Парогазовые циклы.
Парогазовыми называются комбинированные установки, в которых одновременно используются два рабочих тела: пар и газ.
Горячие газы уходящие из газовых турбин охлаждаются в подогревателе П нагревая питательную воду, которая поступает в паровой котел К. Это позволяет уменьшить расход топлива на получение пара, что приводит к эффективности комбинированного цикла по сравнению с циклами ГТУ и ПСУ осуществляемыми раздельно. Мощности ГТУ и ПТУ (ПСУ) выбирают при проектировании таким образом, чтобы количество теплоты отданной газами в подогревателе П равно количеству теплоты воспринятому питательной водой.
В цикле ГТУ подводится теплота равная площади S1бд5, получается полезная работа lГТУ равная площади S12345. В цикле ПТУ количество подведенной теплоты есть площадь S6ев89’10, полезная работа lПТУ соответствует площади S6789’10.
Теплота отработавших в турбине газов S6бд4 при раздельном выполнении этих циклов выбрасывается в атмосферу.
В парогазовых циклах теплота выделяющаяся при охлаждении газов по линии 2-3 и равная площади S2ба3 не выбрасывается в атмосферу, а используется для подогрева питательной воды по линии 8-9 в подогревателе П. За счет этого уменьшается теплота затрачиваемая на получение пара в котле на площадь S9гв8, а термический КПД t увеличивается. т.к. суммарная полезная работа lГТУ + lПТУ одинакова, как при совместном, так и при раздельном их получении.
Цикл ядерной энергетической установки.
Процесс преобразования энергии в ядерной энергетической установке состоит в следующем
В ядерном реакторе 1 в результате деления атомного топлива выделяется теплота Q. От реактора отводится потоком теплоносителя в парогенератор 2. И передается там рабочему циклу, который аналогичен циклу обычной паротурбинной установки на насыщенном паре.
Различают атомные ТЭЦ (АТЭЦ), конденсационные ТЭЦ атомные котельные. Они могут быть выполнены по одно, двух и трехконтурным схемам.
В одноконтурной схеме все оборудование и рабочее тело работают в радиационно-активных условиях, поэтому имеется повышенная опасность заражения обслуживающего персонала, помещений, станции и сетевой воды для теплоснабжения при нарушении герметичности теплофикационных теплообменников.
В двухконтурных АТЭЦ радиактивным является только первый контур с теплоносителем циркулирующим через реактор. Во втором контуре работают при отсутствии радиактивности.
Наибольшая радиационная безопасность обеспечивается в трехконтурной схеме. Основной недостаток – высокие капитальные затраты.
Большинство атомных реакторов работает на природном и слабообогащенном топливе Уран-235 (от 0.7 до 310%) и Уран-238 – это топливо находится в особых тепловыделяющих элементах ТВЭЛ-ах, которые собираются в кассеты и размещаются в твердом или жидком замедлителе скорости нейтронов 24 км/с и выделяется при распаде U235. В качестве замедлителя используются тяжелая и природная вода, графит. Кроме того, в опасных ситуациях в реактор вводят систему стержней из специального материала: бор, кадмий, дафний. Которые сильно поглощают нейтроны и гасят цепную ядерную реакцию.
Иначе устроены более безопасные реакторы на быстрых нейтронах 10 тыс.км/сек. (БН-350, БН-600). В них вместо воды для отвода из реактора тепловой энергии используется расплавленный натрий. Температура кипения 900 С, соответственно лишь при этой температуре натрий начинает превращаться в пар. А давление внутри реактора должно резко повысится, создавая угрозу взрыва. Намного раньше при более низких температурах саморазогрев реактора приводит к тому, что элементы его активной зоны расширяются, а рост объема конструкции приводит к уменьшению потока нейтронов и реактор саморазрушается не доходя до критической точки. Способность реакторов быстро самозаглушаться было известно давно, но решающее значение она приобрела в последнее время. К тому же быстрые реакторы преобразуют попутно уран U238, которого в природном уране U235 больше, в плутоний U235 ядерное горючее, которое дает не затухающую цепную реакцию, а U238 не дает такую такую реакцию. Плутония получается больше, чем загружается U235.
Кроме АТЭЦ строят так же атомные котельные, атомные станции теплоснабжения мощностью 860 ГКалл/г = 3600 ГДж/час. Одна такая котельная за год замещает 830 тыс.тонн условного топлива.
Для такой атомной станции теплоснабжения принципиальная схема аналогична трехконтурной АТЭЦ.
Схема и цикл магнитогидродинамического генератора.
Вплоть до последнего времени МГД генераторы не получили широкого применения. Имеются лишь экспериментальные установки, на которых исследуется их целесообразность и эффективность их применения. принцип действия МГД генератора основан на возникновении электрического тока при течении электропроводящей жидкости или ионизированного газа в поперечном магнитном поле.
МГД генератор является устройством, как бы для без машинного преобразования теплоты в электрическую энергию. Рабочее тело находится в МГД генераторе при температуре 2000 С и выше. Поэтому МГД генератор эффективно использовать в качестве головного звена обычной паросиловой установки. Для того чтобы использовать эти высокие температуры, а не выбрасывать теплоту в окружающую среду.
Схема и цикл энергетической установки с