Цикл ядерной энергетической установки

Принцип действия и устройство паросиловой установки. 18.2. Теоретический цикл паросиловой установки. 18.3. Влияние параметров пара на термический к. п. д. цикла. 18.4. Цикл с промежуточным перегревом пара. 18.5. Регенеративный цикл. 18.6. Бинарный цикл. 18.7. Циклы парогазовых установок. 18.8. Цикл ядерной энергетической установки. [c.512]

ЦИКЛ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ [c.591]

Рис. 18.35. Теоретический цикл ядерной энергетической установки а — с паровой турбиной б — с газовой турбиной линия аЬ изображает охлаждение первичного теплоносителя при передаче теплоты рабочему телу

Рис, 8,38. Теоретический цикл ядерной энергетической установки [c.551]

Рис. 5.38. Цикл ядерной энергетической установки

Схема ядерной энергетической установки. Процесс преобразования энергии в ядерной энергетической установке (рис. 18.34) состоит в следующем в ядерном реакторе 1 в результате деления ядер расщепляющихся элементов (атомного горючего) выделяется количество теплоты Q при некоторой температуре 1р. Из реактора эта теплота отводится потоком теплоносителя в парогенератор 2 и передается там рабочему телу термодинамического цикла. Этот цикл аналогичен циклу обычной паросиловой установки (то обстоятельство, что пар образуется в парогенераторе, а не в паровом котле с огневым нагревом, не является существенным). Теоретический цикл паросиловой ядерной энергетической установки изображен на рис. 18.35, а линия аЬ представляет собой линию охлаждения первичного теплоносителя при передаче теплоты [c.591]

Одноконтурная схема может быть применена также в ядерных энергетических установках (ЯЭУ) с реакторами, охлаждаемыми газом или перегретым паром. По такой схеме выполнен проект судовой газотурбинной установки закрытого цикла (рис. 5), в которой рабочим телом является гелий. Применение газа вследствие [c.7]

На рис. 7 показана двухконтурная тепловая схема ядерной энергетической установки, работающей по паросиловому циклу. [c.9]

По этой причине для указанных установок частным критерием качества является минимум удельной (на единицу полезной электрической мощности уУ,,л) массы. В ядерных энергетических установках агрегатом, масса которого наиболее чувствительна к изменению термодинамических и расходных параметров цикла и на долю которого приходится от 10 до 30 % массы установки, является холодильник-излучатель. Это обстоятельство обусловливает целесообразность оптимизации параметров совокупности Z ядерных космических энергетических установок по минимуму удельной (на единицу N.jjj) площади холодильника-излучателя F при известном значении удельной (на единицу площади) массы последнего [581. [c.43]

Процесс преобразования энергии в ядерной энергетической установке (ЯЭУ) (рис. 5.37) состоит в следующем в ядерном реакторе 1 в результате деления ядер расщепляющихся элементов (атомного горючего) выделяется тепло Q при некоторой температуре Т . Из реактора это тепло отводится потоком теплоносителя в парогенератор 2 и передается там рабочему телу термодинамического цикла. Этот цикл аналогичен циклу обычной паросиловой установки (то обстоятельство, что пар образуется в парогенераторе, а не в паровом котле с огневым нагревом, не является существенным). [c.169]

Принципиальная схема двухконтурной атомной энергетической установки с паровой турбиной (рис. 8.12) состоит из ядерного реактора /, где выделяется теплота, отводимая промежуточным теплоносителем, которым в зависимости от типа реактора может быть газ (гелий, двуокись углерода), органический теплоноситель, вода или жидкий металл (натрий). Циркуляция промежуточного теплоносителя в контуре реактора осуществляется насосом 3. В парогенераторе 2 промежуточный теплоноситель отдает теплоту рабочему телу — водяному пару, которое совершает цикл обычной паротурбинной установки. Водяной пар расширяется в паровой турбине 4, затем конденсируется в конденсаторе 5, а конденсат направляется насосом 6 обратно в парогенератор. [c.216]

Между тем ядерные реакторы и радиоактивные изотопы могут быть также новыми эффективными источниками тепла в энергетических установках с термоэлектрическими генераторами. В них отходящее тепло непосредственно, без осуществления промежуточного парового или газового цикла используется для выработки электрического тока. Такие установки на полупроводниках, предназначаемые для питания приборов небольшой электрической мощности автоматических метеостанций, космических аппаратов и пр., разработаны и прошли эксплуатационную проверку в СССР и США. [c.185]

Вода (HjO) является наиболее распространенным теплоносителем и в достаточной мере удовлетворяет указанным выше требованиям. Она используется также в качестве рабочего тела в большинстве существующих ядерных энергетических установок и является незаменимым теплоносителем нижней ступени комбинированных энергетических циклов. Хороший растворитель многих веществ — вода позволяет создавать установки с использованием растворов урановых солей одновременно в качестве ядерного топлива и теплоносителя. Основной ее недостаток — высокое давление пара при сравнительно небольших температурах (1 ата при 99° С и 225,5 ата при 374,2 С). Это вызывает дополнительные трудности при создании паросиловых установок высокой экономичности. Присутствие в воде растворенных солей, удаление которых довольно сложно, также является недостатком. Особо высокие требования предъявляются к обессоливающим устройствам первого контура. [c.20]

В бланкете гибридного реактора возможна также наработка ядерного топлива для его сжигания в обычном ядерном реакторе. В этом случае электростанция представляет собой энергетический комплекс, состоящий из гибридной термоядерной электростанции и обычной АЭС, связанных между собой по циклу ядерного топлива. Концепция такой энергоустановки была разработана в отечественной литературе под названием ТИГР [6]. В этой установке термоядерный энергоблок с одним реактором с СОг-лазерным драйвером имеет следующие показатели [c.96]

Термический к. п. д. цикла и эффективный к. п. д. установки. Воспользовавшись формулой (18.21), нетрудно найти значение термического к. п. д. ядерной энергетической установки. Термический к. п. д. теплосиловой части установки представляет собой отношение произведенной полезной внешней работы Т к количеству теплоты (2, выделившейся в реакторе (в предположении, что все процессы термодинамического цикла, за исключением процесса подвода теплоты, обратимы). При оптимальной температуре рабочего тела Тподи Т согласно уравнениям (18.20) и (18.21) значение [c.593]

Воспользовавшись формулой (14-42), нетрудно найти значение эффективного к. п. д. ядерной энергетической установки. Эффективный к. п. д. t теплосиловой части установки представляет собой отношение произведенной полезной внешней работы L к количеству тепла Q, выделившегося в реакторе. Согласно уравнениям (14-41) и (14-42) значение достигаемое при оптимальной температуре рабочего тела (в предположении, что все процессы термодинамического цикла, за исключением процесса подвода тепла, обратимы), т. е. термический к. п. д. термодинамического цикла при 7 подв = 7 , равно [c.467]

Классификация теплообменных аппаратов по виду теплового процесса. Рабочий процесс ядерной энергетической установки отличается от рабочего процесса обычной тепловой установки использованием в качестве источника тепла ядерного горючего. Дальнейшее преобразование тепловой энергии в электрическую производится по обычным схемам с применением паровых или газовых трубин и электрических генераторов. Энергетический цикл превращения тепловой энергии в механическую или электрическую невозможно осуществить без непрерывной передачи тепла от горячего источника к холодному. Иногда передача тепла может производиться непосредственно рабочим телом а чаще — в теплообменных аппаратах с помощью греющего и нагреваемого теплоносителей. [c.5]

Если исходить из современных представлений о возможной удельной мощности МГДГ порядка 200—500 МВт/м , то можно полагать, что ядерные энергетические установки с МГДГ и паровыми или газовыми турбинами в нижней части цикла будут иметь высокие технико-экономические показатели. В то же время отдельные расчеты показывают, что при современной стоимости оборудования и при современной технологии стоимость электроэнергии на АЭС с МГДГ выше, чем на ТЭС и АЭС обычных типов. [c.104]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...