Технико-экономическая эффективность атомных станций дальнего теплоэнергоснабжения на базе ВТГР

Технико-экономическая эффективность атомных станций дальнего теплоэнергоснабжения на базе ВТГР

Автор: Лутьянов, Александр Феликсович

Шифр специальности: 05.14.01

Научная степень: Кандидатская

Год защиты: 1984

Место защиты: Саратов

Количество страниц: 257 c. ил

Артикул: 4028447

Автор: Лутьянов, Александр Феликсович

Стоимость: 250 руб.

Технико-экономическая эффективность атомных станций дальнего теплоэнергоснабжения на базе ВТГР  Технико-экономическая эффективность атомных станций дальнего теплоэнергоснабжения на базе ВТГР 

СОДЕРЖАНИЕ
ПРЕДИСЛОВИЕ .
ВВЕДЕНИЕ
0.1. Состояние и перспективные направления использования атомных источников для целей тепло
энергоснабжения .
0.2. Перспективные направления применения
ВТГР для целей теплоэнергоснабжения.
0.3. Анализ выполненных исследований по эффективности АСДТ на базе ВТГР.
0.4. Выбор расчетных схем АСДТ с ВТГР
0.5. Цель и задачи исследования
0.6. Методические положения исследования
Глава первая. ТЕХНИКАЭКОНОМИЧЕСКАЯ ОПТИМИЗАЦИЯ ОСНОВНЫХ ПАРАМЕТРОВ ПАРОТУРБИННЫХ УСТАНОВОК С ГАЗОВЫМ ПРОМПЕРЕГРЕВОМ ТЕПЛО АККУМУЛИРУЮЩЕЙ ЧАСТИ АСДТ
1.1. Анализ рациональных тепловых схем теплоаккумулирующей части АСДТ
1.2. Методика расчета экономически наивыгоднейшей температуры питательной воды
1.3. Экономически наивыгоднейшее давление промперегрева пара.Юо
1.4. Совместная оптимизация основных параметров турбоустановок теплоаккуыулирунцей части
АСДТIII
Глава вторая. ВЫБОР ЭКОНОМИЧЕСКИ НАИВЫГОДНЕЙШИХ ПАРАМЕТРОВ ПАРОТУРБИННОЙ УСТАНОВКИ С ПАРОВЫМ ПРОМПЕРЕГРЕВОМ ПАРА ТЕПЛОАККУМУЛИРУЮЩЕЙ ЧАСТИ АСДТ.
2.1. Особенности тепловых схем паротурбинных установок с паровым промперегревом
2.2. Методические положения оптимизации основных параметров турбоустановки с паровал промперегревом. . .
2.3. Методика и результаты определения оптимальной температуры питательной воды
2.4. Выбор оптимального давления парового промперегрева пара
2.5. Методика оптимизации температуры промпере
грева.
2.6. Экономически наивыгоднейшее давление греющего пара турбоустановок с промперегревом
2.7. Совместная оптимизация основных параметров тепловой схемы паротурбинных установок АСДТ с паровым промперегревом.
Глава третья. ОПТИМИЗАЦИЯ ОСНОВНЫХ ПАРАМЕТРОВ ТЕПЛОИСПОЛЬЗУЮЩЕЙ ЧАСТИ АСДТ С
3.1. Анализ и выбор расчетных схем теплоиспользующей части АСДТ.
3.2. Методика и результаты оптимизации температуры питательной воды турбоустановок типа ПТ и Т теплоиспользующей части АСДТ с учетом режимов теплопотребления.
3.3. Сравнительная эффективность турбоустановок типа ПТ и Т в теплоиспользующей части АСДТ
Глава четвертая. ТЕШИЮЭКОИОШЧЕСКАЯ ЭФФЕКТИВНОСТЬ
АТОМНЫХ СТАНЦИЙ ДАЛЬНЕГО ТЕПЛО ЭНЕРГОСНАБЖЕНИЯ .
4.1. Сравнительная эффективность различных схем
АСДТ с ВТГР .
4.2. Рациональные схемы и характеристики теплопередающей части АСДТ
4.3.Экономическая эффективность атомных станций дальнего теплоэнергоснабжения и рациональные области
их применения
ВЫВОДЫ И РЕКОМЕНДАЦИИ
ЛИТЕРАТУРА


Следовательно, применение атомных источников теплоснабжения на базе освоенных реакторов может обеспечить эффективную замену не более . Около общего потребления топливноэнергетических ресурсов приходится на высокотемпературную промышленную технологию. В связи с этим становится актуальной и перспективной проблема производства высокопотенциальной теплоты на базе использования ядерной энергии . Из вышеизложенного следует, что крупномасштабная экономия газомазутного топлива может быть достигнута путем применения атомной энергии для производства теплоты различного потенциала. Потенциальные возможности использования атомной энергии от освоенных типов реакторов ограничены. Более широкие перспективы открываются при создании и внедрении высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов ВТГР ,,. Принципиальной особенностью этого типа реакторов является то, что на выходе из реактора можно получить температуру теплоносителя около С и выше,. Такой уровень температур позволит внедрить эти реакторы в различные теплофикационные и энерготехнологические процессы, вытесняя при этом дефицитное углеводородное топливо. В последние годы в СССР и за рубежом проводятся научноисследовательские и проектные работы, направленные на изыскание способов применения ВТГР для различных целей ,,,,,3. Академик А. П. Александров отмечал, что именно развитие высокотемпературных реакторов наравне с бридерами станет характерной тенденцией изменения структуры атомной энергетики к м годам нашего века, . По сравнению с известными типами реакторов ВТГР обладают следующими преимуществами высокая температура, сравнительно низкое давление в реакторе, лучший термический к. Преимуществом гелиевого теплоносителя по сравнению с другими теплоносителями, применяемыми в атомной энергетике, является его химическая инертность, благодаря чему ядерное топливо и конструкционные материалы активной зоны могут работать при высоких температурах. Гелий также обладает хорошими ядернофизическими свойствами он практически не поглощает нейтроны и не активируется под облучением. Обладая хорошей теплопроводностью, он даже при давлениях в 4,0. МПа обеспечивает отличные условия отвода теплоты в первом контуре, что позволяет получать высокую энергонапряженность активной зоны и требует меньших поверхностей теплообменыого оборудования . Однако, по удельной теплоемкости и затратам мощности на прокачку гелий уступает некоторым теплоносителям С Н2 , СОд . Характерной особенностью ВТГР является использование графита в качестве замедлителя, отражателя и основного конструкционного материала активной зоны, что позволяет наряду с примене
ним ядерного топлива в виде карбидов и окислов урана достигать в реакторах высоких температур . Способность реакторов ВТЕР вырабатывать теплоту при ЮС и выше делает их перспективными для реализации в энергетике АЗС с паровым и газовым циклами. В . Это реактор Драгой Англия, ПичБоттон США, V ФРГ. Опыт эксплуатации этих реакторов имел большое значение. Получена ценная информация о теплофизике, поведении топлива, характеристиках отдельных узлов активной зоны, ядерной безопасности, эффективности системы очистки. В реакторе V впервые осуществлена концепция насыпной активной зоны из шаровых твэлов 2. Успешная работа реактора подтвердила преимущество такого типа активной зоны. Основные характеристики этих реакторов представлены в таблице 0. Реакторы ФортСентВрейн США и ФРГ явились первыми реакторами большой мощности для выработки электроэнергии 3. Реактор ФортСентВрейн является первым высокотемпературным реактором с гелиевым теплоносителем, выполненным в корпусе из предварительно напряженного железобетона. В активной зоне реактора используется принцип многократного прохождения твэлов, которые несколько раз циркулируют через активную зону. Такая схема с циркуляцией обеспечивает более равномерное выгорание твэлов, однако, она менее благоприятна с точки зрения достижения высоких температур теплоносителя. В таблице 0. ФортСентВрейн и 3. В реакторе ФортСентВрейн реализована схема активной зоны с призматическими твэлами.

Рекомендуемые диссертации данного раздела

28.06.2016

+ 100 бесплатных диссертаций

Дорогие друзья, в раздел "Бесплатные диссертации" добавлено 100 новых диссертаций. Желаем новых научных ...

15.02.2015

Добавлено 41611 диссертаций РГБ

В каталог сайта http://new-disser.ru добавлено новые диссертации РГБ 2013-2014 года. Желаем новых научных ...


Все новости

Время генерации: 0.482, запросов: 237