Парогазовые установки

Высокий уровень температур при подводе теплоты в газотур­бинной установке и низкий уровень отвода теплоты в паротур­бинной установке привели к развитию комбинированного паро­газового цикла, который применяется при разнообразных соче­таниях двух рабочих тел: газа и водяного пара. Парогазовый цикл содержит газотурбинную ступень в области высоких температур и паротурбинную в области низких. Отработавший в газовой тур­бине газ отдает свою теплоту в паротурбинной ступени для це­лей промежуточного перегрева пара, для нагрева питательной воды, получения пара низкого давления в котле-утилизаторе и др.

Рисунок 5.6 – Схема парогазовой установки:

1 – компрессор; 2 – камера сгорания; 3 – газовая турбина; 4, 7 – электрогене­раторы; 5– котлоагрегат; 6 – паровая турбина; 8 – конденсатор; 9– насос; 10 –подогреватель.

 

В камеру сгорания 2 подается топливо и компрессором 1 – сжатый воздух. Продукты сгорания, отработав в газовой турбине 3, поступают в подогреватель 10, где нагревают питательную воду, поступающую в котел, и удаляются в атмосферу. Перегретый пар, получаемый в котлоагрегате 5, расширяется в паровой турбине 6 и конденсируется в конденсаторе 8. Конденсат насосом 9 перека­чивается в подогреватель 10, где нагревается и поступает затем в котел. Полезная мощность, вырабатываемая газовой и паровой турбинами, передается генераторам электрического тока 4 и 7. Соотношение между количеством отработавших газов и количе­ством подогреваемой питательной воды определяется из условия, что количество теплоты, отдаваемой отработавшими газами, дол­жно равняться количеству теплоты, необходимой для подогрева питательной воды до расчетной температуры.

В парогазовой установке термический КПД общего цикла боль­ше, чем КПД каждого из составных циклов (газового и пароводя­ного), следовательно, наибольшего из них. Цикл строится для 1 кг воды и соответствующего количества газа на 1 кг воды, опре­деляемого из теплового баланса подогревателя.

 

ВОПРОСЫ ДЛЯ САМОПРОВЕРКИ

 1) Опишите принципиальную тепловую схему ТЭС и основной принцип ее работы.

 2) Перечислите основные способы увеличения КПД тепловой па­ротурбинной станции.

 3) Укажите основной термодинамический принцип теплофика­ции на ТЭЦ.

 4) Опишите принцип действия газотурбинной установки.

 5)  В чем заключается принцип работы парогазовой установки?

 

 

Лекция 6. атомные электростанции (АЭС)

План лекции:

Характеристика АЭС

Топливо АЭС

Типы реакторов АЭС

Схемы АЭС

Преимущества АЭС

 

Характеристика АЭС

Атомные электростанции (АЭС) – это по существу тепловые электростанции, которые используют тепло­вую энергию ядерных реакций.

Атомные электростанции могут быть сооружены в любом гео­графическом районе, в том числе и труднодоступном, но при наличии источника водоснабжения. Количество (по массе) по­требляемого топлива (уранового концентрата) незначительно, что облегчает требования к транспортным связям. Атомные электро­станции состоят из ряда агрегатов блочного типа, выдающих энер­гию в сети повышенного напряжения. Агрегаты, в особенности на быстрых нейтронах, не маневренны, так же как и агрегаты КЭС. По условиям работы и регулирования, а также по технико-эконо­мическим соображениям предпочтительным является режим с относительно равномерной нагрузкой. Атомные электростанции предъявляют повышенные требования к надежности работы обо­рудования. Коэффициент полезного действия АЭС составляет 35-38 %. Практически АЭС не загрязняют атмосферу. Выбросы ра­диоактивных газов и аэрозолей незначительны, что позволяет со­оружать АЭС вблизи городов и центров нагрузки. Трудной пробле­мой является захоронение или восстановление отработавших топ­ливных элементов.

Топливо АЭС

Возможность использования ядерного топлива, в основном ура­на 235U, в качестве источника теплоты связана с осуществлением цепной реакции деления вещества и выделением при этом огром­ного количества энергии. Самоподдерживающаяся и регулируе­мая цепная реакция деления ядер урана обеспечивается в ядерном реакторе. Ввиду эффективности деления ядер урана 235U при бомбардировке их медленными тепловыми нейтронами пока пре­обладают реакторы на медленных тепловых нейтронах. В каче­стве ядерного горючего используют обычно изотоп урана 235U, содержание которого в природном уране составляет 0,714%; ос­новная масса урана – изотоп 238U (99,28 %). Ядерное топливо ис­пользуют обычно в твердом виде. Его заключают в предохрани­тельную оболочку. Такого рода тепловыделяющие элементы назы­вают ТВЭЛами, их устанавливают в рабочих каналах активной зоны реактора. Тепловая энергия, выделяющаяся при реакции деления, отводится из активной зоны реактора с помощью теплоносителя, который прокачивают под давлением через каждый рабочий ка­нал или через всю активную зону. Наиболее распространенным теплоносителем является вода, которую тщательно очищают.

Реакторы с водяным теплоносителем могут работать в водном или паровом режиме. Во втором случае пар получается непосред­ственно в активной зоне реактора.

При делении ядер урана или плутония образуются быстрые нейтроны, энергия которых велика. В природном или слабо обогащенном уране, где содержание 235U невелико, цепная реакция на быстрых нейтронах не развивается. Поэтому быстрые нейтроны замедляют до тепловых (медленных) нейтронов. В качестве замедлителей используют вещества, которые содержат элементы с ма­лой атомной массой, обладающие низкой поглощающей способ­ностью по отношению к нейтронам. Основными замедлителями являются вода, тяжелая вода, графит.

В настоящее время наиболее освоены реакторы на тепловых нейтронах. Такие реакторы конструктивно проще и легче управ­ляемы по сравнению с реакторами на быстрых нейтронах. Однако перспективным направлением является использование реакторов на быстрых нейтронах с расширенным воспроизводством ядерно­го горючего – плутония; таким образом может быть использована большая часть 238U.

Типы реакторов АЭС

На атомных станциях России используют ядерные реакторы следующих основных типов:

РБМК (реактор большой мощности, канальный) – реактор на тепловых нейтронах, водо-графитовый;

ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) – реактор на тепловых нейтронах, корпусного типа;

БН – реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим натриевым теплоносителем.

Единичная мощность ядерных энергоблоков достигла 1500 МВт.

В настоящее время считается, что единичная мощность энерго­блока АЭС ограничивается не столько техническими соображени­ями, сколько условиями безопасности при авариях с реакторами.

Действующие в настоящее время АЭС по технологическим тре­бованиям работают главным образом в базовой части графика нагрузки энергосистемы с продолжительностью использования установленной мощности 6500...7000 ч/год.

Схемы АЭС

Технологическая схема АЭС зависит от типа реак­тора, вида теплоносителя и замедлителя, а также от ряда других факторов. Схема может быть одноконтурной, двухконтурной и трехконтурной.

На рис. 4.12 в качестве примера представлена двухконтурная схема АЭС для электростанций с реактором типа ВВЭР. Видно, что эта схема близка к схеме КЭС, однако вместо парогенератора на органическом топливе здесь используется ядерная установка.

Атомные электростанции так же, как и КЭС, строятся по бло­чному принципу как в тепломеханической, так и в электрической части.

Ядерное топливо обладает очень высокой теплотворной спо­собностью (1 кг 235U заменяет 2900 т угля), поэтому АЭС особен­но эффективны в районах, бедных топливными ресурсами, на­пример в европейской части России.

Рисунок 6.1 – Технологическая схема АЭС с реактором типа ВВЭР:

1 – реактор; 2 – парогенератор; 3 – турбина; 4 – трансформатор; 5 – гене­ратор; 6 – конденсатор турбины; 7 – конденсатный (питательный) насос; 8 – главный циркуляционный насос.

 

Перспективными являются АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, которые могут ис­пользоваться для получения теп­лоты и электроэнергии, а также и для воспроизводства ядерного топлива. Реактор типа БН имеет активную зону, где происходит ядерная реакция с выделением потока быстрых нейтронов. Эти нейтроны воздействуют на элементы из 23SU, кото­рый обычно в ядерных реакциях не применяется, и превращают его в плутоний 239Ри, который может быть впоследствии использо­ван на АЭС в качестве ядерного топлива. Теплота ядерной реакций! отводится жидким натрием и используется для выработки электро­энергии.

Схема АЭС с реактором типа БН (рисунок 6.2) трехконтурная, в двух из них используется жидкий натрий (в контуре реактора и промежуточном). Жидкий натрий бурно реагирует с водой и водя­ным паром. Поэтому, чтобы избежать при авариях контакта ра­диоактивного натрия первого контура с водой или водяным па­ром, выполняют второй (промежуточный) контур, теплоносите­лем в котором является нерадиоактивный натрий. Рабочим телом третьего контура являются вода и водяной пар.

В настоящее время в эксплуатации находится ряд энергоблоков типа БН, из них наиболее крупный БН-600.

 

Рисунок 6.2 – Технологическая схема АЭС с реактором типа БН:

1 – реактор; 2 – теплообменник первого контура; 3 – теплообменник (барабан) второго контура: 4 – паровая турбина; 5 – повышающий трансформатор; 6 – генератор; 7– конденсатор; 8, 9, 10– насосы.

Преимущества АЭС

Атомные электростанции не имеют выбросов дымовых газов и не имеют отходов в виде золы и шлаков. Однако удельные тепло­выделения в охлаждающую воду у АЭС больше, чем у ТЭС, вслед­ствие большего удельного расхода пара, а следовательно, и больших удельных расходов охлаждающей воды. Поэтому на большинстве новых АЭС предусматривается установка градирен, в которых теп­лота от охлаждающей воды отводится в атмосферу.

Особенностью АЭС является необходимость захоронения радиоактивных отходов. Это делается в специальных могильниках, которые исключают возможность воздействия радиации на людей.

Применение атомной энергии позволяет расширить энерге­тические ресурсы, способствуя этим сохранению ресурсов орга­нического топлива, снизить стоимость электрической энергии, что особенно важно для районов, удаленных от источников топ­лива, снизить загрязнение атмосферы, разгрузить транспорт, занятый перевозкой топлива, помочь в снабжении электроэнер­гией и теплотой производств, использующих новые технологии (например, занятых опреснением морской воды и расширением ресурсов пресной воды). Что касается загрязнения среды, то при использовании АЭС отпадает проблема нехватки кислорода в среде, которая характерна для тепловой электростанции по при­чине его использования для горения органического топлива. От­сутствует выброс с дымовыми газами золы. В связи с проблемой борьбы с загрязнением воздушной среды важно отметить целе­сообразность внедрения также атомных ТЭЦ, так как ТЭЦ обычно располагаются вблизи тепловых потребителей, промышленных узлов и крупных населенных пунктов, где чистота среды особен­но необходима.

При работе АЭС, не потребляющих органическое топливо (уголь, нефть, газ), в атмосферу не выбрасываются окислы серы, азота, углекислый газ. Это позволяет снизить парниковый эффект, веду­щий к глобальному изменению климата.