книги / Основы термодинамики циклов теплоэнергетических установок
..pdfЗдесь Г20р — среднетермодинамическая температура от вода тепла в цикле; т]м.г — произведение механических к.п.д. турбины и генератора; ть.н — к.п.д., учитывающий расход на собственные нужды.
Из рассмотрения формулы (6.7) следует, что с повыше нием средней температуры Т1ср подвода тепла в цикле элек трическая мощность установки Ыэ сначала увеличивается, а потом уменьшается, т. е. проходит через максимум. Этот максимум электрической мощности найдется из условия
dNa/dTlcp = 0 при d2Na/dT2icp< 0. |
(6.8) |
Дифференцируя уравнение (6.7) по Тг,ср при постоян ном значении всех коэффициентов и поверхности* реактора F, получим условия оптимума
0 |
T2CV/T1CP) -(- (Тпр |
Т1ср (Г2СР/Гicp) = 0. (6.9) |
Отсюда оптимальная средняя температура подвода тепла в цикле, обеспечивающая максимальную мощность реак тора,
^1 ср. ОПТ |
Т Пр Г 2 ср . |
(6 .1 0 ) |
Соответствующее этой температуре оптимальное значе ние термического к.п.д. цикла
'ty опт = 1 |
V T 2CV/ T np . |
(6 .1 1 ) |
Полученное значение термического к.п.д. цикла яв ляется также и экономически наивыгоднейшим при очень малой стоимости ядерного горючего и наличии возможнос ти изменения мощности реактора.
На основании изложенного можно сделать весьма важ ные выводы, отражающие особенности анализа циклов атомных электростанций:
1.Тепловая и электрическая мощности атомной уста новки зависят, главным образом, от двух факторов — теп ловой мощности реактора Qx и термического к.п.д. цикла Y]f теплового двигателя.
2.Для реактора с переменным QT существует оптималь
ное значение средней температуры подвода тепла в цикле 7\ср, которое обеспечивает достижение максимума электри ческой мощности атомной установки. Величине Т1ср.опт со ответствует термодинамически наивыгоднейшее значение термического к.п.д. Люпт-
3. Тепловая мощность реактора QT и достижимая элек трическая мощность атомной установки N9 зависят от ве личины предельной температуры тепловыделяющих эле ментов Тпр. Чем выше Тпр, тем больше тепловыделение QT, выше оптимальная средняя температура подвода тепла
вцикле Т1ср и больше электрическая мощность установки
иее оптимальный к.п.д.
§ 6.2. Термодинамические циклы АЭС
сжидким или паровым теплоносителем
Циклы насыщенного пара. Воду под давлением приме няют как теплоноситель чаще всего на атомных электростан циях, где в качестве ядерного горючего используют дву окись урана UOo. Оптимальная средняя температура под вода тепла в таких циклах, определенная по предельной температуре ТВЭЛ Т пр, оказывается несколько выше воз можной температуры теплоносителя на выходе из реак тора Т х, т. е.
Г, ср.опт V Т'прТ'з > 7 ^ .
Свойства воды как теплоносителя ограничивают воз можность повышения температуры подвода тепла, которая в этом случае, как правило, составляет не более 570—600 К. Очевидно, в этом случае не достигается максимум электри ческой мощности установки. В связи с этим стараются осу ществлять подвод тепла в цикле при высшем достижимом уровне температуры, приближаясь к изотермическому. На грев теплоносителя в реакторе принимают всего на 15—25°С.
Распределение температур в реакторе и паровой регене ративный цикл АЭС насыщенного пара при водяном тепло носителе показаны на рис. 6.4. Здесь давление воды при нято рв = 10,0 МПа, что не дает возможности поднять ее температуру в реакторе выше 582 К* В этих условиях опти мальным оказывается цикл насыщенного пара при давле нии р = 2,9 МПа. Очевидно, что применение цикла с пере гревом пара привело бы к необходимости понижения на чального давления пара р и уменьшения термического к.п.д. цикла, ибо известно, что в тех же температурных границах цикл насыщенного пара всегда имеет более высокий терми ческий к.п.д., чем цикл перегретого пара. Вместе с тем работа пара в турбине в области его влажного состояния сопровождается дополнительными потерями от ударов ка-
пель влаги о рабочие лопатки. Приближенно считают, что каждый процент влаги в данной ступени вызывает умень шение внутреннего относительного к.п.д. этой ступени также на 1 %, т. е.
'По/jt — -^По/с» |
(6* 12) |
где х — средняя степень сухости пара в данной ступени (или группе ступеней, если т]0^ определяется для группы ступеней); t\oic — внутренний относительный к.п.д. данной ступени (или группы), рассчитанный для сухого пара.
Все это вынуждает применять различные методы умень шения конечной влажности до допустимой величины (12 -4- -т* 13%). Одним из распространенных методов уменьшения конечной влажности пара является его промежуточная сепарация. В этом случае пар после работы в первой группе ступеней турбины, когда его влажность достигает « 12%, направляется в сепаратор, где уменьшает влажность до 1 4* 2% и затем входит во вторую группу ступеней. Конеч ную влажность на выходе из второй группы ступеней тур бины также выбирают порядка 12 -г- 13%. Если при этом еще не достигнуто конечное давление, то пар направляется во второй сепаратор и после него в третью группу ступеней турбины. Схема паровой АЭС с сепаратором и процесс рас ширения пара в i — s-диаграмме показаны на рис. 6.5. Здесь: 23 — процесс в сепараторе С, соответствующий по тере давления пара на величинуДрс.
Уменьшить влажность пара возможно также и методом его промежуточной подсушки. В этом случае отработавший в части высокого давления турбины пар поступает в поверх-
ностный паропаровой подогреватель, где за счет тепла ос трого пара или отборного пара более высокого давления уменьшает свою влажность до 1—2% или даже до 0. Схема и цикл установки показаны на рис. 6.6. В такой установке острый пар, выработанный в парогенераторе ЯГ, расширяет ся в турбине высокого давления ТВД до состояния точки а, после чего поступает в паропаровой теплообменник ПТ для подсушки. Конденсат греющего пара отводится в деаэра тор Д. Процесс подсушки в цикле показан линией ас. Подсушенный пар, характеризуемый состоянием точки су поступает в часть низкого давления турбины ТНДУгде работает до состояния точки 2 и затем — в конденсатор К. На Т — s-диаграмме левая заштрихованная пл. 54Ь6 пред ставляет собой тепло 0Рсг регенеративного подогрева пи тательной воды. Правая заштрихованная пл. 7ас8 — тепло острого или отборного пара высокого давления, от данное на подсушку. Незаштрихованная площадь цикла ld3b— полезная работа 1 кг пара при отсутствии подсушки. Дважды заштрихованная пл. ac2d — дополнительная ра бота пара основного потока, вызванная его подсушкой-
Площадь всего цикла 1ас23Ь здесь не соответствует его теоретической работе, поскольку в нем не отражено умень шение работы, вызванное отбором пара на подсушку. Тео ретическая работа /ц< цикла с подсушкой пара меньше площади основного цикла (МЗЬ) на величину потерь от не обратимого теплообмена между греющим и подсушивающим паром. Так, если подсушка производится острым паром и на это расходуется ап кг/кг пара, то 1Щ= (1 — ап)
(пл. Id3b+ пл. ac2d) или, выражая через тепло qlf подведен ное в парогенераторе,
t = Я\[(1 ®п) Л/ оси ап'П/ Доп!» (6-13)
где iifосп и *П<дои — термическое к.п.д. соответственно ос новного (ЫЗЬ) и дополнительного (ac2d) циклов.
Подсушка отборным паром применения пока не нашла из-за большей сложности.
Цикл перегретого пара. Уменьшить конечную влажность пара на АЭС с водяным теплоносителем можно также путем применения начального его перегрева при соответствующем понижении начального давления. Так, в первой АЭС Ака демии наук СССР, где используется реактор с водяным теп лоносителем и графитным замедлителем, хотя предельная температура ТВЭЛ составляла 643 К, давление пара по условиям максимальной электрической мощности реактора принято 1,2 МПа (Тпас = 462 К). Это позволило применить перегрев пара до 543 К и тем самым снизить конечную его влажность в последних ступенях турбины до допустимого значения.
Подобный цикл применен и на атомном ледоколе «Ле нин», где давление теплоносителя при ДТ = 77 К принято около 20,0 МПа. Начальные параметры пара: рх =
=2,75 МПа и 7\ = 583 К [10].
Более высокую термодинамическую эффективность па
ровых циклов АЭС можно достигнуть, если применить пере-
грев пара в специальном высокотемпературном реакторе (включаемом последовательно с основным) или в огневом перегревателе, работающем на органическом топливе.
На рис. 6.7 приведена принципиальная тепловая схема и цикл Белоярской АЭС, где применен перегрев пара в спе циальных neperревательных каналах атомного реактора. Здесь: АР — атомный реактор с испарительными {ИК) и перегревательными (ПК) каналами; ПТ — паровая тур бина; И — испаритель второго контура; Сг — сепаратор контура I. Как видно из рисунка, в пароперегревательные каналы реактора поступает водяной пар контура И, обра зовавшийся из конденсата паровой турбины в испарителе И. Вода контура I, тщательно очищенная от каких-ли
бо примесей, |
преобразуется в пар, в испарительном кана- |
|||
|
|
|
|
Т а б л и ц а 6.2 |
|
Основные данные р еа ктор а АЭС |
|
||
Показатель |
|
Кипящий |
Перегревательный |
|
|
канал |
канал |
||
Тепловая мощность, к В т ................. |
405 |
368 |
||
Максимальная |
температура |
поверх |
355 |
530 |
ности ТВЭЛ, °С ..................................... |
||||
Максимальная температура урана, °С |
400 |
550 |
||
Максимальная |
температура |
графи |
660 |
725 |
та, °С |
|
|
ле ИК реактора и пополняется конденсатом из сепара тора С2.
Вцикле АЭС, на том же рисунке, линия 34 условно изо бражает наличие регенеративного подогрева питательной воды контура II. Линия ab — изобара воды контура I (теплоносителя). Некоторые данные реактора этой АЭС приведены в табл. 6.2.
Вслучае использования огневого перегрева пара тепло вая схема АЭС отличается от изображенной на рис. 6.7 тем, что вместо перегревательных каналов устанавливается
отдельно стоящий газовый перегреватель, греющим телом в котором являются продукты сгорания органического топлива с воздухом в специально устроенной для этого топке.
Промежуточный перегрев пара. В последнее время на АЭС получает широкое распространение паровой промперегрев. Этот способ промперегрева, применявшийся еще в 20-х годах нашего столетия на тепловых электростанциях для уменьшения влажности пара в последних ступенях турби ны, не приводил к повышению термического к.п.д. цикла.
Теперь, в условиях АЭС с |
водоводяными |
реакторами, |
|
где влажность |
пара в ЧНД турбины достигает 25—30%, |
||
а потери к.п.д. |
от нее до |
15%, паровой |
промперегрев |
становится выгодным. Еще больший выигрыш получают при сочетании парового промперегрева с предваритель ной сепарацией пара после его работы в ЧВД турбины.
Рис. 6.9
Принципиальная схема паротурбинной части такой АЭС и ее цикл показаны на рис. 6.8. Здесь образовавшийся в парогенераторе ПГ насыщенный (или слабоперегретый) пар направляется в ЧВДтурбины, а часть его — в паропере греватель Я Я . Основной поток пара после работы в ЧВД проходит сепаратор С, а затем поступает на перегрев в промперегреватель ЯЯ, конденсируя там греющий острый пар. Этот конденсат и .влага из сепаратора поступают в систему регенерации (в деаэратор Д). В изображенном на Т — s-. диаграмме цикле кривая 41 соответствует процессу в паро генераторе, где питательная вода превращается в пар за счет тепла ядерного реактора. Линия 2гс соответствует про цессу в сепараторе. Кривая cd — изобара вторичного пере грева пара. Заштрихованная в цикле пл. 2rcf2 работы не представляет. Пл. 1234, равная lt, представляет собой
полезную теоретическую работу 1 кг пара, |
поступившего |
в ЧВД турбины. Пл. edcf — дополнительная |
работа 1 кг |
пара, вызванная произведенным промежуточным перегре вом. Суммарный расход тепла на выработку острого пара и его промперегрев равен сумме пл. 1654 (ft) и cdba {q„,n). Это же подведенное тепло можно определить и через произ ведение приращения энтальпии 1 кг острого пара на отно сительную его массу, т. е.
qL+ qn.n= (t'i— у (i + e g,
где ап— доля острого пара, израсходованная на промежу точный перегрев.
Соответственно термический к.п.д. такого цикла |
|
*1/ = (^осн + 'доп)%, + <7п.п). |
(6.14) |
где /осн и /доп — работа основного (1234) и дополнительного (defc) циклов.
Паровые АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. Ог раниченные запасы урановых руд и малая степень исполь зования урана в тепловых реакторах вынуждают дальней шее развитие АЭС ориентировать на применение реакторов на быстрых нейтронах, с помощью которых можно будет вовлечь в энергетику не толоко U235, но практически весь добываемый уран и торий (запасы которого примерно такие же, как и урана). Прототипом будущей АЭС на быстрых нейтронах в какой-то мере является установка в г. Шевчен ко, где используется «быстрый» реактор БН-350. В стадии доработки третий блок Белоярской АЭС с реактором БН-600, проектируется АЭС с реактором БН-1000. Все эти реакторы имеют жидкометаллический теплоноситель — натрий, тем пература плавления которого достигает 98°С. Недопусти мость контакта с водой и необходимость предварительного электроразогрева натрия перед пуском АЭС, а также ряд других технических требований вынуждают применять трехконтурные схемы АЭС на быстрых нейтронах. Прин ципиальная схема блока АЭС с быстрым реактором БН-600 [15] приведена на рис. 6.9. Здесь: АР — реактор БН-600; НТ — натрий-натриевый теплообменник; ПГ — парогенератор с промперегревателем; Р — регенератор для питательной воды. Соответствующие точки на схеме и на цикле обозначены одинаковыми цифрами.
Тепловая мощность реактора БН-600 составляет 1500 МВт,
а электрическая — 600 МВт. Температура |
натрия на |
входе в реактор 570 К и на выходе из него 850 |
К- Давление |
пара на выходе из парогенератора — 14 МПа и температу ра 780 К. Температура промперегрева также около 780 К. Как видно из Т — s-диаграммы, цикл такой паротурбинной АЭС оказывается подобным циклу обычной паротурбинной ТЭС с промперегревом пара.
§6.3. Термодинамические циклы АЭС
сгазовыми теплоносителями
Одним из направлений развития АЭС является примене ние реакторов с газовыми теплоносителями. Такие тепло носители должны обладать термической и радиационной
стойкостью, взрывобезопасностыо, нейтральностью по от ношению к применяемым конструкционным материалам, относительно высоким коэффициентом теплоотдачи, доста точной распространенностью в природе. Наибольшее рас пространение в качестве теплоносителя для низкотемпера турных реакторов получил углекислый газ С02, а для вы сокотемпературных — гелий Не.
Паровые циклы. Главным направлением первоначаль ного развития АЭС Англии и Франции являлось примене ние реакторов с газовыми теплоносителями и паровых цик лов двух давлений. Основные элементы тепловой схемы таких АЭС — газовый парогенератор с двумя давлениями пара и соответствующая паровая турбина.
Принципиальная схема такой АЭС (типа АЭС в КолдерХолле) и совмещенный идеальный цикл двух давлений пока заны на рис. 6.10. По этой схеме углекислый газ перекачи вается компрессором ГК по контуру I: реактор (АР) — парогенератор (ПГ). В высокотемпературной части (В) парогенератора вырабатывается пар повышенного давления рв и перегревается до температуры 7\. В низкотемператур ной части (Н) парогенератора вырабатывается пар низкого давления рп, поступающий затем в часть низкого давления турбины. Здесь он смешивается с потоком пара высокого давления (отработавшего в ЧВД турбины) и расширяется до давления в конденсаторе. Температуру регенеративного подогрева питательной воды для потока, поступающего в