Ядерная и углеводородная энергетики
4,045,737
11,958
|
ДядяВася ( Слушатель ) |
| 11 июл 2022 20:52:08 |
Что нового в мирном атоме
новая дискуссия Статья 402Нововоронежской АЭС присвоено имя В.А. Сидоренко
Приказом генерального директора АО «Концерн Росэнергоатом» от 12 мая 2022 г. Нововоронежской АЭС, первой в мире промышленной АЭС с реакторами типа ВВЭР, присвоено имя члена-корреспондента РАН, дважды лауреата Государственной премии СССР, заслуженного энергетика Российской Федерации, доктора технических наук, профессора Виктора Алексеевича Сидоренко.
В Институт атомной энергии он пришел в 1952 г. и вскоре уже работал под непосредственным руководством И.В. Курчатова. В 1984 г. Виктор Алексеевич был переведен на работу в руководящие органы атомной отрасли страны. В 1997 г. В.А.Сидоренко вернулся в НИЦ «Курчатовский институт», где работал до конца своей жизни. В.А.Сидоренко внес огромный вклад в развитие атомной промышленности, являясь одним из создателей направления реакторов ВВЭР, ставшего на многие десятилетия основой отечественной ядерной энергетики. Он занимался разработкой, научным руководством, пуском и освоением про[1]ектной мощности первого энергоблока Нововоронежской АЭС, принимал активное участие в со[1]здании и эксплуатации последующих блоков.
В музее Нововоронежской атомной станции им оставлена надпись: «Нововоронежская АЭС — моя жизнь». Благодаря ему НВАЭС стала школой и базой для создания АЭС с реакторами ВВЭР на территории России и за рубежом. 15 июня 2022 г. на Нововоронежской АЭС прошел научно-технический Совет Росэнергоатома памяти выдающегося российского атомщика В.А.Сидоренко, на котором были обсуждены вопросы развития технологии ВВЭР. Создание и совершенствование технологии ВВЭР Виктор Алексеевич считал «главной любовью и главным делом своей профессиональной и общественной жизни».
Корпус ВВЭР-ТОИ установлен на Курской АЭС-2
На блоке № 1 строящейся Курской АЭС-2, на три недели раньше запланированного срока, в проектное положение установлен корпус реактора ВВЭР-ТОИ (водо-водяной энергетический реактор, типовой, оптимизированный информационный).
Строительство блока началось 29 апреля 2018 г. По сравнению с предыдущими реакторами (ВВЭР-1000, ВВЭР-1200), ВВЭР-ТОИ имеет модернизированный корпус высокого давления, увеличенную мощность (1300 МВт), улучшенную конструкцию активной зоны для повышения надежности охлаждения и улучшенную систему безопасности. Проект энергоблока с ВВЭР-ТОИ предполагает существенное снижение стоимости сооружения, сроков его строительства и эксплуатационных расходов.
Корпус реактора ВВЭР-ТОИ отличается от ВВЭР-1200 не только более симметричным расположением патрубков, но и меньшим количеством сварных швов — теперь их четыре вместо шести, так как исключены сварные соединения в районе активной зоны, что обеспечивает улучшение эксплуатационных характеристик, поскольку радиационное воздействие негативно влияет на структуру сварного шва.
Данная модернизация позволит продлить проектный срок службы (60 лет) еще на 20 лет. НОВОСТИ Корпус реактора ВВЭР-ТОИ весит 340 тонн, его длина — 12 м, изготовлен из безникелевой стали, которая не меняет свойств под воздействием радиации и при высоких температурах; способен вы[1]держивать давление в 250 атмосфер, что выше рабочего в 1,4 раза (это сравнимо с давлением на глубине 2,5 км в океане). Оборудование изготовлено на заводе «Атоммаш» в Волгодонске.
Установка корпуса на штатное место (максимально-допустимое отклонение при монтаже составляет одну десятую миллиметра) — ключевая задача 2022 г., знаменует активную фазу монтажа оборудования реакторной установки; начинается подготовка к сварке главных циркуляционных трубопроводов, монтаж которых начнется в ближайшее время.
Новые атомные ледоколы России
В ходе Петербургского международного экономического форума (июнь 2022 г.) директор Дирекции Северного морского пути В.Рукша сообщил, что в 2023 г. ГК «Росатом» рассчитывает начать строительство пятого и шестого атомных ледоколов (АЛ) проекта 22220.
Головной АЛ этого проекта («Арктика») в октябре 2020 г. официально вошел в состав российского атомного флота. Первый серийный АЛ проекта 22220 («Сибирь») сдан в эксплуатацию в 2021 г. Второй серийный АЛ («Урал») планируется передать Атомфлоту до конца этого года (в июне с.г. реактор на его борту впервые выведен на МКУ). В августе 2019 г. был подписан контракт на строительство третьего («Якутия») и четвертого («Чукотка») атомных ледоколов проекта 22220. Сдача в эксплуатацию «Якутии» намечена на конец 2024 г., «Чукотки» — на конец 2026 г.
Серия принципиально новых атомных судов, созданных для решения стратегических задач по освоению и развитию Севера, обеспечит круглогодичную навигацию в западном районе Арктики, что позволит достигнуть необходимого уровня перевозок по Северному морскому пути. В 2024 г. объем перевозок по СМП должен увеличиться до 80 млн тонн в год, по сравнению с 20,2 млн тонн в 2020 г. В связи с увеличением объема нефтедобычи в арктическом регионе, Росатом планирует расширить линейку атомных ледоколов проекта 22220 еще двумя судами (5-м и 6-м серийными АЛ) для обслуживания крупных нефтегазовых проектов в Карском море и Обской губе.
В апреле 2020 г. Росатомфлот и судостроительный комплекс «Звезда» подписали контракт на строительство трех АЛ «Лидер» (проект 10510). Ввод головного ледокола запланирован на декабрь 2027 г., первого серийного — на декабрь 2030 г., второго серийного — на декабрь 2032 г. АЛ «Лидер» мощностью 120 МВт первым в мире сможет проводить суда по Северному морскому пути круглый год, преодолевая толщину льда до 4 м.
Новое топливо для российских реакторов в Индии
Россия впервые поставила в Индию новое ядерное топливо (ТВС-2М) для двух действующих энергоблоков АЭС Kudankulam с реакторами ВВЭР-1000 (блоки № 1 и № 2), о чем сообщила 10 июня топливная копания ТВЭЛ.
В ходе ближайшего планово-предупредительного ремонта на энергоблоке Kudankulam-1 топливо будет загружено для эксплуатации в 18-месячном цикле (до этого топливный цикл составлял 12 месяцев). По сравнению с используемым ранее топливом (УТВС) тепловыделяющие сборки ТВС-2М обладают рядом преимуществ:
• благодаря сварному каркасу ТВС в активной зоне реактора сохраняют свою геометрию; расположение дистанционирующих решеток защищает оболочки ТВЭЛов, препятствуя их разгерметизации, а дополнительная дистанционирующая решетка делает ТВС более виброустойчивыми;
• одна тепловыделяющая сборка ТВС-2М содержит на 7,6% больше топлива по сравнению с УТВС — таким образом снижается количество закупаемых кассет и, как следствие, количество отработавшего ядерного топлива. Топливо ТВС-2М эффективно эксплуатируется в 18-месячном топливном цикле на Балаковской и Ростовской АЭС, а также на действующих установках в Китае.
Ядерная энергетика Южной Кореи на подъеме
Новый президент Ю. Кореи Юн Сок Ёль, заявивший в предвыборных обещаниях о намерении отменить стратегию своего предшественника Мун Чже Ина по отказу от ядерной энергетики, приступил к осуществлению своих планов.
Президентский переходный комитет сообщил, что увеличит использование атомных электростанций, разрешив возобновление строительства блоков № 3 и № 4 АЭС Shin Hanul, остановленное в 2017 г., и продлит срок службы энергоблока № 2 АЭС Kori. «Цели национальной политики правительства включают также развитие экосистемы и повышение конкурентоспособности в ядерной энергетике. Будет оказана поддержка программам НИОКР и программам подготовки инженерных кадров, проведен тщательный анализ промышленных цепочек создания стоимости».
Комитет заявил также, что в ближайшее время будет сформирована национальная рабочая группа по продвижению вопросов экспорта и экономического сотрудничества, так как Южная Корея ставит перед собой цель экспортировать к 2030 году 10 ядерных энергоблоков.
Korea Electric Power Corp (KEPCO) сообщила о соглашении, достигнутом 8 июня с американской компанией Westinghouse о поиске путей сотрудничества на международных рынках ядерной энергетики. Новое соглашение (в ходе встречи Юн Сок Ёля в мае с президентом Джо Байденом в Сеуле уже было подписано соглашение об углублении сотрудничества в области ядерной энергетики) «должно стать началом практического сотрудничества между компаниями двух стран». Целью его является «разработка модели для совместного выхода на зарубежный рынок крупных атомных электростанций».
Новое правительство будет также более тесно сотрудничать с США в разработке малых модульных реакторов. В то же время будут поддерживаться НИОКР по таким технологиям, как реакторы IV поколения, ядерный синтез и производство водорода на основе ядерной энергии.
9 июня компания Korea Hydro & Nuclear Power (KHNP) объявила о подключении к электросети блока № 1 АЭС Shin-Hanul, находящейся в 330 км от Сеула на юго-востоке страны. В составе блока корейский реактор APR-1400, который достиг первой критичности 22 мая с.г. В KHNP отметили, что Shin-Hanul-1 является первым энергетическим реактором в Южной Корее, который достиг «технологической независимости» за счет локализации производства основных систем, включая циркуляционные насосы и систему контрольно-измерительной аппаратуры станции.
Строительство блока началось в мае 2012 г., ввод в промышленную эксплуатацию запланирован на конец этого года, он станет 25-м действующим энергетическим блоком страны. Первые два реактора APR-1400 (блоки № 3 и № 4 АЭС Shin-Kori) были сданы в промышленную эксплуатацию в декабре 2016 г. и сентябре 2019 г., соответственно. Строительство блоков № 5 и № 6 началось в апреле 2017 и сентябре 2018 г. Их ввод в эксплуатацию намечен на март 2023 г. и июнь 2024 г.
Четыре реактора APR-1400 сооружается на АЭС Barakah в ОАЭ, это — первый экспортный заказ на реакторы данной конструкции. Первые два блока АЭС Barakah уже подключены к электросети (в августе 2020 г. и сентябре 2021 г. соответственно).
Ядерная энергетика Японии
До аварии на АЭС Fukushima Daiichi в Японии было 54 действующих ядерных энергоблока, их доля в общем национальном электропроизводстве составляла ~33%. После землетрясения и последующего за ним цунами (март 2011 г.), приведшими к разрушениям на Fukushima Daiichi, Япония отключила все ядерные блоки и ввела более строгие требования безопасности для их перезапуска.
Согласно «постфукусимским» требованиям, введенным японской организацией по ядерному регулированию (NRA) в июле 2013 г. все звенья системы безопасности должны быть продублированы и разработаны новые меры по смягчению последствий тяжелых аварий, таких, как повреждение активной зоны.
Поскольку NRA потребовалось много времени для проведения инспекций безопасности, пока только 10 из остановленных после аварии энергоблоков были перезапущены. Первым блоком, вновь начавшим эксплуатацию, стал блок № 1 АЭС Sendai (август 2015 г.), десятым — блок № 3 АЭС Mihama (январь 2021 г.).
Между тем, министр промышленности Коити Хагиуда заявил (май 2022 г.), что ситуация с электроснабжением летом ухудшится во многих частях Японии, и правительство рекомендует принять дополнительные меры по энергосбережению и увеличить электропроизводство за счет АЭС.
Премьер-министр Фумио Кисида пообещал, что страна предпримет решительные шаги для перезапуска простаивающих АЭС и выразил намерение добиваться повышения эффективности инспекций по безопасности.
Стандартный процесс административной проверки инспекций безопасности ядерно-энергетических объектов со стороны NRA был установлен в два года, «однако в настоящее время агентству требуется гораздо больше времени для завершения оценки разломов при землетрясении и других процедур проверки (например, на АЭС Tomari проверки продолжаются уже девять лет)».
Специальный комитет по ядерному регулированию правящей Либерально-демократической партии составил отчет, содержащий предложения по более эффективным проверкам безопасности японских ядерных энергоблоков, который был направлен премьер-министру Кисида в середине мая. В отчете содержится также призыв к NRA активно включать новую информацию о правилах использования ядерной энергии в других странах и укреплять связи с органами местного самоуправления районов, где расположены объекты ядерной энергетики, и компаниями, которые их эксплуатируют.
По заявлению японского издания The Sankei Shimbun, «скорейшее возобновление работы японских АЭС обеспечит стабильное снабжение электроэнергией и поможет снизить ее стоимость.
Премьер-министр Кисида должен взять на себя сильное руководство в этом вопросе». Губернатор префектуры Симанэ одобрил пуск второго энергоблока АЭС Shimane компании Chugoku Electric Power. Выступая на заседании собрания префектуры 2 июня, он сказал: «Я понимаю, что атомная энергия играет определенную роль в энергетической политике Японии… Я думаю, что перезапуск в настоящее время неизбежен, поэтому решил принять его; если реактор не перезапустится, влияние на местную экономику будет огромным».
Блок № 2 АЭС Shimane был отключен с 27 января 2012 г. В июне 2021 г. NRA утвердило проект отчета о соответствии блока новым постфукусимским стандартам (в частности, компания Chugoku построила 15-метровую стену для защиты станции от цунами и подготовилась к возможному извержению вулкана Санбэ). В феврале этого года г. Мацуэ, вблизи которого расположена АЭС Shimane, а также города Гедзумо, Ясуги и Уннан, находящиеся в пределах 30 км от АЭС, согласились на перезапуск блока. Одобрение губернатора префектуры Симанэ стало окончательным согласием, необходимым для возобновления работы блока.
Shimane-2 мощностью 783 МВт станет первым в стране перезапущенным блоком с кипящим реактором (до сих пор перезапущенные блоки были с реакторами с водой под давлением). Shimane-1 (BWR, 460 МВт), начавший коммерческую эксплуатацию в марте 1974 г, в настоящее время выводится из эксплуатации. Shimane-3 (усовершенствованный BWR, 1373 МВт); строительство его началось в августе 2018 г. и близится к завершению.
Материал подготовила И.В. Гагаринская
Отредактировано: ДядяВася - 11 июл 2022 20:56:05
ОТВЕТЫ (35)
|
Пенсионэр ( Слушатель ) |
| 12 июл 2022 12:38:11 |
Цитата: ДядяВася от 11.07.2022 20:52:08
Дядя Вася, объясните, пожалуйста, мне, очень далёкому от атомной энергетики, почему не все водяные реакторы делают кипящими? Труднее ТВЭЛам работать, объёмы первого контура увеличиваются или что-то другое?
|
|
DMAN ( Слушатель ) |
| 12 июл 2022 12:49:49 |
Цитата: Пенсионэр от 12.07.2022 12:38:11
1. КПД хуже, за счет температуры пара. У кипящих где то 270-280, а под давлением ЕМНП
320-40 градусов. И да, у кипящих просто один контур. А еще в замкнутый первый контур
у ВВЭР работающих под давлением добавляют растворы бора - поглотителя нейтронов
для более точного регулирования реакции.
|
ILPetr ( Слушатель ) |
| 13 июл 2022 06:17:34 |
Цитата: Пенсионэр от 12.07.2022 16:08:35
Сказка называется фазовая диаграмма, граница между жидкостью и паром - это температура кипения при конкретном давлении:
|
|
ILPetr ( Слушатель ) |
| 13 июл 2022 10:13:58 |
Цитата: Пенсионэр от 13.07.2022 08:50:44
Тогда Ваше заявление суть эпатаж, мало связанный с физическими законами. В реакторах кипящего типа повышение давления неизбежно приводит к повышению температуры кипения и росту температур всей реакторной начинки, что будет отработано системами безопасности в сторону значительного снижения мощности иеактора. В итоге процесса кипения не будет.
|
|
Пенсионэр ( Слушатель ) |
| 13 июл 2022 11:05:50 |
Цитата: ILPetr от 13.07.2022 10:13:58
По выделенному - кто это Вам рассказал?) Из того, что сказано умными людьми про кипящие реакторы, следует, что они работают под мЕньшим рабочим давлением, чем водяные. Если бы всё так как Вы писали, кипящих реакторов бы не эксплуатировали. Вообще мой вопрос был к специалистам.
|
|
ILPetr ( Слушатель ) |
| 13 июл 2022 11:51:45 |
Цитата: Пенсионэр от 13.07.2022 11:05:50
А это не Вы хотели с давлением поиграться?
Цитата: Пенсионэр от 12.07.2022 15:20:06
Боюсь, специалистов по кипящим в русскоязычном сегменте Вы не найдете - у нас этот тип реакторов не прижился.
|
|
DMAN ( Слушатель ) |
| 13 июл 2022 12:10:05 |
Цитата: ILPetr от 13.07.2022 11:51:45
Тут проще всего искать информацию по АЭС Фукусима, там как раз кипящие BWR.
ЦитатаРеакторы Fukushima – 1 это реакторы на кипящей воде Boiling Water Reactor BWR, давление в котором поддерживается корпусом реактора, замедлитель – вода.
В АЭС с некипящими реакторами температура воды в первом контуре ниже температуры кипения. При необходимых для получения приемлемого коэффициента полезного действия температурах (больше 300 °C) это возможно только при высоких давлениях (в реакторах ВВЭР-1000 рабочее давление в корпусе 160 атм), что требует создания высокопрочного корпуса. Насыщенный водяной пар под давлением 12—60 атм при температуре до 330 °C вырабатывается во втором контуре. В кипящих реакторах на АЭС «Фукусима» пароводяную смесь получают в активной зоне. Давление воды в первом контуре составляет около 70 атм. При этом давлении вода закипает в объёме активной зоны при температуре 250 °C. Кипящие реакторы обладают рядом достоинств по сравнению с некипящими. В кипящих реакторах корпус работает при более низком давлении, в схеме АЭС нет парогенератора и т.д.
|
|
Пенсионэр ( Слушатель ) |
| 13 июл 2022 12:10:12 |
Цитата: ILPetr от 13.07.2022 11:51:45
Спасибо, дружище, Вы мне всё доступно объяснили, показали диаграмму состояния воды при разных условиях, намекнули, что я
|
|
ILPetr ( Слушатель ) |
| 13 июл 2022 13:31:16 |
Цитата: Пенсионэр от 13.07.2022 12:10:12
Занимались - первые два реактора типа АМБ на Белоярской АЭС были кипящими. Собственно, их "успехи" и подталкивали Гидропресс в разработке ВВЭР.
|
|
DMAN ( Слушатель ) |
| 13 июл 2022 15:53:36 |
Цитата: Пенсионэр от 13.07.2022 12:10:12
Занимались, полным ходом занимались. Когда взорвался, таки да, новыми вариантами перестали.
РБМК называется, вся разница, что замедлитель графитовый, а не водный, ну и давление держит
не корпус как единое целое, а отдельные каналы. И да, именно что кипящий, один из факторов
взрыва - ну там положительный паровой коэффициент реактивности. Во общем нафиг, старые
доработают и в архив.
|
Dobryаk ( Практикант ) |
| 15 июл 2022 19:09:40 |
Цитата: ILPetr от 13.07.2022 11:51:45
Не смешите работающих на РБМК — это именно кипящий реактор в его канальной версии. Кпд РБМК и ВВЭР отличаются незначительно.
|
|
DMAN ( Слушатель ) |
| 18 июл 2022 12:58:15 |
Цитата: Dobryаk от 15.07.2022 19:09:40
Как рассчитать КПД самого реактора я не знаю.
Но знаю, как посчитать КПД блока. Для примера Ленинградская АЭС.
Например блок ЛАЭС-1 с РБМК-1000. Делим 1000/3200 = 31,25%
Теперь блок ЛАЭС-2 с ВВЭР-1200, Делим 1150/3212= 35,80%
Разница в 4,55 процентных пункта умноженная на срок эксплуатации
в 60 лет даст просто космические мегаватты.
Ну понятно, что с учетом собственных нужд.
|
|
Пенсионэр ( Слушатель ) |
| 18 июл 2022 17:29:12 |
Цитата: DMAN от 18.07.2022 12:58:15
Тут проще некуда, зная температуру пара, идущего на турбину, принимая температуру конденсации, скажем 35 градусов Цельсия (сколько на самом деле не знаю) и владея курсом физики 8 класса.)
|
|
GrinF ( Слушатель ) |
| 18 июл 2022 19:25:30 |
Цитата: Пенсионэр от 18.07.2022 17:29:12
в основном так в первом приближении ... но посложнее несколько .. есть промежуточные отбор отработанного пара с ЦВД, есть перегрев пара перед ЦНД - все это несколько повышает кпд
https://core.ac.uk/d…071192.pdf
|
|
GrinF ( Слушатель ) |
| 18 июл 2022 22:28:25 |
Цитата: Пенсионэр от 18.07.2022 20:15:52
это кпд у физически нереализуемого цикла карно... а на тепловых электростанциях с паровыми турбинами - цикл Ренкина. И ньюанесы (пароперегреватели, подогреватели питательной воды) увеличивают КПД, ибо у цикла Ренкина есть родовая травма - огромная теплота конденсация отдаваемая в конденсатор - то есть на обогрев атмосферы - жело богоугдное, но финансово не оплачиваемое.
|
|
Пенсионэр ( Слушатель ) |
| 19 июл 2022 05:17:52 |
Цитата: GrinF от 18.07.2022 22:28:25
Вы уводите в сторону рассказами про "прочие равные", т.е. фазовые переходы и очевидные технические приёмы. Речь, напоминаю, была о КПД АЭС. Согласитесь , при прочих равных он зависит от температуры пара, подающегося на турбину.
|
|
ILPetr ( Слушатель ) |
| 19 июл 2022 09:31:18 |
Цитата: Пенсионэр от 18.07.2022 17:29:12
Камрад DMAN решил эту задачу весьма элегантно.
Вы же предлагаете ограничиться кпд турбины, а не ректора/блока.
|
|
Пенсионэр ( Слушатель ) |
| 19 июл 2022 15:46:23 |
Цитата: ILPetr от 19.07.2022 09:31:18
Ё-моё, а что определяет КПД блока, как не КПД турбины при прочих равных, и что определяет КПД турбины при прочих равных, как не температура на входе?) Неужели и это не очевидно?
|
|
ILPetr ( Слушатель ) |
| 19 июл 2022 18:44:01 |
Цитата: Пенсионэр от 19.07.2022 15:46:23
А откуда взялись прочие равные? Они могут быть не равны, например, давление острого пара.
Разница более чем в 4% между блоками РБМК и ВВЭР действительно проявляются в турбинах, но ее обеспечивают теплотехнические способности реакторов.
|
|
Пенсионэр ( Слушатель ) |
| 19 июл 2022 19:39:36 |
Цитата: ILPetr от 19.07.2022 18:44:01
Вы что сказать хотите, я искренне не понимаю.) Что формула кпд тепловой машины (Т1 - Т2)/Т1 неверна? Термодинамике по барабану, греете пар для турбины ядерным реактором, углём, природным газом. Или вообще пользуетесь газовой турбиной или двигателем внутреннего сгорания. Это тоже нужно пояснить?
|
|
ILPetr ( Слушатель ) |
| 19 июл 2022 20:25:29 |
Цитата: Пенсионэр от 19.07.2022 19:39:36
Она верна для тепловой машины, ака турбина. Нужно понять, что "чайник" и турбина с генератором составляют единый комплекс, блок, как у нас принято называть. И кпд блока зависит от теплотехнических характеристик "чайника", кпд турбины и кпд генератора, минус собственные нужды.
|
|
Пенсионэр ( Слушатель ) |
| 19 июл 2022 20:58:13 |
Цитата: ILPetr от 19.07.2022 20:25:29
Ваше желание рассказать мне всем известные вещи говорит о том, что Вы уже не помните с чего всё началось или не знаете ответ. А началось с моего вопроса Дяде Васе "какие обстоятельства препятствуют подерживать в кипящих реакторах столь же высокое давление как и в водяных". Ответа по существу я так и не получил. Зато мне рассказали про фазовые переходы воды, что нужно понять про единый комплекс, собственные нужды и хрен ещё знает что. И на этом заканчиваю.
|
|
ДядяВася ( Слушатель ) |
| 20 июл 2022 16:22:36 |
Цитата: Пенсионэр от 19.07.2022 20:58:13
По всей вероятности более низкое давление связано с габаритами BWR - Ссылка :
ЦитатаРеакторы BWR характеризуются значительным объемом корпуса: - диаметр до 7 м; - высота до 28 м. Для примера аналогичные размеры ВВЭР-1000 – 4,5 м и 10,9 м.
|
|
GrinF ( Слушатель ) |
| 19 июл 2022 23:22:35 |
Цитата: Пенсионэр от 19.07.2022 19:39:36
Еще раз говорю на приктике оа не верна... берете температуру парогенератора ввэр 286+273=559, температуора пара на конденсаторе 35+273 = 308. КПД по циклу карно в теоории, о которм вы расскахываете (286-35)/559 = 45% , а по факту 33%. И дело тт не всобственных нуждах (питание ГЦН и кучи конденсатных и охлаждающих нассосов
Цитата
Термодинамике по барабану, греете пар для турбины ядерным реактором, углём, природным газом. Или вообще пользуетесь газовой турбиной или двигателем внутреннего сгорания. Это тоже нужно пояснить?
|
|
DMAN ( Слушатель ) |
| 12 июл 2022 16:36:16 |
Цитата: Пенсионэр от 12.07.2022 15:20:06
А нафига тогда козе баян? Если контур под избыточным давлением,
то пар попадая в турбину это давление сбрасывает, а потом надо
прилагать дополнительное усилие что бы питательную воду
опять загонять в контур под дополнительным давлением.
|
|
Пенсионэр ( Слушатель ) |
| 12 июл 2022 17:07:18 |
Цитата: DMAN от 12.07.2022 16:36:16
Этот аргумент не годится. На всех ГРЭС температуру пара увеличивают чуть не до критической ради КПД, конденсат также загоняют в котёл. На ТЭЦ ладно, там давление конденсации относительно высокое.
|
|
ILPetr ( Слушатель ) |
| 13 июл 2022 06:30:08 |
Цитата: Пенсионэр от 12.07.2022 17:07:18
И до сверхкритических тоже. Но на ГРЭС это относительно несложно (сложно, конечно, но вполне реализуемо) - это отдельный элемент поверхности нагрева, пароперегреватель, который может длительно выдерживать температуру и давление сверхкритики внутри и обтекаться газами с температурой пары тысяч градусов снаружи. Разогревать же теплоноситель первого контура до температур значительно бОльших 400 градусов Цельсия так себе удовольствие - там и до пароциркониевой реакции недалеко...
|
|
DMAN ( Слушатель ) |
| 13 июл 2022 07:35:09 |
Цитата: Пенсионэр от 12.07.2022 17:07:18
Когда то давно пробовали делать атомные реакторы для АЭС с атомным
перегревом пара до температуры 500-520 градусов, как на ГРЭС.
Потом плюнули и больше таким не баловались. Проблема утыкается
в конструкцию самих ТВЭЛов. Они начинают разрушатся.
|
|
Пенсионэр ( Слушатель ) |
| 13 июл 2022 08:49:33 |
Цитата: DMAN от 13.07.2022 07:35:09
Об этом я и думал, говоря о трудных условиях работы ТВЭЛов. Очевидно, что при кипении температура поверхности может быть менее однородна со всеми вытекающими.