Крутов В.И. - Техническая термодинамика (1062533), страница 68
Текст из файла (страница 68)
е. КПД цикла с регенерацией оказывается равным КПД простого цикла Ренкина (без регенерации). Паровой цикл с частичной регенерацией помимо укаэанного преимущества по экономичности'благоприятно влияет иа эксплуатацию н. конструкцию паросиловой установки в целом, так как приводит к уменьшению загрузки парогенератора и улучшению работы последних ступеней паровой турбины.
$! 26. Циклы атомных энергетических установок Конструктивные особенности' атомных энергетических установок, их тепловые схемы и термодинамические циклы определяются типом атомного реактора, применяемым топливом и теплоносителем, а также системой изоляции помещения с повышенным уровнем радиации. В качестве атомного топлива обычно использугбтся уран и плутоний, теплоносителем могут служить вода, газы (гелий, азот, углекислый !1и газ), металлы (калий и натрий) н органические жидкости (углеводороды дифенил, дифенильиый эфир, трнфеиил, нзотропнл дифенил), Тепловые схемы атомных электрических станций (АЭС) могут быть одна-,двух- и трехконтуриыми. При однокпнтурной схеме рабочее тело из реактора направляется непосредственно в турбину.
В этом случае рабочее тело обладает радиоактивностью, что опасно для обслуживаю. щего персонала, Двух- и трехконтурные.схемы свободны от этого недостатка.. В реакторе 1 двухконтурной установки (рис. 136) за счет энергии ядерцдго топлива происходит нагревание теплоносителя. При нвпоередетвенном контакте ч тепловыделяющнмн элементами (ТВЭЛами) теплоноситель становится радиоактивным, поэтому направляется не в турбину, а в парогенератор-теплообменник 2.
В парогенераторе он отдает свою теплоту рабочему телу втор ого контура и насосом 7 вновь возвращается в реактор. Рабочее тело втор) . рого контура (как-прааило, вода и водяной пар) совершает работу в турбине 3, затем проходит кон денсатор 4 и насосом б возвра щается в парогенер втор.
Для обес ?; в печения безопасности второй кон Ркс. !36. схема двухкентурной атем. тур чЭС отделен от первого конной энерсетнческой установка тура специальной биологической защитой 6. Трехконтурная тепловая схема осуществляется в тех случаях, когда в качестве теплоносителя применяются металлы. При этом полно. стью исключается возможность проникновения водяных паров и воз-. духа в циркуляционный контур с повыщенной радиацией, Тепловая мощность реактора может изменяться в широких пределах. Этот диапазон значительно больше, чем в обычных котельных установках.
Однако производительность АЭС определяется не только тепловой мощностью реактора, но и рядом других факторов, в частности интенсивностью отвода теплоты. Определенные ограничения на параметры атомных реакторов (а следовательно, на их экономичность н производительность) накладывают и физические свойства ядерного топлива, например термическая стойкость. В энергетических реакторах в качестве топлива чаще всего применяется оксид урана 1)Ов (11), имеющий высокую температуру плавления (3073 К).
Ои химически не реагирует с водой и углекислым'газом, имеет хорошую термическую и радиационную стойкость. С примене иием оксида урана (П) стало возможным поддерживать температуру теплоносителя в пределах 1070 — !270 К, При этих условиях КПД термодинамического цикла АЭСдостигает 55% (а всей станции ж 45е?е). Основным недостатком оксида урана (П) является низкая теплопроводность и, как следствие, резкий перепад температур от центра ТВЭЛов к поверхносеи.
324 Атомные установки с использованием воды в качестве теплоносителя бывают двух типов. В установках первого типа (кипящего) пар получается непосредственно в самом реакторе. В установках второго ' типа (некипящего) реактор нагревает воду до температуры насыщения. В реакторах некипящего типа давление рабочего тела допускается до 10 — 20 МПа, что соответствует температуре иасьпцеиия 55)-- 620 К.
Такие параметры первого контура дают возможность в парогв. иераторе и на входе в турбину получить насыщенный или немного пе. регретый пар с давлением 3 — 6 МПа и температурой 530 †5 К, Рнс, !Зт. Схема двух блоков атомной энергетической установки с водо. водя- ным теплоносителем: 1 — реактоР; 2 — парогепсратор; 5 — турбина высокого давления; а — турбина щгвкого давления; 5 — центробежный сепаратор; 5 — электрогенератор; У вЂ” кондевсаторг а — конденсятный насос; У вЂ” регенеративные подогреватели ниякого давления; 10 — регеиератяв иый подогреватель высокого давления; 1! — питательный насос; 12 — деавратор; 25 — глав лый.циркуляциовиый насос;.
15 — пар на теплофииацикк 15 — подпнтоявый насос Для примера на рис. 137 представлена тепловая схема атомной знер. гетической установки с водо-водяным теплоносителем и в ядерным топливом в виде оксида урана ()Оа (П). Температура поверхности ТВЭЛов ие превышает 620 К. Давление в первом контуре 10 МПа, температура воды на входе' в реактор 520 К, на выходе 550 К, температура питательной воды второго контура 405 К. Давление второй ступени 2,9 МПа и температура насыщения 505 К. Следовательно; в парогенераторе 2 вода сначала подогревается до точки кипения (про.
цесс а-Ь рис. 138, а), а затем в процессе Ь-с превращается в бухой насыщенный пар. В процессе с-г( пар вначале расширяется в турбина высокого давления 3 (до 0,2 МПа). Затем, после отсепарирования влаги в сепараторе 4, процесс расширения продолжается в турбине низкого давления б.
Более глубокое расширение-в трубине высокого дав. ления невозможно в связи с чрезмерным увеличением степени влаж- ности в последних ступенях турбины. Масса пара, поступающего в цилиндр высокого давления, больше массы пара, подаваемого в ци- . линдр низкого давления в связи с отбором влаги после турбины высо. кого давления и пара, отобранного из цилиндра высокого давления на подогрев воды в регенеративных подогревателях и деаэраторе. Изо. , б"1 А р, -г,р Ррла 403 бгга Рнс. 133.
Цикл атомной энергетической установки беа перегрева рабочего телаг а — аа ат.дввграммер б.— да М.ддаграмме бара д-с' (рис. 188, б) условно изображает процесс изменения состояния пара при отборе из него влаги. Энтальпия в точке с относится к 1 кг насыщенного пара при давлении 0,2 МПа. Влагу из пара можно удалить и за счет промежуточного подогрева пара (подсушкой) не только до уровня сухого насыщенного пара, но и с небольшим перегревом (т(ге-1 на рис. 439, а, б). Однако циклы с сепарацией влаги обладают определенными преимуществами перед циклом с подогревом (под.
а) й Т' рЖ ррр 5 5 Рнс. 139, Цнкл атомной энергетической установка с перегревом рабочего тела: а — дв ет.даа~рамме; б — аа М-дааграмлле ( сушкой), так как при подсушке часть пара расходуется на подогрев влажного пара с более низкими параметрами. При выбранных парамет. рах рабочего тела первого контура значительно поднять КПД цикла пз-за его низких начальных параметров не удается даже с применением регенеративного подогрева питательной воды.
Этот недостаток можно устранить, если в самом реакторе получить пар более высоких параметров. Это позволяет увеличить рабочие параметры второго контура. Такой способ повышения КПД был использован в одной из действующих атомных электрических станций. Перегрев пара осуществ 32б -'ляется В самом реакторе. При максимальном давле и пара в первом контуре 14,7 МПа в турбину второго контура посту т пар с давлением 9 МПа и температурой 770 К, За счет такого пе рева КПД всей стайции в целом достигает 37%.
При определенных прощениях рассмотренный цикл атомной энергетической уатанов можно свести к обычному циклу Ренкина с небольшим перегрево пара (рис. 140). Пл. ОЬ57 численно равна удельной теплоте, отдана ой теплоноситв. лем первого контура в парогенераторе. Эта же тепл а воспринимает ся рабочим телом второго контура по изобаре 4-1 ( 5417). Процесс 1-2 в этом цикле представляет собой работу пара в урбине, процесе 2-5 — конденсацию отработавшего пара в конденсаторе,-а процесс 5-4 — сжатие пита- г тельной воды. Удельную теплоту до расходуемую на й цикл 1-2-5-4, можно определить в виде разности: д, — — 1, — 1,. Удельная работа цикла определяется разностью работы пара в турбине 1, — 1, и удельной работы 1,— (те израсходованной иа сжатие питательной Ф Воды ° Поэтому 1а (1ч 1в) (14 1ч) ю Полученные соотношейия дают возмож-.