Добавил:
ivanov666
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Технологии эффективного преобразования энергии. Учебное пособие
.pdf
Если А является площадью круга, описываемого лопатками ветроко-
D
s
леса диаметром D, то
2
.
A
(4.14)
4
Располагаемая мощность составляет
23
PDV
.
(4.15)
8
Фактически располагаемую мощность удобно представить в виде
где
PKDV (4.16)
K
– коэффициент использования энергии ветра, учитывающий ди-
n
n
23
,
намику ветра и эффективность роторной системы.
Годовое количество энергии, вырабатываемое ветроагрегатом, определяется уравнением
где H –
WKDVKH (4.17)
23
ns
среднее число часов в год (8760);
,
K
– полуэмпирический ко-
эффициент, учитывающий статистический характер выработки энергии
ветроагрегатом.
Можно принять, что
KKH
ns
3, 5.
(4.18)
Тогда
23
.3,5WDV (4.19)
Располагаемые мощности на валу ротора для ветроколеса различного диаметра, полученные по уравнению
23
,0,0002PDV
(4.20)
представлены в таблице.
61
Скорость
ветра, м/с
4 0,1 0,3 0,5 1,8 5,0
5 0,2 0,5 1,0 3,6 9,8
6 0,4 0,8 1,8 6,2 17,0
7 0,7 1,3 2,9 9,9 27,0
8 1,0 2,0 4,3 14,7 40,3
9 1,4 1,9 6,1 21,0 57,3
10 2,0 3,9 8,3 28,8 78,6
Располагаемая мощность, кВт при диаметре колеса, м
3,65 5,0 7,0 12,0 18,8
4.4. ПРЕОБРАЗОВАТЕЛИ ЭНЕРГИИ ВОЛН ОКЕАНА
В ЭЛЕКТРИЧЕСКУЮ ЭНЕРГИЮ
Волновая мощность Мирового океана оценивается в 2,7 млрд кВт,
что составляет около 30 % потребляемой в мире энергии. Целесообразность установки волновых электростанций определяется региональными особенностями и прежде всего плотностью приходящей энергии –
ее величиной на единицу длины волнового фронта. В перспективе такие
электростанции могут быть размещены на побережьях стран Западной
Европы (Португалия, Испания
и Южной Америки, Австралии, Новой Зеландии и Японии. Наиболее
благоприятные условия на западном побережье Англии: так, например,
в районе Гебридских островов удельная мощность фронта достигает
80 кВт/м. Однако волновые электростанции сравнительно недешевы [26].
Первый патент на волновой преобразователь был подан в 1799 году
отцом и сыном Жерар
из Парижа. Идея изобретения заключалась в гигантском рычаге с точкой опоры на берегу и «телом» корабля на конце
рычага, находящемся в море. Когда тело поднимается и опускается по
волнам, береговое плечо рычага, двигающееся вверх-вниз, можно было
бы присоединить к помпам, к колесу с бадьями на спицах или непосредственно к мельницам, кузнечным молотам, пилам и т. д. В ХХ веке активное увлечение волновой энергией началось с 1973 года из-за нефтяного кризиса. Появились разнообразные проекты преобразователей
, Великобритания и Франция), Северной
62
в виде плота (проект британского инженера К. Коккереля), уток (проект
британского инженера С. Солтера) и осциллирующего водного столба
(проект японского профессора И. Масуды) [26].
В последние годы появились новые разработки волновых преобра-
зователей.
В 2008 году в районе Агусадора (Португалия) была запущена первая
волновая электростанция. Генераторы этой электростанции выполнены
в виде качающихся
на волнах змей. Мощность этой электростанции со-
ставляет 2,25 МВт.
В 2009 году на Оркнейских островах (Великобритания) заработал
крупнейший в мире волновой генератор Oyster («Устрица»). Особенностями проекта являются установка большого качающегося поплавканасоса недалеко от берега, на глубине от 10 до 16 метров, а также вынос
всей электрической части системы на берег. Гидравлические магистрали
связывают насосы на дне моря с турбинами береговой электро-
станции.
63
5. ТЕХНОЛОГИЯ ПРЕОБРАЗОВАНИЯ ЭНЕРГИИ
В ПРОЦЕССЕ ЯДЕРНЫХ РЕАКЦИЙ
5.1. ОБЩИЕ СВЕДЕНИЯ
В конце 2022 года в мире насчитывалось 422 энергоблока на атомных электростанциях (АЭС) общей установленной мощностью немного
большей 378 ГВт [27].
Авария на АЭС «Фукусима-дайити» в Японии в марте 2011 года добавила беспокойства по поводу ядерной безопасности с учетом аварии
на Чернобыльской АЭС. Это дополнительно заставило задуматься о будущем ядерной энергетики. Однако
ских настроений, в предстоящие годы использование ядерной энергии
будет продолжать расти, правда, этот рост не будет таким быстрым, как
предполагалось до аварии. Многие страны, у которых имеются ядерноэнергетические программы, планируют их расширять. Многие новые
страны (как развитые, так и развивающиеся) намерены встать на путь
развития
ственно европейские, которые планируют отказаться от ядерной энергетики, например Бельгия и Испания, или уже отказались о нее, например Италия и Германия.
ядерной энергетики. В то же время есть страны, преимуще-
, несмотря на усиление скептиче-
5.2. ОСНОВЫ ТЕХНОЛОГИИ ПРЕОБРАЗОВАНИЯ
ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГИИ В ЭЛЕКТРИЧЕСКУЮ ЭНЕРГИЮ
5.2.1. РЕАКЦИИ, ПРОТЕКАЮЩИЕ ПРИ РАБОТЕ
ЯДЕРНЫХ ПРЕОБРАЗОВАТЕЛЕЙ
Ядерные преобразователи – ядерные энергетические реакторы производят энергию путем инициирования и последующего управления
протеканием устойчивой цепной ядерной реакции.
64
В научных лабораториях было поставлено множество экспериментов по облучению нейтронами ядер разных элементов, в том числе
урана. Считалось, что добавление нейтронов к ядру урана позволит получить так называемые трансурановые элементы, отсутствующие в природе. Однако в результате радиохимического анализа облученного
нейтронами урана элементы с номерами выше 92 не обнаруживались,
было отмечено появление радиоактивного бария (заряд ядра 56),
зато
т. е. происходил распад урана на две части.
Нейтронные реакции имеют особое значение для ядерных реакторов. В отличие от заряженных частиц нейтрону не требуется значительной энергии, чтобы проникнуть внутрь ядра. Рассмотрим некоторые
типы взаимодействия нейтронов с веществом [28].
Упругое рассеяние. При упругом рассеянии происходит перерас-
пределение кинетической энергии: нейтрон отдает часть своей кинетической энергии ядру, кинетическая энергия ядра увеличивается после
рассеяния именно на величину этой отдачи, а потенциальная энергия
ядра остается прежней. Упругое рассеяние в большей степени свойственно легким ядрам (с атомной массой менее 20 а. е. м.) при
взаимодействии их с нейтронами сравнительно небольших кинетических (менее 0,1 МэВ) энергий.
Неупругое рассеяние. При неупругом рассеянии сумма кине-
тических энергий ядра и нейтрона после рассеяния оказывается
меньше, чем до рассеяния. Разница сумм кинетических энергий затрачивается на изменение внутренней структуры исходного ядра, что
равноценно переходу ядра в новое квантовое состояние, в котором
всегда имеет место избыток энергии сверх уровня устойчивости, который испускает
гамма-квант. В результате неупругого рассеяния кинетическая энергия системы ядро–нейтрон становится меньше на
энергию γ-квантов.
Радиационный захват. В этой реакции получается новый изотоп
элемента, а энергия возбужденного составного ядра высвобождается
в виде γ-квантов. Легкие ядра обычно переходят в основное состояние,
излучая один γ-квант. Для тяжелых ядер характерен каскадный переход
через многие промежуточные возбужденные уровни с излучением нескольких γ-квантов различных энергий.
Испускание заряженных частиц. В результате одной из таких
реакций образуется изобара исходного ядра, поскольку протон уносит
один элементарный заряд, а масса ядра практически не меняется
65
(нейтрон привнесен, а протон – унесен). В другом случае реакция завер-
шается испусканием возбужденным составным ядром -частицы.
Деление. Основная реакция, в результате которой освобождается
энергия, получаемая в ядерных реакторах, и поддерживается цепная реакция. Реакция деления происходит при бомбардировке ядер некоторых
тяжелых элементов нейтронами, которые, не обладая даже большой кинетической энергией, вызывают деление этих ядер на два осколка с одновременным освобождением нескольких нейтронов. К делению
склонны
например:
лишь некоторые четно-нечетные ядра тяжелых элементов,
233
235
239
241
U,
U,
Pu,
Реакция удвоения нейтронов. Реакция с испусканием возбуж-
Pu,
251
Cf.
денным составным ядром двух нейтронов, в результате которой образуется изотоп исходного элемента, с массой ядра на единицу меньшей
массы исходного ядра.
Появление при делении одного ядра двух-трех нейтронов создает
условия для деления других ядер. Реакции с размножением нейтронов
протекают аналогично цепным химическим реакциям, поэтому
они
также названы цепными.
Энергия нейтронов в момент их рождения очень высока – они движутся со скоростью несколько тысяч километров в секунду, поэтому их
называют быстрыми нейтронами. Энергетический спектр нейтронов деления довольно широк – примерно от 0,01 до 10 МэВ. При этом средняя
энергия вторичных нейтронов – около 2 МэВ. В результате столкновений нейтронов
с ядрами окружающих атомов их скорость быстро
уменьшается. Этот процесс называется замедлением нейтронов.
Эффективно замедляются нейтроны при соударении с ядрами легких элементов, т. е. происходит упругое столкновение. При взаимодействии с ядрами тяжелых элементов происходит неупругое столкновение
и нейтрон замедляется менее эффективно. Вследствие этого в качестве
замедлителей в ядерных
O) или графит.
(D
2
реакторах используют воду, тяжелую воду
В результате столкновений с ядрами замедлителя нейтрон может замедлиться до скорости теплового движения атомов, т. е. до нескольких
километров в секунду. Такие замедленные нейтроны принято называть
тепловыми или медленными. У таких нейтронов больше вероятность
того, что они не пролетят мимо ядра атома.
66
5.2.2. ОПИСАНИЕ ПРЕОБРАЗОВАТЕЛЯ ЭНЕРГИИ
ЯДЕРНЫХ РЕАКЦИЙ В ЭЛЕКТРИЧЕСКУЮ ЭНЕРГИЮ
Ядерный преобразователь (ядерный реактор) представляет собой
устройство, предназначенное для поддержания цепной реакции деления
и управления ею Цепные реакции протекают в активной зоне ядерного
реактора. Конструктивно активная зона, с точки зрения реакторной физики, состоит из ядерного топлива, регулирующих стержней, которые
поглощают нейтроны; замедлителя (для реакторов на тепловых нейтронах); конструкционных материалов
и теплоносителя.
К настоящему времени разработано большое количество различных
типов реакторов. Существует несколько классификаций всего многообразия реакторов по различным признакам, например, по спектру нейтронов; структуре активной зоны; конструктивным признакам; виду замедлителя и теплоносителя.
структуре активной зоны реакторы подразделяются на следу-
По
ющие:
гомогенные;
гетерогенные.
Гомогенным называют реактор, у которого активная зона представляет собой однородную смесь частиц топлива и замедлителя. Такую
среду образуют растворы солей урана в воде, расплавленные соли
урана, суспензии оксидов урана в легкой или тяжелой воде, смесь порошков карбида урана и графита и т. д.
Гетерогенным называют реактор, у которого
в активной зоне ядерное топливо размещается в замедлителе в виде специальных блоков –
тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов). Эти блоки обычно изготовляют в форме стержней. В активной зоне ТВЭЛы располагаются в определенном порядке, образуя правильную решетку. Топливо в ТВЭЛах отделено от замедлителя или теплоносителя тонкой герметичной металлической защитной
оболочкой.
Для управления цепной реакцией деления в активной зоне реактора
размещены подвижные управляющие стержни-поглотители нейтронов. Предусмотрены также стержни аварийной защиты, которые сбрасываются в активную зону при необходимости быстрой остановки реактора.
спектру нейтронов реакторы подразделяются на следующие:
По
на тепловых (медленных) нейтронах;
на быстрых нейтронах;
67
на промежуточных нейтронах;
со смешанным спектром.
Реакторы, в которых основное число делений ядер происходит под
действием тепловых нейтронов, называют реакторами на тепловых
нейтронах. Снижая энергию нейтронов до тепловых энергий, т. е. замедляя нейтроны, будем увеличивать вероятность реакции деления
в сотни раз, что и осуществляется в ядерных реакторах на тепловых
нейтронах. Тепловые нейтроны имеют
наибольшую вероятность вы-
звать деление ядер урана-235, а также урана-233 и плутония-239.
В реакторах без замедлителя основное число делений происходит
при энергии поглощаемых нейтронов порядка 0,1…0,5 МэВ. Эти
нейтроны двигаются с большой скоростью, поэтому такие реакторы
называются реакторами на быстрых нейтронах. В связи с тем, что в таком реакторе нет
ядрами
238
U в его активной зоне выше, чем в реакторе на тепловых
замедлителя, эффективность поглощения нейтронов
нейтронах. Таким образом, в реакторах на быстрых нейтронах может
быть осуществлено расширенное воспроизводство ядерного топлива,
т. е. может производиться оно в большем количестве, чем сжигается. Такие реакторы называют реакторами-размножителями.
Энергетические реакторы на промежуточных нейтронах применяют сравнительно редко,
их используют для исследовательских целей, так как в них удается получить очень высокую плотность потока
нейтронов. Эти реакторы требуют высокой степени обогащения ядерного топлива по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах.
Кроме этого в активной зоне такого реактора на один захват нейтрона
испускается не более 1,5…2,0 нейтронов. Поэтому в реакторах
на промежуточных нейтронах невозможно осуществить расширенное воспроизводство ядерного топлива, как в реакторе-размножителе на быстрых нейтронах [29].
Наиболее перспективным вариантом реактора со смешанным спектром является реактор на тепловых нейтронах с ТВЭЛами достаточно
большого диаметра. В реакторе с такой геометрией внутри ТВЭЛов
спектр нейтронов соответствует реактору на быстрых
нейтронах,
а нейтронное поле в целом – реактору на тепловых нейтронах. Регенерация топлива происходит на быстрых нейтронах, что позволяет увеличить коэффициент регенерации ядерного топлива. Однако у таких реакторов есть существенный недостаток – трудность отвода тепла с
ТВЭЛов большого диаметра.
68
5.2.3. РЕАЛИЗАЦИИ ТЕХНОЛОГИЙ ПРЕОБРАЗОВАНИЯ
ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГИИ В ЭЛЕКТРИЧЕСКУЮ ЭНЕРГИЮ
Технологический процесс производства электрической энергии на
атомных электростанциях может быть реализован по нескольким тепловым схемам: одноконтурной, двухконтурной и трехконтурной (см. рисунок).
Одноконтурная схема. Если контуры рабочего тела и теплоноси-
теля не разделены, т. е. парообразование происходит в реакторе и этот
пар поступает в турбину (см. рисунок, а), АЭС называют одноконтурной. По такой схеме работают реакторы РБМК, BWR.
После совершения работы в турбине пар конденсируется в конденсаторе и образовавшаяся вода снова подается насосом
через барабан-сепаратор в реактор. Мощные реакторы работают с принудительной циркуляцией
теплоносителя, которая создается с помощью главных циркуляционных
насосов. В одноконтурных схемах все оборудование радиоактивно, что
осложняет его эксплуатацию. Преимуществом одноконтурных АЭС является их относительная простота и более высокая экономичность.
В России по одноконтурной схеме работают Ленинградская, Кур-
, Смоленская АЭС с реакторами РБМК-1000 и Билибинская АТЭЦ
ская
с реакторами ЭГП-6.
Двухконтурная схема. Двухконтурной называют такую схему
АЭС, в которой контур теплоносителя и контур рабочего тела разделены (см. рисунок, б). Контур теплоносителя называют первым, а контур рабочего тела – вторым. Первый контур включает в себя реактор,
парогенератор и главный циркуляционный насос, с помощью которого
осуществляется циркуляция теплоносителя. Первый контур является
радиоактивным.
результате цепной реакции деления в активной зоне реактора вы-
В
деляется значительное количество теплоты, которая переносится теплоносителем в парогенератор и передается через стенки трубок рабочему
телу – воде второго контура. Происходит парообразование, и образующийся пар направляется в турбину. Попадая на лопатки турбины, пар
совершает работу – вращает ротор турбины. Вал турбины механически
жестко связан с валом ротора электрического генератора. Таким образом, ротор генератора вращается вместе с ротором турбины и происходит выработка электроэнергии. Отработавший пар после турбины конденсируется в конденсаторе за счет отвода теплоты в окружающую
среду через систему технического водоснабжения. После конденсатора
вода насосом подается снова в парогенератор.
69
а
б
в
Принципиальные тепловые схемы АЭС:
а – одноконтурная; б – двухконтурная; в – трехконтурная;
1 – реактор; 2 – барабан-сепаратор; 3 – турбина; 4 – электри-
ческий генератор;
нератор;
5 – конденсатор; 6, 7 – насосы; 8 – пароге-
9 – промежуточный теплообменник
70
Соседние файлы в предмете [НЕСОРТИРОВАННОЕ]