книги / Основы термодинамики циклов теплоэнергетических установок
..pdfНаибольший эффект от комбинирования газовых и па ровых циклов достигается в том случае, когда паровой цикл по отношению к газовому является полностью утили зационным. В этом случае паровая часть установки рабо тает без дополнительной затраты топлива.
На рис. 5.16 приведена схема комбинированной ПГУ, состоящей из высокотемпературной ГТУ, котла-утилизатора и паровой турбины. Здесь газотурбинная часть состоит из компрессора /С, камеры сгорания КС и газовой турби ны ГТ Температура поступающих в турбину газов 1100— 1200°С, что'вынуждает устраивать охлаждение рабочих ло паток водяным паром. Охлаждающее устройство одновре менно является пароперегревателем для вырабатываемого
вкотле-утилизаторе /СУ водяного пара. Электрический к.п.д. парогазовой установки достигает 50 — 52%.
Термодинамический цикл ПГУ в Т — s-координатах показан там же на рис. 5.16. Подстройка парового цикла abed к газовому 1234 приводит к уменьшению отводимого тепла в окружающую среду от газового цикла на пл. 45f7 При этом дополнительно отводится в окружающую среду тепло конденсации в паровом цикле (пл. fade). Отводимое
впроцессе 34 тепло охлаждения ГТ подводится водяному пару и в сумме с используемой теплотой уходящих газов будет соответствовать пл. fabce, равной qln. Термический к.п.д. всего комбинированного цикла
V/ — (^газ “Ь dln)fqtгаз — 1 |
{Qyx Т- Я2п)^Й1 газ» |
(5.13) |
где / га з — работа газовой части |
цикла; /п — работа па- |
ровой части цикла; d — относительный расход пара, кг/кг газа; д1газ — подводимое в газовой части цикла тепло.
Кроме приведенных выше схем парогазовых установок, применяются и другие схемы, в основу которых положена та же идея использования энергии отработавших газов раз личных газовых двигателей в паротурбинном цикле.
Карнотизация циклов ПГУ. Как уже указывалось, пре имуществом газотурбинных установок, по сравнению с паротурбинными, является возможность достижения значи тельно более высокой температуры подвода тепла, а преиму ществом паротурбинных по сравнению с газотурбинными — более низкой температуры отвода тепла в цикле. Оптималь ным комбинированием считается такое, при котором темпе ратура подвода тепла в объединенном цикле будет наиболее близкой к максимальной температуре газового цикла Ттахгаз, а температура отвода тепла — к минимальной температуре парового цикла Tminп, равной температуре окружающей среды Т0.Пример возможного комбинирования двух циклов при условии их разделения газовой изобарой показан на рис. 5.17. Если кривую подвода тепла 23 приблизить к изо терме Тшах газ» паровую изобару Г4' к газовой 14, а отвод тепла в паровой части цикла производить при Тт\пп, то получим комбинированный цикл при
^1/шах = 1 |
^лнп п/Т’тах газ • |
(5.14) |
Очевидно такой предельно обратимый комбинированный цикл будет полностью бинарным, т. е. все отводимое тепло
верхнего цикла используется в нижнем. Для получения мак симального термического к.п.д. необходимо газовую часть его приближать к трапеции 1234, а паровой — к треуголь нику 145.
Это можно сделать следующими способами:
а) осуществить многоступенчатый подвод тепла в газо вом _цикле;
б) осуществить высокотемпературное адиабатное сжатие газа (процесс 12). При этом никакой газовой регенерации и многоступенчатого сжатия воздуха с промежуточным ох лаждением здесь не требуется. Их применение в данном слу чае может только ухудшить термический к.п.д. всего цикла;
в) применить сверхкритическое начальное давление па ра без его промежуточного перегрева.
Регенеративный подогрев питательной воды здесь также неприменим и может привести только к росту потерь с уходящими газами и уменьшению работы паровой части цикла. Вместе с тем осуществление сверхкритического дав ления водяного пара в цикле без промежуточного перегре ва приводит к недопустимой конечной влажности водяного пара в турбине.
Бинарный парогазовый цикл практически можно осу ществить с помощью низкокипящих веществ (НКВ), напри мер углекислого газа, аммиака или некоторых фреонов, имеющих низкую температуру в критической точке (30—
50°С). Однако усложнение установки и ряд эксплуатацион ных затруднений пока не позволили создать такие установ ки. В этих условиях приближение реального цикла ПГУ к оптимальному можно достигнуть применением двукратного перегрева водяного пара при его сверхкритическом давле нии (рис. 5.18).
Как видно из этого рисунка, полученный таким путем цикл оказывается только частично бинарным, а его терми ческий к.п.д. относительно невысоким. На величину дости гаемого к.п.д. значительно влияет также разность темпера тур между отработавшими в ГТ газами и нагреваемой жид костью в паровой части цикла. Если, например, за счет ох лаждения продуктов сгорания (по изобаре 45) рабочее тело парового цикла будет подогрето до состояния, соответствую щего точке g, то очевидно, что наименьшие разности тем ператур и наименьшие потери работы от необратимого теп лообмена будут достигнуты только в том случае, когда изо бара газов на участке 45 и паровая изобара на участке bg окажутся близки друг к другу.
Оптимальное значение относительного расхода пара, обеспечивающее наименьшие потери от необратимости теп
лообмена между газом и паром, оказывается |
|
<*опт = Сргаз^и = 0,2-7- 0,25. |
(5.15) |
Отклонение действительного значения d в меньшую и большую стороны от donT приводит к увеличению средней разности температур Д /Ср и к росту потерь возможной работы.
Однако если небинарная часть парового цикла (пл. gcdefh на рис. 5.18) имеет внутренний к.п.д. более высокий, чем бинарная часть комбинированного цикла, то оказы вается термодинамически выгодным увеличить d сверх
^ощ-
Последние наши исследования показали, что большее, значение эффективного к.п.д. ПГУ может быть получено, если понизить температуру в точке 2 (рис, 5. 18) дрТопг и применить предварительное ступенчатое сжатие с промохлаждением (от точки /), уменьшающее величину срсж.
ЦИКЛЫ ЯДЕРНЫХ ТЕПЛОЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК
§ 6.1. Принципиальные схемы атомных электростанций и особенности их работы
Громадные достижения физики атомного ядра в послед ние десятилетия дали возможность использовать в мирных целях атомную энергию, обладающую колоссальной кон центрацией. Достаточно сказать, что при расщеплении 1 кг урана (U235) выделяется около 80 млрд. кДж. тепла, что соответствует сжиганию 2,5 тыс. ткаменного угля. Еще большее количество энергии выделяется при синтезе легких элементов в ядерных реакциях. Все это делает запасы ядерной энергии практически неистощимыми. Использование атомной энергии для выработки электрической энергии на тепловых электростанциях впервые в мире было осущест влено в СССР. В 1954 г. под Москвой была пущена первая атомная электростанция мощностью 5 МВт. В настоящее время атомные электростанции занимают все больший и больший вес в энергетике таких стран, как*Англия, США и
СССР. Особое развитие получают АЭС в странах с малыми запасами органических топлив, где к 1985 г. предполагает ся. довести установленную мощность АЭС до 25—30% общей мощности энергосистем этих стран (ФРГ, Англия, Япония и др.). В Советском Союзе в текущей пятилетке бу дет построено АЭС общей мощностью 13— 15 млн. кВт. Особое развитие АЭС получат в европейской части СССР,
где ощущается недостаток органического топлива. Боль шинство современных АЭС строят на так называемых теп ловых реакторах с водяным или газовым теплоносителями.
Их тепловые схемы различают по виду теплоносителей и числу контуров, по которым они циркулируют. Сущность
устройства и работы АЭС можно уяснить из рассмотрения принципиальной тепловой схемы первой атомной станции и ее цикла (рис. 6.1). Она относится к двухконтурным схе мам. Здесь в контуре / станции теплота отводится от тепло выделяющих элементов (ТВЭЛ) реактора АР и с помощью циркулирующего теплоносителя передается водяному пару в парогенераторе Я Г. Агрегаты контура / вследствие радио активности теплоносителя отделяются от остальной части станции специальной биологической защитой — стеной из барритобетона (на схеме показана двумя штриховыми ли ниями). Контур II схемы подобен обычной паротурбинной установке. Здесь выработанный в парогенераторе водяной пар поступает в паровую турбину ПТ, производит там ме ханическую энергию, затем конденсируется в конденса торе К и питательным насосом Н снова направляется в парогенератор. В качестве теплоносителя контура / здесь используют воду под высоким давлением, а водяной пар
вконтуре II слабо перегретый.
Впредставленном на Т — 5-диаграмме (рис. 6.1) цикле рассматриваемой АЭС: кривая ab — изобара теплоносителя, циркулирующего в контуре /, а пл. аЬ67 — тепло, отдавае мое им водяному пару в парогенераторе. Это же тепло под водится в паровом цикле по изобаре 41, равное пл. 5417 и представляет собой величину qx. Процесс 12 — работа пара в паровой турбине; процесс 23 — конденсация отра
ботавшего пара в |
конденсаторе; процесс 34 — сжатие |
воды в питательном |
насосе. |
Таким образом в контуре II совершается обычный прос
то
тейший цикл Ренкиыа слабо перегретого пара без регене рации. Термический к.п.д. этого цикла
"Л/= /Яи ~ № гг) . (h hW(h U)’ |
(6-1) |
Наиболее высокие параметры водяного пара на входе в турбину атомной установки получают в одноконтурных схемах (рис. 6.2), где применяются реакторы кипящего типа. Водяной пар перегревается в самих ТВЭЛ и затем непосредственно поступает в паровую турбину. Поскольку перегретый водяной пар, выработанный в реакторе АР% оказывается слаборадиоактивным, то паровая турбина ПТ с конденсатором и вспомогательным оборудованием в био логической защите не нуждается. Изолируется только реак тор. Как видно, здесь осуществляется обычный цикл Ренкина перегретого пара с регенерацией (условный процесс
34цикла).
Водноконтурных схемах можно применять и газовый
теплоноситель, одновременно являющийся рабочим телом замкнутой ГТУ. Принципиальная схема такой газотурбин ной атомной установки показана на рис. 6.3. Здесь компрес сором К рабочий газ нагнетается в реактор АР, где он подогревается до заданной температуры, и затем поступает в газовую турбину ГТ. Отработавший газ охлаждается в холодильнике ГО и снова идет в компрессор К, т. е. осу ществляется газовый цикл с изобарным подводом тепла (цикл Брайтона). Термический к.п.д. такого цикла
*>1, = 1 — 1/о«, |
(6.2) |
где m = (k — 1 )lk.
ж
Таким образом, в атомных энергетических установках применяются паровые или газовые циклы, не имеющие принципиальных отличий от циклов обычных пароили газотурбинных установок. Вместе с тем в выборе парамет ров циклов имеются свои.особенности, определяемые свой ствами атомных реакторов менять свою мощность в зави симости от температур теплоносителя. В частности, первой особенностью является то, что максимальная тепловая мощ ность реактора ограничивается допустимой температурой покрытия тепловыделяющих элементов, зависящей от ин тенсивности их охлаждения. Например, обычно допустимая температура покрытия из алюминиевых и магниевых спла вов составляет 670—720 К, из нержавеющей стали (тепло носитель — вода) — до 870 К- Отдельные реакторы допус кают максимальную температуру ТВЭЛ до 1100— 1300 К. Также ограничивает тепловую мощность реакторов допус тимая температура ядерного горючего, определяющая его фазовые превращения. Так, для металлического урана уже при Т = 870 К наступает переход его из а- в p-фазу. Для двуокиси урана предельной температурой является его температура плавления (3030 К). Следовательно, для каж дого типа ТВЭЛ и его покрытия имеются свои допустимые температуры теплоносителя и иаивыгоднейшие для них тер модинамические циклы.
Второй особенностью атомных электростанций являет ся относительно небольшая доля топливной составляющей в балансе стоимости вырабатываемой электроэнергии. Если на обычных тепловых электростанциях топливная состав ляющая доходит до 60%, то на атомных станциях она сос тавляет 15 -т- 40% в зависимости от количества попутно производимого плутония. По этим причинам требования,
получаемое теплоносителем от наиболее теплонапряженного элемента при его поверхности /, согласно теории теплопе редачи
Ят— (6.4)
где kT— коэффициент теплопередачи от ядерного горючего к теплоносителю; / — омываемая поверхность тепловыде ляющего элемента; д Т ср — разность между средними тем пературами тепловыделяющего элемента и теплоносителя в ТВЭЛ (TVcp — Тт,гр).
Средний температурный напор Д Тср связан с уравнени ем теплового баланса для тепловыделяющего элемента зависимостью
ftr/ДГср —Ят
Здесь gT— расход теплоносителя через рассматриваемый элемент; срт— средняя теплоемкость теплоносителя; Д Т т — повышение температуры теплоносителя от его нагрева в ТВЭЛ.
Общая тепловая мощность реактора соответственно
QT= krkTF (Тэ.ср —Т'т.ср)» |
(6.5) |
где kr— коэффициент неравномерности тепловыделения по радиусу реактора; F — тепловыделяющая поверхность реактора.
Учитывая, что Тэ.ср определяется предельным значением температуры наиболее теплонапряженной поверхности ТВЭЛ, а средняя температура Т1ср подвода тепла в цикле представляет собой функцию величины Т т, можно записать
АГСР= (Тэ>ср |
ср) = со (Тпр Т icp). |
При этом уравнение (6.5) примет вид
QT — krkT®F (Т'нр 7\ср), |
(6.6) |
где to — постоянный множитель; Тпр — предельная темпе ратура тепловыделяющих элементов.
Подставляя в (6.3) значение QT из (6.6) с учетом того, что термический к.п.д. любого цикла
/ = 1 Т2ср^1ср»
получим
Мэ = krk ^ F ( T np--7,icp)(l ---^2ср^1ср) 'ПоЛьгЧс.н* (6.7)