкая цикл пар - конденсат. Если после цилиндра высокого давления турбины 4 частично отработавший пар имеет повышенную влажность, то он направляется в промежуточный сепаратор-пароперегреватель 21 и затем в цилиндр низкого давления.

Электроэнергия, выработанная электрогенератором 5, подается на электротехническое регулирующее устройство 19, которое перераспределяет ее между потребителями: главными гребными электродвигателями 11, судовыми электропотребителями 12 и нагрузочными устройствами 20.

Предлагаемое техническое устройство позволяет полностью отказаться от судовой маневровой турбины с низким кпд и применить более высокоэффективную энергетическую турбину с полным комплектом регенеративных подогревателей и, возможно, промежуточным пароперегревом между цилиндрами высокого и низкого давления.

Реализация данного технического решения позволит увеличить мощность на валу турбины в 1,5 раза за счет увеличения кпд с 20 до 30-32%. Это в свою очередь приведет к экономии ядерного топлива и удлинит кампанию активной зоны ядерного реактора.

Скорость сброса и набора нагрузки в маневровом режиме будет зависеть только от характеристик гребных электродвигателей и систем их управления. А так как регулирующее электротехническое устройство имеет значительно меньшую инерционность, чем паротурбогенератор, то 40 - 50 сбросов-наборов в час легко достижимы, а существенно большее значение этого параметра в реальной ледовой обстановке и не требуется.

Качество вырабатываемой электроэнергии, особенно важное для сложных электронных устройств, по предлагаемому техническому решению будет также существенно выше и будет соответствовать требованиям обычных электрических сетей, а не колебаниям частоты тока, доходящим до 5% и более при использовании маневровой турбины. Турбина в предлагаемом техническом решении работает на постоянных оборотах в стационарном режиме, соответствующем мощности, на которую выведен ядерный реактор, и количеству вырабатываемого пара, при этом переход из одного стационарного режима в другой будет также достаточно быстрый, не менее 6% в минуту от номинальной мощности.

Предлагаемое техническое решение имеет также и положительный экологический аспект. За счет увеличения кпд тепловые сбросы уменьшаются с 80 до 68-70% от вырабатываемой тепловой энергии ядерным реактором.

В качестве примера прототипа можно привести строящийся в настоящее время новый двухосадочный атомный ледокол нового поколения ЛК-60 проекта 22220 «Арктика». В нем используются два ядерных реактора РИТМ - 200 тепловой мощностью 175 МВт каждый. При этом две энергетические установки выдают 70 МВт электрических. То есть кпд составляет 20%.

Реализация предлагаемого технического решения позволит при использовании тех же ядерных реакторов получить кпд 30-32% и соответственно 105-112 МВт электрической мощности, а это мощность достаточная как для линейного атомного ледокола, который сможет обеспечить круглогодичную навигацию по Северному морскому пути, так и для крупных военных кораблей.