Эксергетические показатели ядерных реакторов

ПОКАЗАТЕЛИ ЭКСЕРГЕТИЧЕСКОЙ ЭФФЕКТИВНОСТИ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК

Для повышения экономической эффективности АЭС немаловажное значение имеет разработка объективных показателей термодинамического совершенства различного типа атомных энергетических установок. Особое значение приобретает объективная оценка эффективности ядерных реакторов, вырабатывающих различные виды энергии и осуществляющих наработку плутония. Наилучшим для этой цели является эксергетический метод исследования, позволяющий сравнивать между собой не только количество, но и качество вырабатываемой продукции и различных видов энергии. Применение эксергетической оценки эффективности любых процессов, где происходит преобразование внутриядерной энергии в механическую и энергию нейтронов, отличается тем, что их эксергия с высокой точностью может приниматься равной количеству каждой из этих энергий. Происходящее преобразование ядерной энергии топлива в тепловую энергию теплоносителей АЭС принципиально не отличается от подобного преобразования химической энергии топлива в тепловую в камерах сгорания ГТУ или топках паровых котлов электростанций на органическом топливе. Все это позволяет в определенной степени применить известные эксергетические показатели для оценки термодинамического совершенства ядерных реакторов и другого оборудования АЭС. Вместе с тем, ядерные установки имеют много своих, специфических особенностей, которые обязательно должны учитываться при оценке эффективности всей ядерной установки и прежде всего ядерных реакторов. Эти особенности заключаются, прежде всего, в том, что в совершающихся в ядерных реакторах процессах выделяется не только теплота, но и энергия нейтронного и гамма-излучения, которая может быть использована, в частности, для активизации некоторых химических реакций. Кроме того, полезной продукцией, получаемой непосредственно в реакторе, кроме теплоты, является вторичное горючее (плутоний-239, уран-233), а также изотопы других веществ, используемые для различных целей. Свои особенности имеются и в части вырабатываемой энергетической продукции. Кроме электроэнергии и теплоты, которые традиционно вырабатываются на тепловых электростанциях, на АЭС с высокотемпературными реакторами может производиться термическая переработка (газификация) низкосортных топлив, позволяющая получать высококачественное углеводородное топливо для пиковых энергоустановок. На таких атомных станциях, осуществляя паровую конверсию метана, можно получать и водород как энергоноситель для ряда технологических агрегатов. Характерной особенностью ядерных реакторов является зависимость их тепловой мощности от параметров промежуточного теплоносителя и параметров термодинамического цикла АЭС. Чем выше температура отвода теплоты в реакторе, тем меньше теплоотдача ТВЭЛов из-за недопустимости повышения температуры их поверхности сверх установленной по условиям безопасности. Общей особенностью для всех типов ядерных установок является также зависимость выделяемой в атомном реакторе энергии от изотопного состава загружаемого ядерного горючего, конструктивных параметров активной зоны реактора, количества нарабатываемого вторичного топлива и т.д.

По этим причинам эффективность ядерной установки в целом и ее атомного реактора должна определяться не одним, а, как правило, несколькими эксергетическими показателями. Основными из них являются два эксергетических коэффициента полезного действия - эксергетический КПД по располагаемой эксергии (), определяющий степень использования в данном агрегате эксергии ядерного горючего, и эксергетический КПД по израсходованной в данном агрегате эксергии (), определяющий степень использования фактически израсходованной эксергии. Последняя рассчитывается как разность между располагаемой эксергией и ее частью, не использованной в данном агрегате (включая потери и транзит). Соответственно, эти показатели определяются по формулам

, (4.1)

, (4.2)

где SDEx^ис - выработанная (полезная) эксергия; SEx^р - располагаемая эксергия всего загруженного в реактор ядерного топлива; SDEx^из - израсходованная в реакторе эксергия ядерного топлива.

Особую трудность представляет определение располагаемой эксергии, которая в отличие от эксергии органических топлив, значительно меняется в зависимости от того, в каком типе реактора происходят ядерные реакции, какой осуществляется топливный цикл и т.п. Полная, т.е. располагаемая эксергия ядерного горючего (Ex) в общем случае может быть рассчитана по формуле

(4.3)

где E , E - соответственно химическая и концентрационная энергии, как химического вещества; SE , SE - химическая и концентрационная энергии осколков деления.

Энерговыделение Е_f, приходящееся на одно разделившееся ядро, можно представить суммой

E_f = E_к + DE_u + E_b + E_g + E_з, (4.4)

где Е_к - кинетическая энергия осколков деления; DE_u - разность между кинетической энергией нейтронов деления и нейтронов, вызвавших деление; E_b - энергия b - частиц, испускаемых продуктами деления; E_g - энергия мгновенного и запаздывающего g - излучений; E_з - энергия, выделяющаяся при захвате нейтронов.

Величину Е_f и E_з можно рассматривать как свойство ядер горючего, а величину Е_f - как характеристику используемого топлива и реактора.

В ядерных реакторах, предназначенных для выработки электроэнергии и теплоты, главной составляющей эксергии, которая используется для нагрева теплоносителя или рабочего тела энергоустановки, является энергия E_f. Остальные составляющие правой части формулы (4.4) либо незначительны, либо практически не используются.

Так как в реакторе в ходе кампании урановое топливо частично замещается плутониевым, это приводит к росту E_f. Приращение энергии деления наработанного плутония по сравнению с исходным сырьевым изотопом (238U) связано с изменением величины E_з и составляет 5 МЭВ на 1 кмоль. Соответственно

Е_з = 0,134·10⁹ , (4.5)

где M - число киломолей; A - атомная масса полученного изотопа.

Все это позволяет в расчетах эксергетического КПД принимать в качестве эксергии соответствующего изотопа горючего только величину E_f­­, которая составляет

для 1 кг 235U- 2,338077·10⁷ (кВт.ч);

для1 rг 239U - 2,377446·10⁷ (кВт.ч); (4.6)

для 1 кг 248U - 2,357716·10⁷ (кВт.ч).

Для многоцелевых установок, в которых наряду с электроэнергией и теплотой в реакторе нарабатывается вторичное горючее из сырья (238U или 252T_B), в расчетах располагаемой и израсходованной эксергии ядерного топлива следует учитывать ту его часть, которая перерабатывается в 239Pu или 233U, а остальная часть сырья рассматривается как транзитная.

На основе вышеизложенного можно получить расчетные формулы эксергетических КПД различных установок на ядерном топливе и их отдельных агрегатов. При этом надо учитывать, что выработанная и расходуемая эксергии здесь определяются, как правило, не за 1 час времени, а за весь период выгорания топлива, т.е. за время работы реактора между его очередными перегрузками.

Эксергетический КПД атомного реактора по располагаемой энергии ядерного горючего в данном случае составит

= [Ex^Q + Ex^изл + SDВ_вт ех^вт]/SВ_рас ех^яг, (4.7)

где Ex^Q - эксергия теплоты, выделившейся в реакторе и передаваемой парогенератору или технологической установке; Ex^изл - эксергия нейтронного и гамма-излучения, отданная сторонним потребителям; SDB_вт ех^вт - эксергия выведенного из реактора вторичного горючего; SB_рас ех^яг - располагаемая эксергия всех видов ядерного горючего, загруженного в атомный реактор.

Эксергетический КПД реактора по израсходованной эксергии ядерного горючего

= [Ex^Q + Ex^исп + SDВ_вт ех^вт]/SDВ_из ех^яг, (4.8)

где Ex^исп – полезно использованная эксергия ядерного горючего; SDB_из ех^яг - израсходованная в реакторе эксергия ядерного топлива, включая эксергию того количества сырья, которое переработано во вторичное горючее.

Отношение этих двух показателей эффективности атомных реакторов (), равное обратному отношению знаменателей формул (4.8) и (4.7), может использоваться для оценки совершенства его устройства с точки зрения использования энергетических возможностей имеющегося ядерного горючего. Называют этот показатель коэффициентом совершенства конструкции ядерного реактора

(4.9)

Дата добавления: 2015-07-02