Внутренний относительный КПД паровой турбины

При рассмотрении цикла Ренкена принималось, что он состоит из обратных процессов. В действительном цикле паровой турбины каждый из процессов, составляющих цикл, является необратимым, поэтому термический КПД действительной установки получается термическим КПД обратимого процесса.

Степень необратимости во всех этих процессах мала, их можно не учитывать. Основная необратимость в паровой турбине связана с потерей кинетической энергии на трение пара при его расширении в соплах и на лопатках турбины, поскольку течение пара происходит с большой скоростью. Необратимый процесс 1-6 может быть условно изображен на термической диаграмме, если известны начальные и конечные параметры. Полезная работа, совершенная потоком в адиабатном процессе не зависит от пути процесса и равна разности энтальпий в начале и конце процесса.

Т.к. в необратимом процессе 1-6 энтропия всегда возрастает, то в точке 6 она должна быть больше, чем в точке 2. Не превратившаяся в работу теплота идет на увеличение энтальпии пара, поэтому площадь 2¹678 измеряет теплоту, воспринятую отработанным паром, вследствие необратимости процесса. Разность между теоретической и действительной работой равно:

Отношение действительной работы, совершаемой потоком пара в турбине, к теоретической называют внутренним относительным КПД турбины.

Тепловые схемы АЭС

Возможность использовать ядерное топливо в качестве источника теплоты связано с образованием цепной реакции деления вещества и выделения огромного количества энергии.

В виду эффективности деления ядер урана (²³⁵U), бомбардировка их медленными тепловыми нейтронами преобладают реакторы на медленных тепловых нейтронах. Освоены реакторы на быстрых нейтронах, отличающиеся большим коэффициентом воспроизводства ядерного горючего типа плутоний (²³⁹P), уран (²³⁸U). Для снижения скорость деления нейтронов применяются замедлители (графит, вода). В реакторе ядерное горючее находится в твердом состоянии в особых тепловых элементах. В реакторе имеются регулирующие стержни, изготовленные из материала, легкопоглощающего нейтроны (бор, кадмий). Изменяя глубину погружения стержня в топливо, меняется количество поглощаемых нейтронов, а, следовательно, мощность реактора. Энергия деления ядер урана очень велика и при делении 1 кг ²³⁵U выделяется энергия эквивалентная 20 млн. кВт/ч. Большую сложность в атомных установках представляет отвод теплоты, который выделяется в реакторе. Существует много схем отвода теплоты, но все они строятся по одному принципу. Теплота отводится с помощью какой-либо циркулирующей жидкости или газа.

В реакторе 1 осуществляется деление ядер тяжелых элементов, при котором выделяется большое количество теплоты, отводимой теплоносителем, в качестве которого используют воду или газы. Теплоноситель, омывающий тепловыделяющие элементы, является радиактивным. Радиактивный теплоноситель направляется в промежуточный теплообменник (парогенератор 3), который отдает свою теплоту рабочему телу второго контура, после насосом 6 возвращается в реактор. 1-й и 2-й контур отгорожены друг от друга биологической защитой. Во 2-м контуре циркулирует вода.

Пар поступает в турбину 4 для генерации электроэнергии в генератор, а отработанный пар направляется в конденсатор, где конденсируется и насосом 6 опять подается в парогенератор. Вода, как теплоноситель, обладает недостатком, не позволяющий получить высокие значения параметров водяного пара. Если вода-носитель имеет давление 10 МПа и t^о=320⁰С, то рабочее тело 2-го контура будет сухой насыщенный пар при давлении P=3 МПа, соответственно t^о=230⁰С. При такой низкой температуре термический КПД составляет 17-20%.

Водяной пар более высокого давления можно получить, применяя другой теплоноситель. Если в качестве теплоносителя применять жидкие металлы, которые бурно реагируют с водой, то осуществляют два промежуточных контура.

АЭС по трехконтурной схеме, жидкометаллические носители в 1-м и 2-м контуре, водой и водяным паром в 3-м контуре, используют на АЭС города Шевченко.

Использование жидкометаллических теплоносителей допускает температуру тепловыделяющих элементов до 2500⁰С, а значит повышение параметров цикла АЭС. На АЭС с натриевым теплоносителем применяются начальные параметры цикла P=10 МПа и t^о=480⁰С и применен промежуточный перегрев пара с t^о=480⁰С и термическим КПД повышенным до 37%.

Большинство АЭС работают на слабоперегретом или насыщенном паре. Для ограничения степени влажности пара в турбине применяют специальные устройства для влагоотведения (сепараторы).

Пар поступает во 2-ой контур, то есть в часть высокого давления турбины 5, соединенной с генератором 6 и проходит через влагоотделитель 4, а затем поступает в часть низкого давления турбины. Конденсат из конденсатора 7 через систему регенеративного подогрева 8 поступает в парогенератор 2 для испарения. Во 2-ом контуре возможны и допустимы потери воды. Полное количество теплоты, которое выделяется в реакторе за 1 час или тепловая мощность оценивается в кВт/ч и определяется

Q_э=Q_m/3600, где Q_m=K_m * K_p * F * T_ср

K_m – коэффициент теплоты от ядерного горючего в теплоносителе

К_р – коэффициент неравномерности тепловыделения элементов, расположенных по радиусу реактора

F – омываемая площадь поверхности тепловыделяющих элементов реактора

Т_ср – разность температур по оси тепловыделяющего элемента и теплоносителя.

Т_ср=ω(Т₀ – Т_1ср)

ω – постоянный коэффициент

Т₀ – предельное значение температуры

Т_1ср – средняя температура подвода теплоты в цикле

Электрическая мощность АЭС определяется

N_эл = Q_m * η_t * η_0t * η_м * η_г * η_сн

где η_t –термический КПД цикла

η_0t– относительный КПД турбины

η_м – механический КПД турбины

η_г – КПД генератора

η_сн – КПД собственных нужд установки