2.3. Паротурбинные энергетические установки
В паротурбинных установках (ПТУ) рабочее тело непрерывно циркулирует по замкнутому контуру, претерпевая циклическое изменение своего состояния (вода – пар – вода и т. д.).
Схема простейшей ПТУ представлена на рис. 3.
Отработавший пар из турбины 1 поступает в конденсатор 5, где охлаждается и конденсируется; конденсат забирается насосом 4 и подается в котлоагрегат 2. Конденсатор прокачивается забортной водой, которая и служит теплоприемником. |
Рис. 3. Схема паротурбинной установки |
С целью повышения эффективности установки пар, вырабатываемый в котлоагрегате, направляется в пароперегреватель 3.
ПТУ преимущественно используются на морском флоте.
Повышение экономичности ПТУ достигается: применением дешевых сортов топлива; улучшением начальных параметров пара; совершенствованием тепловых схем, увеличением эффективности регенеративного подогрева питательной воды; сокращением потерь теплоты, отводимой забортной водой, утечек пара и воды; повышением КПД отдельных элементов ПТУ.
В отличие от ДВС, КПД которых мало зависит от мощности, у паровых турбин с ростом мощности он существенно возрастает. При больших мощностях ПТУ затраты на топливо и смазку, а также на другие эксплуатационные расходы этих установок оказываются меньше, чем у ДЭУ.
Технико-экономические показатели паротурбинных установок сравнительно малой мощности из-за низких параметров пара и больших тепловых потерь значительно хуже. Поэтому на речных и смешанного «река-море» плавания судах установка паровых турбин в качестве главных не предполагается. Они могут получить распространение на этих судах как вспомогательные турбоэлектрогенераторы, где турбина питается паром, вырабатываемым в утилизационном котле.
2.4. Атомные энергетические установки
В атомных энергетических установках (АЭУ) тепловую энергию получают в ядерном реакторе за счет энергии, освобождающейся при делении ядер расщепляющихся элементов.
Принципиальная схема судовой атомной энергетической установки приведена на рис. 4.
Рис. 4. Принципиальная схема АЭУ |
В ядерном реакторе 3, заключенном в контейнер 1, осуществляется самоподдерживающаяся цепная реакция с преобразованием освобождающейся при этом энергии в теплоту. В качестве ядерного топлива применяется обогащенный уран.
В энергетических реакторах деление ядра урана происходит под воздействием нейтронов. Ядро урана U235 расщепляется на два-три новых вторичных быстрых нейтрона, обладающих внутренней энергией до 2 МэВ и скоростью до 20 тыс. км/с. При определенных условиях такие вторичные нейтроны вызывают деление других ядер U235. В этом и заключается сущность цепной реакции деления ядерного горючего.
Для повышения вероятности деления U235 энергию быстрых нейтронов в реакторе снижают до уровня тепловых нейтронов (примерно до 0,025 МэВ) путем замедления их скорости. Горючее окружают веществом, называемым замедлителем нейтронов; в качестве него в судовых установках используется вода. Им могут быть также графит и органические вещества.
Часть объема реактора, в котором расположено горючее с замедлителем и происходит реакция деления, называется активной зоной. По типу последней реакторы делятся на гомо- и гетерогенные. Реакторы, в которых активная зона составлена из однородной смеси ядерного горючего и замедлителя (раствор, сплав, суспензия), называют гомогенными, а реакторы, в которых блоки ядерного топлива окружены замедлителем, называют гетерогенными.
Чтобы регулировать тепловыделение (мощность), в реакторе необходимо изменять интенсивность потока нейтронов и число делений в единицу времени, т. е. влиять на скорость цепной реакции. Для этой цели служит система регулирования. Основу ее составляют подвижные стержни 2, содержащие вещества, активно поглощающие нейтроны (карбид бора, бористая сталь, кадмий). Для увеличения мощности (тепловыделения) стержни выдвигают из активной зоны, для уменьшения – опускают. В целях мгновенного прекращения цепной реакции при аварийной ситуации, предусмотрена система аварийной защиты (стержни аварийной защиты).
Теплота из реактора отводится теплоносителем, циркулирующим по замкнутому контуру, с помощью циркуляционного насоса 10: Теплоносителем могут быть вода, органические жидкости, газы, жидкие металлы.
В судовых установках теплоносителем и замедлителем нейтронов является вода, поэтому реакторы обычно называются водоводяными.
Замкнутая теплопередающая система, в которой циркулирует теплоноситель, называется первым контуром. Теплоноситель проходит через парогенератор 4, где отдает теплоту жидкости второго тепловоспринимающего контура.
При ядерных реакциях примерно 80% выделяющейся энергии превращается в теплоту, а остальные 20% теряются в виде излучений.
Часть излучений (нейтронное и γ-излучение) обладает большой проникающей способностью и оказывает вредное воздействие на биологические процессы в организме людей. Поэтому комплекс, состоящий из реактора, парогенератора, вспомогательного оборудования и систем первого контура, заключают в биологическую защиту 11, поглощающую все излучения до уровней безопасных для человека. Биологическую защиту выполняют из металла, бетона, воды, карбида бора. Она значительно увеличивает массу АЭУ.
Образующийся в парогенераторе 4 пар направляется в турбину 5, которая через редуктор 6 вращает гребной винт 7. Из конденсатора 8 конденсат питательным насосом 9 вновь направляется в парогенератор.
Преимущества атомных энергетических установок обусловлены прежде всего высокой концентрацией энергии в ядерном топливе, исключающей необходимость частого пополнения его запасов. Известно, что при выгорании 1 кг урана U235 выделяется теплоты в 1,5 миллиона раз больше, чем при сгорании 1 кг органического топлива.
Таким образом, запасы топлива можно свести к минимуму и обеспечить практически неограниченную дальность плавания и автономность.