И в свет разрешаю на основании "Единых правил", п. 14 Зам первого проректора начальник организационно-методического управления В. Б. Юскаев конспект

Вид материала

Конспект

Содержание 9.4 Тепловой баланс и определение мощности двигателя F - площадь поршня, м 9.5 Топливо, смесеобразование и топливная аппаратура 9.6 Дизель-генераторные установки 10.1 Основные понятия о ядерной энергетике 10.2 Тепловые схемы атомных электростанций и типы реакторов 11 Вторичные источники энергии

Подобный материал:

• И в свет разрешаю на основании "Единых правил", п 14 Заместитель первого проректора-, 427.3kb.
• И в свет разрешаю на основании "Единых правил", п 14 Заместитель первого проректора-, 350.14kb.
• И в свет разрешаю на основании «Единых правил», п 14 Заместитель первого проректора, 1301.38kb.
• Альнейшем исполнитель, в лице первого проректора-проректора по научной работе Лысака, 69.99kb.
• Копбаев Кайрат Рашидович заместитель начальника Главного управления начальник организационно-аналитического, 1180.28kb.
• Копбаев Кайрат Рашидович заместитель начальника Главного управления начальник организационно-аналитического, 956.76kb.
• Копбаев Кайрат Рашидович заместитель начальника Главного управления начальник организационно-аналитического, 1044.49kb.
• Копбаев Кайрат Рашидович заместитель начальника Главного управления начальник организационно-аналитического, 834.36kb.
• План работы методического объединения учителей иностранного языка Линник Лариса Александровна, 227.63kb.
• План 2005 р., поз. Формат 60х84/16. Ум друк арк. Підп до друку Зам. № Обл вид арк., 1751.92kb.

9.4 Тепловой баланс и определение мощности двигателя


Лишь 20-40% теплоты топлива, введенного в двигатель, используется на полезную работу, остальная же ее часть расходуется на охлаждение, уходит с отработанными газами и т.д.

Как распределяется введенная в двигатель теплота, показывает тепловой баланс, который дает возможность оценить эффективность работы двигателя при различной нагрузке, а также определить мощность двигателя.

Тепловой баланс в общем виде записывают так:

,

или

q_e+q_+q_г+q_н.с.+q_ост=100%,

где Q - тепловая мощность полного сгорания топлива, кВт/кг;

Q_е - тепловая мощность полезной эффективной работы, кВт/кг;

Q_w, - потеря тепловой мощности с охлаждением, кВт/кг;

Q_Г - потеря тепловой мощности с отработавшими газами, кВт/кг;

Q_н.с - потеря тепловой мощности от неполного сгорания топлива, кВт/кг;

Q_ост - остаточные неучтенные потери, кВт/кг;

q_e, q_w, q_г, q_н.с, q_ост - соответствующие составляющие баланса в процентах, например:

.

Из общего выражения теплового баланса следует, что потери мощности на трение не учитываются отдельной статьей баланса. Это объясняется тем, что затрачиваемая на трение мощность преобразуется в тепло, уносимое в основном охлаждающей водой, маслом и в небольшом количестве рассеиваемое в окружающую среду.

Индикаторная мощность четырехтактного двигателя определяется по формуле

, кВт,

где F - площадь поршня, м²;

S -ход поршня, м;

10⁵p_i - среднее индикаторное давление, н/м²;

п - число оборотов в секунду;

i - число цилиндров;

Z - число оборотов коленчатого вала, приходящееся на один рабочий ход (для четырехтактных Z = 2, для двухтактных Z = 1).


9.5 Топливо, смесеобразование и топливная аппаратура


Топливом для двигателей внутреннего сгорания служат различные нефтепродукты - бензин, керосин, дизельное топливо, мазут и др.; газообразное топливо - природный и сопутствующий нефтяные газы, генераторный газ и др.

Топливо для двигателей должно отвечать следующим основным требованиям: обладать высокой теплотой сгорания; легко образовывать с воздухом горючую смесь; обеспечивать большую скорость сгорания; не образовывать при сгорании продуктов, вредно действующих на детали; сохранять физико-химические свойства.

К указанным требованиям можно добавить: для легких топлив (в основном бензина) - детонационную стойкость, определяемую октановым числом, и для тяжелых топлив (для дизельного топлива и др.) - склонность к воспламенению.

Испаряемость топлива, т.е. способность переходить в парообразное состояние, является важной характеристикой топлива, определяющей протекание процесса горения в двигателе, пусковые качества и пр.

Процесс топливоподачи и распыления во многом зависит от вязкости топлива, характеризующейся кинематической вязкостью. Вязкость топлива возрастает с уменьшением температуры и утяжелением его фракционного состава.

Содержание в топливе воды, механических примесей и корродирующих составляющих (активных сернистых соединений, неорганических кислот и щелочей) разрушающе действует на топливную аппаратуру и детали двигателя. Поэтому топливо должно быть свободно от этих примесей.

Температура застывания топлива, при которой наблюдается кристаллизация углеводородов, препятствующая свободному прохождению топлива через трубопроводы и фильтры, определяет возможность применения того или иного вида топлива в различные времена года и в различных климатических условиях без подогрева.

Газообразное топливо представляет собой механическую смесь различных горючих и инертных газов, в состав которых входят в самых различных соотношениях окись углерода СО, метан СН₄, углеводороды вида СтН, углекислый газ СО₂, кислород О₂, водород Н₂, сероводород Н₂S, азот N₂.

Газообразное топливо бывает естественное (природный и сопутствующий газы при нефтеобразованиях) и искусственное (коксовый, доменный, газогенераторный газы и др.).

По теплоте сгорания газообразное топливо разделяется на высококалорийное (Qр^н > 25000 кДж/м³), средней калорийности (Qр^н <25000 кДж/м³), низкокалорийное (Qр^н <12000 кДж/м³). Естественные газы - высокая калорийность, а искусственные - низкая и средняя.


9.6 Дизель-генераторные установки


Дизель-генераторы - автономные стационарные энергетические установки, предназначенные для выработки электроэнергии и иногда тепла. Состоят из ДВС, генератора и вспомогательных устройств.

Дизель-генераторные установки находят широкое применение в промышленности, строительстве, сельском и коммунальном хозяйствах. Они работают на предприятиях, в аэро-, морских и речных портах, в энергоблоках больниц, фермерских хозяйств, в системах аварийного энергоснабжения, на объектах оборонного комплекса - везде, где необходима электроэнергия, а сеть или удалена или работает с перебоями.

Дизель-генераторные установки - источники электрической и тепловой энергии. Их основную часть составляют объединенные в агрегат двигатель и генератор, установленные на общей раме. Синхронный генератор трехфазного тока приводится в движение дизельным двигателем. Двигатель и генератор соединяются через муфту или напрямую фланцем.

В состав дизель-генераторной установки входит следующее оборудование: топливная система; система выхлопа; система шумоподавления; контрольно-измерительные приборы и автоматика (КИП и А); системы теплообмена (если установка предназначена и для производства тепла).

На практике выделяются два режима эксплуатации дизель-генераторной установки: длительный и резервный.

Малый расход топлива (около 1 литра на 4 кВт∙ч) достигается благодаря использованию двигателей с турбонаддувом. Воздух в таких двигателях, прежде чем попасть в камеру сгорания, сжимается в турбокомпрессоре. Его турбина приводится в движение выхлопными газами. После сжатия он (воздух) охлаждается воздухом или водой и поступает в камеру сгорания двигателя.

При работе дизеля часть энергии (до 40%) безвозвратно теряется в виде рассеиваемого тепла. Агрегаты могут быть оснащены устройствами регенерации. В этом случае между двигателем и радиатором на общей раме устанавливается теплообменник. В нем охлаждающая двигатель жидкость, прежде чем охладиться в радиаторе, передаст тепло воде, например, для отопления здания.

Кроме нагрева в первом теплообменнике, вода системы отопления может дополнительно подогреваться во втором выхлопными газами агрегата. Таким образом, кроме электроэнергии, агрегаты вырабатывают большое количество вторичного тепла. Оно может использоваться для технологических нужд производства.

10 Атомные электрические станции


10.1 Основные понятия о ядерной энергетике


Первая в мире атомная электростанция была введена 27 июня 1954 г. в Советском Союзе в г.Обнинске. За четверть века атомная энергетика прошла путь от первой АЭС мощностью 5 МВт до крупнейших атомных электростанций с энергоблоками единичной мощностью по 1000 МВт.

Главная особенность ядерного горючего, используемого на атомных электростанциях, состоит в его высокой «калорийности», что позволяет свести к минимуму транспортные расходы, связанные с доставкой топлива. Из 1 кг урана можно получить столько же теплоты, сколько при сжигании примерно 3000 т каменного угля.

Атомные электростанции имеют большое преимущество перед тепловыми в отношении сохранения чистоты атмосферного воздуха, так как они работают без выбросов золы, вредных сернистых газов и окислов азота. В связи с истощением запасов органического топлива атомные электростанции представляют пока единственный реальный путь обеспечения быстро растущих потребностей человечества в электроэнергии.

Ядерная энергетика обязана своим появлением в первую очередь природе открытого в 1932 г. нейтрона. Нейтроны входят в состав всех ядер, кроме ядра водорода. Связанные нейтроны в ядре существуют бесконечно долго. В свободном виде они не долговечны, так как или распадаются с периодом полураспада 11,7 мин, превращаясь в протон и испуская при этом электрон и нейтрино, или быстро захватываются ядрами атомов.

По значению энергии нейтронов Еп их подразделяют на тепловые, промежуточные и быстрые. Тепловыми называют такие нейтроны, скорость которых равна скорости их теплового движения, устанавливающейся при тепловом равновесии со средой.

Современная ядерная энергетика основана на использовании энергии, выделяющейся при делении природного изотопа урана-235 или получаемых искусственным путем изотопа урана-233 и плутония-239, которые принято ядерным топливом. Природный уран содержит 99,28% урана-238, 0,71% урана-235 и 0,006% урана-233. Уран-238 и торий, которые используют для получения искусственным путем делящихся веществ, называют ядерным сырьем.

Самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер тяжелых элементов состоит в том, что при присоединении нейтрона к ядру образуется возбужденное ядро, которое может оказаться столь неустойчивым, что распадается на два осколка - ядра более легких элементов - с испусканием двух или трех новых нейтронов, вызывающих деление следующих ядер. Отношение числа нейтронов некоторого поколения к соответствующему числу нейтронов поколения, непосредственно ему предшествующему, называется коэффициентом размножения К. Каждый из допускаемых при делении ядер нейтронов обладает значительной энергией, достаточной для деления всех изотопов урана (235, 233, 238). Однако если энергию нейтронов уменьшить в 6-8 раз, то такие тепловые нейтроны с еще большей вероятностью будут делить ядра урана 233, 235 и плутония-239 (рис.10.1). В то же время тепловые нейтроны не способны вызвать деление ядер урана-238 и тория-232.




Рисунок 10.1 – Схема реакции деления ядер урана


Осколки деления - это изотопы элементов, расположенных в средней части периодической системы Менделеева. Энергия, выделяющаяся при делении ядра урана-235, представляет собой кинетическую энергию осколков, которая в результате их многократного столкновения с соседними атомами переходит в тепловую энергию.

На атомных электростанциях управляемая реакция деления ядер осуществляется в ядерном энергетическом реакторе. По энергии нейтронов, производящих деление ядер, различают реакторы на тепловых и на быстрых нейтронах. В настоящее время в ядерной энергетике наиболее освоены и широко используются реакторы первого типа. В них деление происходит в основном под действием тепловых нейтронов.

В реакторах на тепловых нейтронах рождающиеся при делении ядер быстрые нейтроны вначале замедляются. Замедление происходит в результате упругих столкновений нейтронов с ядрами замедлителя, причем передача энергии от нейтрона к ядру тем больше, чем ближе значения их масс.

Наиболее сильно замедляет нейтроны обычная вода (Н₂О), поскольку массы атомов водорода и нейтрона одинаковы; менее сильно - тяжелая вода, в которой масса дейтерия в 2 раза больше массы нейтрона. Еще слабее замедляет нейтроны графит, так как масса ядер углерода в 12 раз больше массы нейтрона. Однако обычная вода заметно поглощает нейтроны, поэтому реакторы с замедлителем Н₂О могут работать лишь на обогащенном уране, т.е. на уране с повышенным по отношению к природному содержанием изотопа уран-235, реакторы же с тяжелой водой работают на природном уране без обогащения.



Рисунок 10.2 - Схема ядерного реактора на тепловых нейтронах: 1 - тепловыделяющие элементы; 2- замедлитель; 3- отражатель; 4- корпус реактора; 5- бетонная защита; 6 - вход теплоносителя; 7 - компенсирующие стержни; 8 - выход теплоносителя


Основными элементами реактора на тепловых нейтронах (рис.10.2) являются тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) и замедлитель, образующие так называемую активную зону. ТВЭЛ представляет собой заполненную ядерным топливом коррозионностойкую защитную трубку - оболочку небольшого диаметра из специальных сплавов. Ядерное топливо для энергетических реакторов используется в виде двуокиси урана UO₂; она химически инертна, обладает высокой температурной и радиационной стойкостью. Между ТВЭЛами находится замедлитель. Через активную зону прокачивается теплоноситель, охлаждающий тепловыделяющие элементы и осуществляющий, таким образом, теплосъем из активной зоны. Функции замедлителя и теплоносителя может выполнять одно и то же вещество, например обычная или тяжелая вода. Для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны ее окружают отражателем, выполненным из того же материала, что и замедлитель. Часть нейтронов, вылетающих из активной зоны, сталкивается с ядрами отражателя и возвращается в активную зону. Окруженная отражателем нейтронов активная зона помещается в корпусе реактора, снабженном бетонной биологической защитой от радиоактивных излучений, возникающих в процессе ядерных реакций. Бетон содержит до 10% (по массе) физически связанных молекул воды; он замедляет быстрые нейтроны, а затем поглощает их. Роль защиты в реакторе выполняют также отражатель и стенки корпуса реактора. Между корпусом и биологической защитой предусматривается слой тепловой защиты для восприятия радиационных тепловыделений. Толщина бетонной защиты выбирается такой, чтобы проходящие через нее радиоактивные излучения не превышали специально установленных норм. В этом случае они не опасны, как не опасны слабые радиоактивные излучения, приходящие на землю из космоса.

Около 40% всех рожденных при делении ядер и нейтронов полезно поглощается другими ядрами и не менее 50% неизбежно поглощается в инертном уране-238, в замедлителе, теплоносителе конструкционных материалов, расположенных в активной зоне, поэтому на утечку наружу может приходиться не более 10% общего числа рожденных нейтронов. Если объем активной зоны относительно мал, то утечка нейтронов превышает «допустимую» и самоподдерживающаяся реакция деления ядер не происходит. С ростом объема активной зоны утечка нейтронов относительно уменьшается. При вполне определенном ее объеме когда достигается вышеназванный баланс нейтронов, начинается самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер урана-235. Этот объем называется критическим, а соответствующая ему масса топлива - критической массой. Однако реактор с загрузкой, равной критической, длительно работать не может, поскольку в процессе работы топливо выгорает, т.е. уменьшается количество урана-235. Поэтому в действительности загрузка реактора в несколько десятков раз превышает критическую, но при этом для обеспечения требуемого баланса нейтронов в активную зону реактора вводят сильный поглотитель нейтронов в виде стержней из карбида бора. Такие стержни называются компенсирующими, поскольку они компенсируют дополнительную загрузку топлива или, по специальной терминологии, избыточную реактивность реактора. При работе реактора по мере выгорания топлива компенсирующие стержни постепенно выводятся из активной зоны и, таким образом, реактор непрерывно поддерживается в критическом состоянии. Один из стержней используют также для регулирования мощности реактора, т.е. для поддержания ее на заданном уровне.

Мощность реактора определяется числом делений ядер в единицу времени: мощности 1 Вт соответствует 3,2 10¹⁰ дел/с. В 1 кг урана-235 содержится 2,563∙10²⁴ ядер и при полном его делении высвобождается 22.2-10⁶ кВт·ч энергии.

Меняя положение регулирующего стержня в активной зоне, обеспечивают требуемое изменение потока нейтронов и тем самым регулирование числа делений в единицу времени, а следовательно, и мощность реактора. Управлять цепной реакцией деления позволяют запаздывающие нейтроны, благодаря которым среднее время жизни поколения нейтронов в целом составляет около 0,1 с; при их отсутствии оно составляло бы 0,001 с. Соответственно при наличии запаздывающих нейтронов предельно малое перемещение регулирующих стержней изменяет мощность реактора за 1 с лишь на 0,1%, в то время как при отсутствии запаздывающих нейтронов она изменится за то же время на 10%. Такое изменение столь значительно, что без запаздывающих нейтронов управлять реактором было бы невозможно.

В реакторе нейтроны деления могут захватываться изотопом уран-238 и с последующим образованием плутоний-239, который наряду с ураном-235 может служить делящимся материалом. Аналогично при захвате нейтрона торий-232 образуется новый делящийся материал уран-233.

Современная атомная энергетика базируется на реакторах на тепловых нейтронах, работающих в основном на уране-235. Однако его природные запасы невелики и не могут обеспечить атомную энергетику топливом на длительное время. Поэтому, рассматривая обеспеченность человечества ядерным горючим, необходимо иметь в виду возможность воспроизводства ядерного топлива в реакторах на быстрых нейтронах. Коэффициент воспроизводства ядерного горючего в зависимости от типа ядерного реактора на быстрых нейтронах может достигать 1,4-1,7, а это значит, что, «сгорая», 1 кг плутония не только восстанавливается, но и дает дополнительно 0,4-0,7 кг плутония.


10.2 Тепловые схемы атомных электростанций и типы реакторов


Тепловая схема АЭС может быть одно-, двух- и трехконтурной (рис.9.3). Одноконтурные и двухконтурные схемы применяют на АЭС с реакторами на тепловых нейтронах, трехконтурные - на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах.



Рисунок 10.3 - Схемы атомных электростанций: а- одноконтурная; б - двухконтурная; в - частично двухконтурная; г- трехконтурная; 1- реактор; 2 - паровая турбина; 3 - генератор; 4 - конденсатор; 5- циркуляционный насос; 6 - парогенератор; 7 - питательный насос; 8 - барабан-сепаратор; 9- промежуточный теплообменник; 10 - насос

В одноконтурной схеме (рис.10.3а) пар вырабатывается непосредственно в реакторе и поступает в паровую турбину, вал которой соединен с валом генератора. Отработавший в турбине пар конденсируется в конденсаторе, и конденсат циркуляционным насосом подается в реактор. Таким образом, в этой схеме теплоноситель является одновременно и рабочим телом. В одноконтурных схемах все оборудование работает в радиационно-активных условиях, что осложняет его эксплуатацию.

В двухконтурной схеме (рис.10.3б) теплоноситель и рабочее тело движутся по самостоятельным контурам (соответственно первому и второму), общим элементом которых является парогенератор. Нагретый в реакторе теплоноситель поступает в парогенератор (теплообменник), отдает теплоту рабочему телу и циркуляционным насосом снова возвращается в реактор. Полученный в парогенераторе пар подается в турбину, совершает в ней работу, затем конденсируется в конденсаторе, а конденсат питательным насосом подается в парогенератор. Таким образом, радиоактивный контур теплоносителя включает не все оборудование станции, а лишь его часть. Достоинство одноконтурных схем по сравнению с двухконтурными состоит в их простоте и большей тепловой экономичности.

В трехконтурных схемах (рис.10.3г) радиоактивный теплоноситель первого контура (жидкий натрий) из реактора направляется в промежуточньй теплообменник, отдает в нем теплоту нерадиоактивному теплоносителю второго (промежуточного) контура и циркуляционным насосом возвращается в реактор. Теплоносителем второго контура также является натрий, он отдает теплоту в парогенераторе рабочему телу - воде; полученный в парогенераторе пар поступает в паровую турбину.

Второй промежуточный контур исключает возможное взаимодействие радиоактивного натрия с водой при появлении неплотностей в теплообменных стенках парогенератора. Введение этого контура приводит к увеличению капитальных затрат на 15-20%, однако повышает надежность и безопасность работы станции.

Одна из главных особенностей одноконтурных реакторов - возможность перегрузки топлива на работающем реакторе без снижения его мощности. Благодаря тому что активная зона канального реактора представляет собой набор идентичных элементов (каналов), можно увеличением числа этих каналов создать зону практически любой необходимой мощности. Достоинством канальных реакторов также является возможность их изготовления на общемашиностроительных заводах.

Главный их недостаток - разветвленность и громоздкость контура циркуляции, что требует поиска новых конструкторских решений, позволяющих сократить и упростить этот контур.

К числу наиболее освоенных относятся водо-водяные реакторы. В них замедлителем нейтронов и теплоносителем является обыкновенная вода.

Водо-водяные реакторы представляют собой толстостенный цилиндрический стальной корпус, в котором устанавливается шахта с днищем (внутрикорпусное устройство); внутри шахты размещена активная зона. В активной зоне расположен набор тепловыделяющих кассет-сборок. Создаваемый циркуляционными насосами поток воды поступает в корпус через входные патрубки, проходит вниз по кольцевому зазору между корпусом и внутрикорпусными устройствами в нижний смесительный объем, затем через распределительную решетку - в активную зону. Из активной зоны вода поступает в верхнюю смесительную камеру и через выходные патрубки выходит из корпуса. Вода отводит выделяющуюся в активной зоне теплоту и передает ее в парогенераторах воде второго контура, которая превращается а пар.

Давление в первом контуре примерно 16 МПа; во втором контуре в парогенераторе вырабатывается насыщенный пар давлением примерно 6,4 МПа и температурой 278,5⁰С. Для обеспечения максимальной безопасности установки все оборудование, содержащее активный теплоноситель под давлением, размешено в защитной оболочке.

Большие перспективы имеет использование атомной энергии в транспортных установках, особенно на океанских силовых установках, на крупных морских судах.

11 Вторичные источники энергии