Эксергетические показатели атомных электростанций

Рассмотрим вначале АЭС простейшего типа, отпускающую в сеть электроэнергию Э и теплоту Q различных потенциалов, где все нарабатываемое в ее реакторе вторичное горючее в нем же и используется. Ее эксергетический КПД порасполагаемой эксергии выразится формулой

(4.19)

где Э_выр - выработанная за данный период электроэнергия; DЭ_сн- ее расход на собственные нужды АЭС; SEx^Q - суммарная эксергия теплоты, отданной потребителям; SB_из Ex^яг - располагаемая эксергия загруженного в реактор топлива; DB_вт DEx^вт- затраченная эксергия на переработку DВ_вт кг сырья во вторичное горючее.

Здесь эксергия теплоты, отданной потребителям (Ex^Q), определяется через эксергию теплоносителя на входе и выходе из АЭС

Ex^Q = G_тн [(h_г - h_х) - T₀(s_г - s_х)], (4.20)

где h_г, s_г - энтальпия и энтропия нагретого теплоносителя на выходе из АЭС; h_х, s_х- энтальпия и энтропия охлажденного теплоносителя на входе в АЭС.

Эксергетический КПД этой же АЭС для случая, когда из реактора выводится неиспользованная там часть загружаемого ядерного горючего (например, 235U) и часть наработанного вторичного горючего (плутония), определяется по израсходованной в реакторе эксергии. При этом получим

(4.21)

где В_из - количество израсходованного ядерного горючего (соответствующего изотопа), переработанного в реакторе; DВ_т Ex^вт - эксергия вторичного ядерного горючего, выведенная из реактора; DEx^сп - эксергия излучения, выведенная из реактора для сторонних потребителей.

Как видно, знаменатель формулы (4.14) представляет собой эксергию ядерного топлива, превращенную в теплоту , которая отводится затем к парогенератору. Эту теплоту можно принимать численно равной израсходованной эксергии ядерного топлива. При этом формула принимает вид

(4.22)

Из (4.21) следует, что представляет по своему существу эксергетический КПД реального цикла рассматриваемой установки и подобен эффективному КПД реального цикла ТЭЦ на органическом топливе. Отличием является лишь тот факт, что располагаемая теплота органического топлива не зависит от процессов в топке или камере сгорания, а величина - от температуры отвода теплоты и других физических параметров АЭС. Вместе с тем, величину можно определить по формуле

(4.23)

где - максимальное количество теплоты, которое может выделиться в данном реакторе; - коэффициент использования тепловой мощности реактора.

На этом основании получаем новый показатель, оценивающий эффективность реального цикла АЭС, также являющийся эксергетическим КПД. Его будем называть эксергетическим КПД реального цикла АЭС

(4.24)

Здесь h_рас и h_сж - относительные КПД процессов сжатия и расширения цикла АЭС; - относительная эксергия пара, отданная тепловым потребителям; j_сж - удельная работа сжатия теоретического цикла, определяемая по формуле

(4.25)

где - работа сжатия теоретического цикла АЭС; - подводимая теплота в теоретическом цикле.

Эксергетический КПД комбинированной энергоустановки на ядерном топливе. Полезно выработанной и используемой энергией в общем случае здесь будет электроэнергия (Э_выр - DЭ_сн), эксергия теплоты различного потенциала (SEx^Q), эксергия нейтронного излучения, выведенная из реактора SEx^изл, вторичное (SDВ_втEx^вт) горючее (пригодное для непосредственного использования) и приращение эксергии вырабатываемых химических и других продуктов (SDEx^пр). Тогда

SDEx^пол = Э_выр - DЭ_сн + SEx^Q + SEx^изл + SDВ_вт Ex^вт + SDEx^пр. (4.26)

Располагаемой эксергией загруженного в реактор ядерного топлива и сырья для переработки в плутоний будет

SEx^рас = SВ_яг Ex^яг + DВ_яс Ex^яс, (4.27)

где В_яг Ex^яг - эксергия загруженного в данный период в реактор ядерного горючего (235U­ и др.); DВ_яс Еx^яс - эксергия ядерного сырья, в количестве DВ_яс, которое может быть переработано в данном реакторе.

Израсходованной эксергией в рассматриваемом реакторе на все виды энергетической, химической и другой продукции в данном случае будет

SЕ_из = SВ_яг Ex^яг - (4.28)

Здесь - эксергия выведенной из реактора части ядерного горючего (235U и др.), - эксергия переработанного в реакторе сырья (238U и др.).

Соответственно этому оценивать совершенство рассматриваемой комбинированной ядерной установки будут два эксергетических КПД:

- КПД по располагаемой эксергии

; (4.29)

- КПД по израсходованной эксергии

. (4.30)

Отношение этих КПД, равное обратному отношению знаменателей формул (4.29) и (4.30), в данном случае будет характеризовать совершенство ядерной установки по выработке всех видов энергии

(4.31)

Пример. По приведенным выше формулам (4.19) и (4.21) рассчитаны эксергетические показатели атомного энергоблока с ядерным реактором ВВЭР-1000, отдающего в сеть только электроэнергию. Вид топлива UO₂ с плотностью r_uo2 = 19,2 г/см³. Масса загрузки 91 т. Изотопный состав топлива двух видов топливных циклов представлен в табл. 4.1.

Таблица 4.1

Изотопный состав загружаемого и выгружаемого топлива

Топливный цикл	Элементы топлива, кг/т
235 U	236 U	238 U	239 U	230 U	240 U	241 U	242 U
Открытый загрузка выгрузка	44,0 21,6	- 5,0	956 9,30	- -	- 5,6	- 2,1	- 1,8	- 0,6
Замкнутый загрузка выгрузка	37,6 13,7	5,0 5,3		- 0,8	5,6 6,5	2,1 2,8	1,8 1,8	0,6 1,7

Годовой расход топлива 21,8 т. Глубина выгорания 40 (ГВт.сут)/т. Расход электроэнергии на собственные нужды АЭС - 4,5 % от выработанной.

Для открытого топливного цикла, когда эксергия выгружаемого вторичного горючего не используется, величина эксергетического КПД реактора по израсходованной эксергии совпадает с величиной и составляет 60,3 %. При этом эксергетический КПД реактора по отношению к предельно располагаемой эксергии составит 6,2%. Для замкнутого топливного цикла, т.е. при использовании вторичного ядерного горючего получим - 74,8%.

Эксергетический КПД нетто блока АЭС с ВВЭР-1000 для открытого топливного цикла по израсходованной эксергии топлива составит 19,2%. Для замкнутого топливного цикла блока возрастет до 33,3%.

Низкие значения эксергетического КПД блока по израсходованной эксергии объясняются как низкой эффективностью использования ядерного топлива, так и низкими начальными параметрами пара турбоустановки.

ЛИТЕРАТУРА

1. Андрющенко А.И. Основы термодинамики реальных процессов.
2-е изд. / А.И. Андрющенко. М.: Высшая школа, 1975. 264 с.

2. Бродянский В.М. Эксергетический метод и его приложение. / В.М. Бродянский, Г.В. Фратис, К. Михалик. М.: Энергоатомиздат, 1988. 288 с.

3. Андрющенко А.И. Основы термодинамики циклов теплоэнергетических установок. 3-е изд. / А.И. Андрющенко. М.: Высшая школа, 1985. 316 с.

4. Андрющенко А.И. Методика системных термодинамических исследований в теплоэнергетике: учеб. пособие. / А.И. Андрющенко. Саратов: СГТУ, 1996. 97 с.

5. Арсеньев Л.В. Стационарные газотурбинные установки. / Л.В. Арсеньев, В.Г. Тырышкин. Л.: Машиностроение, 1989. 543 с.

Оглавление

Введение……………………………………………………………….
0.1. Основные понятия и определения………………...……………..
0.2. Общие показатели термодинамической эффективности термодинамических комплексов и систем………………………………
0.3. Методы расчета максимальной работы термодинамических систем и ее потерь ……………………………………………………
1. Эксергетический анализ эффективности термодинамических процессов ……………………………..……………………………….
1.1. Эксергетические диаграммы состояния рабочих тел ……….…
1.2. Потери эксергии от внешней необратимости термодинамических процессов …………………………………………..……………
1.3.Эксергетические потери от внутренней необратимости процессов цикла…………………………………………….……………..
2. Эксергетические показатели эффективности реальных циклов теплоэнергетических установок ………………………..……………
2.1. Особенности системного анализа циклов…………..…………..
2.2. Методика расчета эксергетических КПД термодинамических циклов теплоэлектроцентралей ………………………….………….
2.3. Взаимосвязь между эксергетическими и традиционными показателями эффективности циклов ………………………………….
3. Эксергетический анализ теплоэнергетических систем…………..
3.1. Определение состава системы и взаимосвязь ее элементов..…
3.2. Эксергетический анализ традиционной теплофикационной системы …………………………………………………………...…...
3.3. Системный анализ газотурбинной блок-ТЭЦ…………………..
3.4. Расчет эксергетического КПД газовой турбины и компрессора ГТУ……………………………………………………………………..
4. Показатели эксергетической эффективности ядерных энергетических установок …………………………………………………….
4.1. Эксергетические показатели ядерных реакторов……………….
4.2. Эксергетический КПД парогенератора АЭС……………………
4.3. Эксергетические показатели атомных электростанций……..…
Литература……………………………………………………..………

Учебное издание

Андрющенко Анатолий Иванович

Ларин Евгений Александрович

Сандалова Лидия Александровна

Метод эксергетического анализа
термодинамических систем и комплексов

Учебное пособие

по дисциплине «Техническая термодинамика»

Редактор О.А. Панина

Подписано в печать 14.05.2008 Формат 60×84 1/16

Бум. офсет. Усл. печ. л.4,4 (4,75) Уч. – изд. л. 4,5

Тираж 200 экз. Заказ _____ С 29

Саратовский государственный технический университет

410054, г. Саратов, ул. Политехническая, 77

Отпечатано в РИЦ СГТУ, 410054, г. Саратов, ул. Политехническая, 77

АНДРЮЩЕНКО
АНАТОЛИЙ ИВАНОВИЧ

доктор технических наук, профессор,
Заслуженный деятель науки и техники РСФСР,
академик Международной академии наук Высшей школы

Дата добавления: 2015-07-02