Конспект лекцій до самостійного вивчення розділів з дисципліни

Вид материала

Конспект

Содержание Рис. 4.2. Схема МГД-установки відкритого циклу В англійських енергетичних реакторах охолоджуючим середовищем слугує вуглекислий газ Рис. 4.5. Схема плазмового реактора Рис. 4.6. Різні методи відводу струму плазмового реактора

Подобный материал:

• Короткий конспект лекцій для самостійного вивчення дисципліни „ухвалено, 1135.56kb.
• Конспект самостійного вивчення з навчальної дисципліни, 929.88kb.
• Конспект лекцій з дисципліни „Радіоекологія для студентів спеціальності 040106  „Екологія,, 1393.76kb.
• Конспект лекцій вступ метою дисципліни "Економіка підприємства", 822.54kb.
• І. В. Фісун методичні вказівки для самостійного вивчення дисципліни «Менеджмент», 620.87kb.
• І. В. Фісун методичні вказівки для самостійного вивчення дисципліни «Маркетинг», 454.74kb.
• Методичні рекомендації з дидактичним забезпеченням до самостійного вивчення дисципліни, 942.14kb.
• Навчально-методичний посібник для самостійного вивчення модуля дисципліни, 3343.26kb.
• Конспект лекцій Удвох частинах Частина 2 Суми, 1998.47kb.
• Конспект лекцій Удвох частинах Частина 1 Суми, 2323.63kb.

Рис. 4.2. Схема МГД-установки відкритого циклу,

яка працює на звичайному паливі


Очевидна практична складність, з якою пов'язано створення будь-якої МГД-системи для вироблення енергії у великих масштабах, зводиться до розробки матеріалів, які зберігають потрібні механічні, термічні та електричні властивості при температурах не нижче за 2750 ^оС. Інша складність стосується електричних властивостей робочих газів. Газоподібні продукти згорання (включаючи вуглекислий газ, який також використовується в якості охолоджувача на реакторі) погано іонізуються навіть при таких температурах і порівняно погано проводять струм. У результаті цього внутрішній опір генератора залишається високим, що робить його неекономним. Так було б якби в обмотці якоря сучасної динамо-машини мідь замінити яким-небудь матеріалом з більшим опором. Ступінь іонізації можна підвищити, зменшуючи тим самим опір, або шляхом приєднання до газового потоку дуже малих домішок речовин, які легко іонізуються, таких як солі лужних металів. Однак ці шляхи підвищення ступеня іонізації ускладнюють в обох випадках вирішення задач із створення потрібних матеріалів.

Дуже відповідальною справою є профілювання сопла, у якому розширюється газ. В ідеалі розширення повинно здійснюватись так, щоб надати газу максимальну швидкість витікання. Однак, розширення супроводжується зниженням температури і тиску газу, а це тягне за собою підвищення електричного опору. Тому практично доводиться приймати компромісне рішення.

Окрім зазначених складностей, є ще ряд складностей чисто практичного інженерного характеру, з якими доводиться зустрічатися при створенні іншої установки. Так, наприклад, теплообмінник повинен працювати при таких температурах, тиску й інших умовах, які повністю відрізняються від умов роботи агрегатів сучасних теплоелектроцентралей.


5. Використання МГД-генераторів у поєднанні

з ядерними реакторами.


Процесам ядерного ділення, що проходять у ядерних реакторах, притаманна температура, яка вимірюється мільйонами градусів. Саме такою є температура вогняного шару, що виникає при вибуху атомної бомби. Але на практиці робоча температура диктується температурою розплавлення металу, з якого виготовлені тепловидільні елементи. На сучасних атомних електростанціях не використовуються безпосередньо універсальні властивості саме атомної енергії. Ця енергія використовується тільки як одне з джерел тепла для нагрівання води, виробництва пари і приведення у дію звичайних турбогенераторів.

Розглянемо частину активної зони енергетичного ядерного реактора з газовим охолодженням (рис. 4.3).




Рис. 4.3. Частина МГД – установки, у якій звичайний котел замінено ядерним реактором


Цей реактор є прототипом атомних електростанцій, які будуються зараз. У таких реакторах ядерне паливо закладається у вигляді стрижнів з природного урану, а уповільнювачами слугують блоки чистого графіту (нейтрони, які виділяються при діленні ядер урану, мають дуже велику швидкість, щоб збільшити ймовірність наступних актів ділення ядер, швидкі нейтрони уповільнюють, пропускаючи через речовину, яка не дозволяє ділення і нейтрони не поглинає). Одними з найкращих уповільнювачів є чистий графіт і важка вода; інколи користуються і звичайною водою, але їй притаманний недолік: вона порівняно сильно поглинає нейтрони.

В англійських енергетичних реакторах охолоджуючим середовищем слугує вуглекислий газ; задля цих цілей було б краще користуватися гелієм, але Англія не має достатньої кількості цього інертного газу. У Сполучених Штатах, де запас гелію більший, розробляються реактори з гелієвим охолодженням.

На сучасних атомних електростанціях гарячий газ після виходу з реактора потрапляє в теплообмінник, де генерується у пару, яка приводить у дію звичайні парові турбіни. У принципі, можна було б обійтися і без теплообмінника, підводячи гарячий газ прямо до газової турбіни. Але практичне втілення такого рішення пов'язано з серйозними технічними труднощами, не кажучи вже про проблеми обслуговування турбіни, забрудненої радіоактивним газом.

Більш прямий шлях перетворення вивільненої при діленні ядер енергії в електричну енергію - це використання охолоджуючого реактор газу, як робочого тіла у МГД-генераторах. Вуглекислий газ, як і інші продукти згорання, при температурах нижче 2750 °С майже не іонізується. Отже, МГД-генератор на вуглекислому газі повинен працювати при температурі газу 2750°С.

У випадку, коли у якості охолоджувача використовується гелій, ситуація змінюється на краще, оскільки цей газ іонізується при меншій температурі. Ця обставина разом з тим, що гелій не викликає корозії і на відміну від продуктів згорання звільнений від шлаків, означає, що поєднання ядерного реактора з МГД-генератором, який працює на гелії, виглядає як система з відкритим циклом. Звичайно, тут, як в іншому реакторі, не можна не торкнутися проблеми радіоактивного забруднення, але небезпеку такого забруднення можна звести до мінімуму у системі із закритим циклом, а зниження робочих температур у системі з ядерним реактором у відомій мірі спростило б вирішення задачі створювання необхідних матеріалів.

Поки невідомо, чи вдасться скористатися приєднанням солей лужних металів для підвищення ступеня іонізації газу як у системі, що працює на хімічному паливі. Але якщо вдалося б цього досягти, не викликаючи занадто інтенсивної корозії, то робочу температуру газу у такій системі (ядерний реактор з гелієвим охолодженням + МГД-генератор) можна було б ще понизити. У зв'язку з цим серйозно вивчається пропозиція виводити з потоку присадну речовину, конденсуючи її на низькотемпературному етапі циклу, а потім знову вводити у потік безпосередньо перед входом газу у МГД-генератор. Таке рішення обмежує зону інтенсивної корозії межами позареактивної частини циклу.

Верхньою межею робочої температури будь-якого реактора на твердому паливі є температура плавлення тепловидільних елементів. У реакторах ця межа ще нижча - вона визначається температурою плавлення оболонки, у яку входить ядерне паливо. Завдяки цьому температура охолоджуючого газу повинна бути нижче 540°С, а така температура для МГД-реактора, навіть коли він працює на гелії, надто мала.

Експериментальні реактори з тугоплавким ядерним паливом без оболонок працювали при більш високих температурах. В одному з таких реакторів, де ядерним паливом була суміш карбіду урану і карбіду цирконію, робоча температура досягала близько 2200^оС. Така температура вже наближається до тієї, яка потрібна МГД-генераторам (цей тепловидільний елемент було розроблено для іншого перетворення, а саме для "плазмової термопари").


6. Системи з газоподібним паливом,

яке розподіляється.

Використання у реакторі газоподібного палива, яке розподіляється, дозволяє уникнути цього обмеження робочої температури.

Зрозуміло, стінки посудини, у якій міститься газ, потрібно підтримувати при температурі нижче деякої межі, але, і в камері згорання ракетного двигуна, що працює на хімічному паливі, температура самого газу повинна бути значно вищою. Використання палива, яке розподіляється, відкриває можливість створення ядерної МГД-установки, у якій ядерне паливо або є робочим тілом, або входить до його складу. У літературі описано два варіанти реалізації цієї можливості; ми будемо називати її "система з камерним реактором" і "система з плазмовим реактором".

Камерним ядерним реактором називають такий реактор, у якому весь чи майже весь уповільнювач розташовано у зовнішній оболонці (рис.4.4). Ця оболонка охоплює камеру, у якій знаходиться ядерне паливо. Воно може бути рідким, твердим, газоподібним. Оскільки паливо не розподілене у середині уповільнювача, як це буває у звичайних реакторах, температура палива може бути значно вища, ніж гранично допустима температура уповільнювача. Розглянемо МГД-генератор з камерним реактором. Шарова камера має діаметр 1,8 м. Навколо камери уповільнювача близько 7 т важкої води. Канал генератора, у якому проходить розширення газу, має довжину близько 5,5 м. Він перетинається полем електромагніту, мідна обмотка якого має вагу 120 т. Робоче тіло, яке складається з гелію з додаванням 1% урану і 1% калію, повинно подаватися до камери під тиском 120 ат. Там воно розігрівається (завдяки тиску ядер урану) до 5500^оС, а потім розширюється, виходячи через канал генератора. Потужність такої установки повинна складати у середньому близько 10⁶кВт на 1 метр кубічний її об’єму, питома вагова потужність, віднесена до одиниці ваги, – 110 кВт/кг, а загальна корисна потужність - близько 10⁷ кВт.

Цей останній показник свідчить про те, що такий генератор за потужністю дорівнює 10 найбільшим сучасним тепловим електростанціям з паровими турбінами, або більше, як 100 сучасним турбогенераторам, порівняним з ним за вагою і габаритами. Чи здатні існуючі розподільчі енергосистеми прийняти таку гігантську потужність, як 10⁷ кВт , зосереджену в одному джерелі, - це вже інше питання.

Але той факт, що в одній установці, яка не перевищує за розмірами звичайний турбогенератор 10⁵ кВт, можна виробляти таку потужність, є яскравим свідченням потенційних можливостей МГД-генераторів з камерним ядерним реактором.





Рис. 4.4. Схема МГД-установки з камерним реактором


Плазмовий реактор зазвичай зображують у вигляді довгого циліндра з тугоплавкого матеріалу, наповненого газом, що розподіляється, і закритого з обох кінців відбивачами й уповільнювачами нейтронів. В іншому варіанті (рис. 4.5) уповільнювач оточує газ з усіх сторін. Тут ми маємо справу з камерним реактором, тільки не сферичної, а циліндричної форми. Але поряд з цією відмінністю, у формі камери є інша більш фундаментальна різниця між системами, зображеними на рис. 4.4 і рис. 4.5. Камера реактора, показана на рис. 4.4, поєднується з зовнішнім контуром, яким рухається газ, тоді як камера, зображена на рис. 4.5, повністю закрита. У показаній на системі, рівно як і в інших уже розглянутих МГД-генераторах, уся "сіль" процесу генерування електроенергії полягає у витіканні з великою швидкістю газу, який розширюється у вихідному каналі, перетинає лінії потужного магнітного поля.

Чим замінюється цей важливий процес у плазмовому реакторі? Коротко відповісти на це питання можна так: за змінними стискання і розширення газу, котрий ділиться, усередині самої циліндричної камери. Щоб зрозуміти, як виникають подібні цикли стискання і розширення, доведеться зробити короткий відступ, згадавши критичний стан. Ядерна ланцюгова реакція, чи то у бомбі, або у реакторі, проходить тільки до тих пір, поки для її підтримки є достатньо вільних нейтронів, оскільки ділення будь-якого ядра урану або іншого ядерного палива починається з поглинання цим ядром вільного нейтрона. При будь-якому акті ділення звільнюються знову декілька нейтронів, але не всі вони беруть участь у нових актах ділення ядер, оскільки вони частково поглинаються, не викликавши ділення, або йдуть за межі речовини, котра ділиться, мають більше шансів вилетіти назовні, ніж нейтрони, котрі виділилися глибоко всередині блока. Співвідношення між швидкістю витікання нейтронів через поверхню і загальною швидкістю, з якою вони звільняються всередині палива у процесі ділення, і визначають, чи стане ця реакція ланцюговою.

Якщо швидкість виділення нейтронів точно дорівнює їх виходу з системи (із-за витікання і поглинання), то система знаходиться у критичному режимі, якщо ж швидкість виділення нейтронів менша за швидкість їх виходу з системи, то говорять про докритичні режими, а якщо швидкість виділення нейтронів перевищує швидкість їх виходу з системи, то система знаходиться у закритичному режимі. Атомна бомба - приклад системи, що дуже швидко досягає закритичного режиму, катастрофічні наслідки загальновідомі.

У ядерному реакторі систему намагаються підтримувати точно у критичному режимі, регулюючи кількість речовини, що поглинає нейтрони, шляхом виведення з реактора і введення у нього регулюючих стрижнів, виготовлених з поглинаючого нейтрони матеріалу. Якщо реактор перевести у докритичний режим, то ланцюгова реакція погасне і реактор зупиниться. У закритичному режимі реактор швидко перегрівається, і якщо не прийняти термінових заходів для переведення його на потрібний режим за допомогою регулюючих стрижнів, тепловиділяючі елементи розплавляться. Наслідки такого розплавлення не такі руйнівні, як при атомному вибуху, але вони достатньо неприємні, як це показав ряд випадків виходу реакторів на закритичний режим.




Рис. 4.5. Схема плазмового реактора


Інтенсивність, з якою проходить процес ділення у шматка твердого ядерного палива, пропорційна кількості палива, інакше кажучи, його об’єму, якщо прийняти, що густина палива постійна. Швидкість виходу нейтронів, з іншого боку, залежить від площі поверхні. Таким чином, співвідношення між відділенням нейтронів і їх витоком залежить від співвідношення між об'ємом і площею поверхні шматка палива.

Пояснимо це на прикладі. Уявімо, що шматок ядерного палива має форму кулі. Об'єм кулі пропорційний кубу його радіуса (наприклад, при подвоєнні радіуса об'єм кулі підвищується восьмикратно). А площа поверхні кулі пропорційна квадрату радіуса; якщо радіус збільшити удвоє, площа поверхні збільшиться всього вчетверо. Таким чином, чим більша куля, тим більше співвідношення його об'єму до площі поверхні.

У достатньо маленькій кулі з ядерного палива загальне число вільних нейтронів не буде підвищуватися, оскільки витік нейтронів через поверхню кулі йде швидше, ніж їх утворення у процесі ділення ядер у масі кулі. Додавши деяку кількість палива до взятого нами шматка (так, щоб зберегти її сферичну форму), ми збільшимо і її об'єм, і площу її поверхні. Але об'єм збільшиться пропорційно більше, ніж площа поверхні. Тобто, швидкість виділення нейтронів у масі палива збільшиться пропорційно більше, ніж швидкість втрати нейтронів через поверхню. Якщо ми будемо продовжувати додавати паливо, то в кінці кінців шматок досягне критичного розміру, при якому швидкість виділення нейтронів у масі палива в точності порівняється зі швидкістю виходу через поверхню. Подальше додавання палива зробило б шматок понадкритичним за розміром. У результаті виник би ядерний вибух або у кращому випадку розплавлення палива. У випадку газоподібного ядерного палива площу поверхні, котра обмежує його об'єм, можна зменшити, піддавши газ стисканню. Для будь-якої поданої маси газу існує критичний об'єм. Якщо газ стиснути так, що його об'єм стане менше критичної величини, то вихід нейтронів через поверхню не зможе компенсувати виділення нейтронів в об'ємі газу, завдяки цьому настане закритичний режим.

У плазмовому реакторі, зображеному на рис. 4.5, кількість газу, що ділиться, підбирають так, щоб у випадку, коли він рівномірно розподілений за об'ємом циліндричної камери, система знаходилась у докритичному стані. Тепер давайте уявимо, що несподіване збурення (наприклад, вплив ударної хвилі ззовні) викликало б зосередження великої частини газу в одному кінці камери і те, що у результаті газ опиниться стиснутим до закритичного об'єму. У газі негайно розвивається ланцюгова реакція - у результаті миттєвого виділення великої кількості тепла і виникає ударна хвиля, що з понад звуковою швидкістю почне розповсюджуватися вздовж циліндру (у цілому, цей ефект трохи нагадує ядерний вибух у мініатюрі.) За ударною хвилею рухається прошарок дуже розпеченого і, отже, іонізованого газу, або плазми. Коли ударна хвиля досягає протилежного кінця циліндру, газ буде переміщуватися до тих пір, поки не накопичиться достатня кількість матеріалу, котрий ділиться, щоб знову виник закритичний стан. Тоді цикл повториться, але вже у протилежному напрямку, і так далі. Теоретично плазма могла б коливатися зворотно-поступально до тих пір, поки залишиться достатня кількість ядерного палива для утворення закритичного стану у будь-якій точці циклу (рис. 4.6).

Різні методи відводу струму від плазмового реактора: а) відвід електродамби; б) відвід зовнішньою обмоткою. Як бачимо, у плазмовому реакторі замість поки що плазми, котра рухається в одному напрямку, як ми спостерігаємо в інших МГД-генераторах, виникає потік, який зміщується зворотно-поступально вздовж осі циліндричної камери. Приклавши магнітне поле, силові лінії якого перпендикулярні осі циліндра, і встановивши звичайним способом електроди, можна у принципі отримати від плазми змінний електричний струм. Оскільки при коливанні плазма утворює змінний струм сама, є можливим інший спосіб відводу струму, котрий не застосовується у випадку постійного струму. При цьому електроди зовсім не потрібні (що повністю знімає проблеми щодо захисту електродів від корозії), оскільки струм знімається за принципом "індукційного зв'язку". Цей принцип використовують, наприклад, у звичайному трансформаторі напруги. Він полягає у тому, що змінний струм, котрий проходить в одній обмотці (первинній), продовжує змінний струм у середній обмотці (другорядній), навіть якщо ці обмотки і не з'єднані між собою провідником.



Рис. 4.6. Різні методи відводу струму плазмового реактора:

а) відвід електродами; б) відвід зовнішніми обмотками


Постійний струм не викликає появи ані змінного, ані постійного струму у середньому колі. У пристрої, показаному на рис. 4.6, а, змінний струм, котрий виникає у плазмі, виконує роль струму у первинній обмотці трансформатора. Він створює струм у зовнішній обмотці, яка відповідає вторинній обмотці трансформатора. Щоб отримати хоч трохи суттєву потужність, у зовнішній обмотці повинно бути, звичайно, набагато більше витків, аніж схематично показано на рис. 4.6, б.

Попередні ескізні опрацювання плазмового реактора, зображеного на рис. 4.5, показують, що максимальна робоча температура газу, який ділиться, повинна бути величиною порядку 5500°С, хоча температура стінок камери приблизно вдвічі нижче. Вихідна потужність генератора уявно повинна бути приблизно рівна 500000 кВт при перетворенні тепла ядерного ділення в електроенергію із загальним ККД установки 20%. Треба, вірогідно, підкреслити, що плазмові реактори розглянутого тут типу дуже далекі від майбутніх термоядерних плазмових реакторів, що використовують тепло ядерного синтезу, а не ділення. Як уже згадувалось, температура термоядерної плазми вимірюється не тисячами, а мільйонами градусів. Для створення генераторів електроенергії, котрі використовують таку астрономічну (у буквальному розумінні слова) температуру, знадобиться досконало нова техніка. Створення таких генераторів - справа далекого майбутнього.

7. Ситуація сьогодення та перспективи.

Якщо не брати до уваги плазмовий реактор, у якому генерується змінний струм, усі МГД-пристрої, про які йшла мова, генерують постійний струм. Тому необхідною передумовою для широкого використання цих генераторів для постачання енергії розподільним мережам є ефективне перетворення постійного струму у змінний. Техніка перетворення постійного струму у змінний розроблена достатньо добре – це одне з найменш складних завдань, з вирішенням яких поєднується МГД-генерування електроенергії у широких масштабах. Безумовно, найскладнішим завданням, яке належить вирішити при створенні МГД-генераторів, є розробка достатньо жаростійких матеріалів. Про необхідність мати такі матеріали ми вже згадували у зв'язку з високотемпературними паливними елементами. Але, говорячи тоді про високі температури, ми мали на увазі температури порядку лише 800-1100°С. А говорячи про МГД-генератори, ми повинні думати про температури не нижче 2200-2750°С. Матеріали мають витримувати колосальні температури, різкі температурні коливання, вплив хімічних агресивних присадок типу солей лужних металів і, окрім того, бути дешевшими і достатньо доступними. Для генераторів, які використовуються у поєднанні з ядерними реакторами, потрібні такі матеріали, котрі здатні витримувати бомбардування гама-опроміненням і нейтронами. Коли будуть створені ці нові матеріали, може виявитися, що вони будуть суттєво відрізнятися від металів за своїми механічними властивостями (твердістю, міцністю при розтягненні і т. ін.). У цьому випадку потрібно створити нову технологію обробки таких матеріалів, відшукати нове конструктивне рішення. Поряд з цим матеріали для електродів повинні бути жароміцними, корозійно стійкими, володіти доброю електропровідністю. Бажано також, щоб вони володіли доброю здатністю випускати електрони з поверхні електродів, які будуть уноситися в газовий потік, отже, підвищувати електропровідність. На розвиток техніки високих температур зараз асигнуються великі кошти, особливо у Сполучених Штатах Америки, у зв'язку з потребами ракетної техніки. Деякі знання, отримані таким чином, уже знайшли застосування в галузі МГД-генерування електроенергії (у цьому розумінні "змагання за місяць", деякі люди розцінюють як злочинне марнування талантів і засобів, може, хоча б й непрямо принесли благо світу, що переживає енергетичний голод). Але тут важливо пам'ятати про те, що ракетний двигун, зазвичай, повинен працювати безперервно всього декілька хвилин, а МГД-генератор доцільний для економічного промислового вироблення електроенергії тільки тоді, коли він здатен працювати безупинно місяці, якщо не роки. Безперервна робота без перегріву впродовж години - це те найбільше, чого поки що вдалося досягти з МГД-генератором. Цього результату досягли з великим експериментальним МГД-генератором, вихідна потужність якого склала близько 10 кВт; модель потужністю 700 кВт перегрілася за декілька секунд. У цих експериментальних генераторах магнітне поле пронизує газовий канал довжиною близько 30 см і з поперечним перерізом у декілька квадратних сантиметрів. Щоб досягнути потужності промислового значення, потрібно розміри генератора збільшити хоча б разів у 10. Це пояснюється тим, що ККД МГД-перетворення повинен швидко зростати зі збільшенням генератора. Вірогідніше за все, існуючі пристрої, які виробляють електричну енергію поступляться своїм місцем саме таким МГД-генераторам, одинична потужність котрих перевищить 10⁵ кВт. Відомо і такі схеми, де для досягнення загального ККД електростанції близько 65% МГД-генератор допускається використовувати у поєднанні зі звичайним турбогенератором (ККД найекономічніших сучасних установок дорівнює приблизно 40%). Така схема допускає, що турбогенератор повинен працювати на вихлопних газах від МГД-системи з відкритим циклом. Ці вихлопні гази, тепло котрих в інших умовах втрачалося б безкорисно, володіють ще достатньо високою температурою (набагато вище 540^◦ С), щоб їх можна було використовувати з метою виробництва для турбогенераторів. За одностайною думкою компетентних фахівців, дослідні установки, потужністю, скажімо, 10⁴ – 10⁵ кВт вдалося вдало продемонструвати вже до кінця минулого сторіччя. Залишається тільки гадати, як швидко після цього вони знайдуть широке застосування, чи посунуть вони нині існуючі установки або ж вірогідніше за все доповнять їх, чи будуть вони працювати на копальному паливі або ж на ядерному паливі і т.д. Зрозуміло, що майбутнє МГД-генерування електроенергії, як і майбутнє ядерної енергетики, буде вирішено на основі не тільки одних технічних й економічних переваг. Так або інакше, це майбутнє пов'язано з можливими політичними, військовими і соціальними міркуваннями.


8. Питання для самоконтролю.

1. В чому полягають закони Фарадея?

2. Що називається магнітогідродинамікою?

3. В чому полягає принцип дії МГД-генератора Кельвіна?

4. За яких умов гази проводять електричний струм та які перешкоди є при застосуванні газу, як провідника в МГД-генераторах?

5. Які особливості у схемі МГД-установки з камерним реактором?

6. Які відмінності має схема плазмового реактору від камерного?

7. Які існують методи відводу струму від плазмового реактора?

8. Які перешкоди треба подолати для подальшого розвитку МГД-генераторів?