Анализ термодинамического цикла блока преобразования энергии ЯЭУ с гелиевым реактором для производства электроэнергии и водорода

Приведен анализ термодинамического цикла блока преобразования энергии модульной ядерной энергетической установки четвёртого поколения с высокотемпературным гелиевым реактором тепловой мощностью 250 МВт для совместного производства электроэнергии и водорода. Дается анализ влияния параметров парогенер...

Ausführliche Beschreibung

Gespeichert in:

Bibliographische Detailangaben
Datum:	2015
Hauptverfasser:	Халатов, А.А., Северин, С.Д., Доник, Т.В.
Format:	Artikel
Sprache:	Russian
Veröffentlicht:	Інститут технічної теплофізики НАН України 2015
Schriftenreihe:	Промышленная теплотехника
Schlagworte:	Атомная энергетика
Online Zugang:	https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/142201
Tags:	Tag hinzufügen Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
Назва журналу:	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Zitieren:	Анализ термодинамического цикла блока преобразования энергии ЯЭУ с гелиевым реактором для производства электроэнергии и водорода / А.А. Халатов, С.Д. Северин, Т.В. Доник // Промышленная теплотехника. — 2015. — Т. 37, № 5. — С. 49-57. — Бібліогр.: 5 назв. — рос.

Institution

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine

id	nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-142201
record_format	dspace
spelling	nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-1422012025-02-23T19:04:53Z Анализ термодинамического цикла блока преобразования энергии ЯЭУ с гелиевым реактором для производства электроэнергии и водорода Thermodynamic analysis of the energy conversion unit of nuclear energy plant with helium reactor for the elecricity and hydrogen production Халатов, А.А. Северин, С.Д. Доник, Т.В. Атомная энергетика Приведен анализ термодинамического цикла блока преобразования энергии модульной ядерной энергетической установки четвёртого поколения с высокотемпературным гелиевым реактором тепловой мощностью 250 МВт для совместного производства электроэнергии и водорода. Дается анализ влияния параметров парогенератора на показатели эффективности цикла. Наведено аналіз термодинамічної циклу блоку перетворення енергії модульної ядерної енергетичної установки четвертого покоління з високотемпературним гелієвим реактором тепловою потужністю 250 МВт для спільного виробництва електроенергії і водню. Дається аналіз впливу параметрів парогенератора на показники ефективності циклу. The analysis is presented considering thermodynamic cycle of the energy conversion unit of the fourth-generation modular nuclear power plant with a hightemperature helium reactor of 250 MWt thermal power designated for the combined production of electricity and hydrogen. The analysis is given providing influence of steam generator parameters on the thermodynamic cycle efficiency. 2015 Article Анализ термодинамического цикла блока преобразования энергии ЯЭУ с гелиевым реактором для производства электроэнергии и водорода / А.А. Халатов, С.Д. Северин, Т.В. Доник // Промышленная теплотехника. — 2015. — Т. 37, № 5. — С. 49-57. — Бібліогр.: 5 назв. — рос. 0204-3602 DOI: https://doi.org/10.31472/ihe.5.2015.06 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/142201 621.039.5; 621.438 ru Промышленная теплотехника application/pdf Інститут технічної теплофізики НАН України
institution	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection	DSpace DC
language	Russian
topic	Атомная энергетика Атомная энергетика
spellingShingle	Атомная энергетика Атомная энергетика Халатов, А.А. Северин, С.Д. Доник, Т.В. Анализ термодинамического цикла блока преобразования энергии ЯЭУ с гелиевым реактором для производства электроэнергии и водорода Промышленная теплотехника
description	Приведен анализ термодинамического цикла блока преобразования энергии модульной ядерной энергетической установки четвёртого поколения с высокотемпературным гелиевым реактором тепловой мощностью 250 МВт для совместного производства электроэнергии и водорода. Дается анализ влияния параметров парогенератора на показатели эффективности цикла.
format	Article
author	Халатов, А.А. Северин, С.Д. Доник, Т.В.
author_facet	Халатов, А.А. Северин, С.Д. Доник, Т.В.
author_sort	Халатов, А.А.
title	Анализ термодинамического цикла блока преобразования энергии ЯЭУ с гелиевым реактором для производства электроэнергии и водорода
title_short	Анализ термодинамического цикла блока преобразования энергии ЯЭУ с гелиевым реактором для производства электроэнергии и водорода
title_full	Анализ термодинамического цикла блока преобразования энергии ЯЭУ с гелиевым реактором для производства электроэнергии и водорода
title_fullStr	Анализ термодинамического цикла блока преобразования энергии ЯЭУ с гелиевым реактором для производства электроэнергии и водорода
title_full_unstemmed	Анализ термодинамического цикла блока преобразования энергии ЯЭУ с гелиевым реактором для производства электроэнергии и водорода
title_sort	анализ термодинамического цикла блока преобразования энергии яэу с гелиевым реактором для производства электроэнергии и водорода
publisher	Інститут технічної теплофізики НАН України
publishDate	2015
topic_facet	Атомная энергетика
url	https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/142201
citation_txt	Анализ термодинамического цикла блока преобразования энергии ЯЭУ с гелиевым реактором для производства электроэнергии и водорода / А.А. Халатов, С.Д. Северин, Т.В. Доник // Промышленная теплотехника. — 2015. — Т. 37, № 5. — С. 49-57. — Бібліогр.: 5 назв. — рос.
series	Промышленная теплотехника
work_keys_str_mv	AT halatovaa analiztermodinamičeskogociklablokapreobrazovaniâénergiiâéusgelievymreaktoromdlâproizvodstvaélektroénergiiivodoroda AT severinsd analiztermodinamičeskogociklablokapreobrazovaniâénergiiâéusgelievymreaktoromdlâproizvodstvaélektroénergiiivodoroda AT doniktv analiztermodinamičeskogociklablokapreobrazovaniâénergiiâéusgelievymreaktoromdlâproizvodstvaélektroénergiiivodoroda AT halatovaa thermodynamicanalysisoftheenergyconversionunitofnuclearenergyplantwithheliumreactorfortheelecricityandhydrogenproduction AT severinsd thermodynamicanalysisoftheenergyconversionunitofnuclearenergyplantwithheliumreactorfortheelecricityandhydrogenproduction AT doniktv thermodynamicanalysisoftheenergyconversionunitofnuclearenergyplantwithheliumreactorfortheelecricityandhydrogenproduction
first_indexed	2025-11-24T15:04:26Z
last_indexed	2025-11-24T15:04:26Z
_version_	1849684569022791680
fulltext	ISSN 0204-3602. Пром. теплотехника, 2015, т. 37, №5 49 АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА УДК 621.039.5; 621.438 АНАЛИЗ ТЕРМОДИНАМИЧЕСКОГО ЦИКЛА БЛОКА ПРЕОБРАЗОВАНИЯ ЭНЕРГИИ ЯЭУ С ГЕЛИЕВЫМ РЕАКТОРОМ ДЛЯ ПРОИЗВОДСТВА ЭЛЕКТРОЭНЕРГИИ И ВОДОРОДА 1,2Халатов А.А., академик НАН Украины, 1Северин С.Д., канд. техн. наук, 1,2Доник Т.В., канд. техн. наук 1 Институт технической теплофизики НАН Украины, ул. Желябова, 2-А, Киев, 03680, Украина 2 Национальный технический университет Украины «Киевский политехнический институт», пр. Победы, 37, Киев, 03056, Украина Наведено аналіз термоди- намічної циклу блоку перетво- рення енергії модульної ядерної енергетичної установки четверто- го покоління з високотемператур- ним гелієвим реактором тепловою потужністю 250 МВт для спільного виробництва електроенергії і водню. Дається аналіз впливу параметрів парогенератора на показники ефективності циклу. Приведен анализ термодина- мического цикла блока преобразо- вания энергии модульной ядерной энергетической установки четвёрто- го поколения с высокотемператур- ным гелиевым реактором тепловой мощностью 250 МВт для совмест- ного производства электроэнергии и водорода. Дается анализ влияния параметров парогенератора на пока- затели эффективности цикла. The analysis is presented considering thermodynamic cycle of the energy conversion unit of the fourth-generation modular nuclear power plant with a high- temperature helium reactor of 250 MWt thermal power designated for the combined production of electricity and hydrogen. The analysis is given providing influence of steam generator parameters on the thermodynamic cycle efficiency. Библ. 5, табл. 2, рис. 4. Ключевые слова: модульная ядерная энергетическая установка, высокотемпературный гелиевый реактор, газотурбинная установка, сложный термодинамический цикл Брайтона, термодинамическая эффективность цикла, производство водорода. G – расход гелия; L – работа турбины; N– мощность цикла; Р – давление потока; Т – температура потока; Q – тепловая мощность; η – коэффициент полезного действия. Индексы: пг – парогенератор; пр – полезная работа; р – реактор; т – турбина; эл – электрический. Сокращения: АЭС – атомная электростанция; БПЭ–ГТУ – блок преобразования энергии – газотурбинная установка; ВТГР – высокотемпературный гелиевый реактор; ГТ–МГР – газовая турбина – модульный гели- евый реактор; ГТМГР–ВЭП – газовая турбина – модульный гелиевый реактор – высокотемпературный электролиз пара; ГТУ – газотурбинная установка. Введение В настоящее время АЭС играют ведущую роль в энергетике Украины, ежегодно они про- изводят более 45 % электроэнергии от общего количества в стране. В ближайшие 10...12 лет срок эксплуатации большинства АЭС Украины истекает и на смену им должны прийти атомные электростанции следующего поколения. Одним из перспективных направлений для Украины представляется использование модульных атом- ных энергоблоков тепловой мощностью ректоров 200…300 МВт, которые могут быть использова- ISSN 0204-3602. Пром. теплотехника, 2015, т. 37, №550 АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА ны как для самостоятельной работы, так и в сос- таве более крупных блоков. Это способствует не только сокращению финансовых рисков, но и повышению безопасности функционирования ядерных реакторов. Главным направлением развития ядерной энергетики является создание экологически чис- тых реакторов 4-го поколения повышенной без- опасности. В ряде стран в рамках программы «Ядерные реакторы IV поколения» ведутся ак- тивные работы по международному проекту «Generation IV». Одной из возможных концеп- ций создания модульных ядерных электростан- ций четвёртого поколения является концепция ВТГР, в котором в качестве теплоносителя для охлаждения реактора и рабочего тела для блока преобразования энергии, представляющего со- бой газотурбинную установку сложного цик- ла (БПЭ–ГТУ), используется гелий [1, 2]. При практической реализации программы развития ядерной энергетики одним из перспективных направлений является получение водорода из воды с помощью энергии, производимой на мо- дульных АЭС. Известно, что водород является хорошим энергоносителем для использования в двигателях, автономных генераторах электриче- ства и теплоты, его удобно применять в тепло- снабжении, транспортировать и аккумулировать. Для получения водорода используются замкну- тые термохимические и термоэлектрохимичес- кие циклы, высокотемпературный электролиз, а также другие способы. Сегодня стоимость про- изводства 1 кг водорода при конверсии метана составляет 2…5 долл. США, при газификации угля – 2…2,5 долл. США, при электролизе воды за счет энергии ветра – 7…11 долл. США и энер- гии Cолнца – 10…30 долл. США. При использо- вании атомной энергетики уже сегодня эта цифра составляет 2…2,3 долл. США за 1 кг водорода и может быть существенно снижена. Таким обра- зом, производство водорода из воды с помощью энергии ядерных реакторов может в самое бли- жайшее время стать кардинальным решением мировой энергетической проблемы. Производство водорода с использованием термохимических, термоэлектрохимических цик- лов и методом высокотемпературного электроли- за пара требует пара высоких параметров, и чем более высокую температуру теплоносителя мо- жет обеспечить реакторная установка, тем выше суммарный КПД производства водорода [3]. В настоящее время в ряде стран разрабатываются проекты по объединению ВТГР с высокотемпе- ратурными электролизёрами, что позволит до- стичь значений суммарного КПД производства водорода до 50 %. Совместное производство электроэнергии и водорода на АЭС позволяет решить также и другую важную для Украины проблему – проблему существенно переменно- го суточного графика нагрузок (ночного «прова- ла»), который характеризуется снижением потре- бления электрической нагрузки в ночное время. Разница между максимально и минимально пот- ребной мощностью составляет около 7 ГВт, а пиковые нагрузки покрываются за счет работы тепловых электростанций в маневренном режи- ме. В настоящее вемя маневренных мощностей в Украине не хватает, а строительство гидро- и ги- дроаккумулирующих станций требует больших финансовых затрат и отчуждения плодородных земель. В соответствии с мировой практикой для стабильной работы энергосистемы маневренные мощности в стране должны составлять не менее 15 % от установленной мощности, в то время как в Украине эта цифра находится на уровне 10 %. При выработке водорода во время ночного сни- жения нагрузки излишек электроэнергии исполь- зуется для производства и накопления водорода, а в период пиковых и полупиковых нагрузок за- пасенный водород может использоваться для вы- работки электрической и тепловой энергии. Цель настоящей работы – исследование тер- модинамического цикла БПЭ–ГТУ с высокотем- пературным гелиевым реактором для совмест- ного производства электрической энергии и водорода. В статье выполнен расчет параметров термодинамического цикла, мощности и эффек- тивности ГТУ сложного цикла, исследовано вли- яние термодинамических параметров парогене- ратора на эффективность цикла. Схема ГТМГР–ВЭП и термодинамический цикл БПЭ-ГТУ Схема реакторной установки ГТМГР–ВЭП для совместного производства электроэнергии и перегретого водяного пара требуемых пара- ISSN 0204-3602. Пром. теплотехника, 2015, т. 37, №5 51 АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА метров с целью получения водорода методом вы- сокотемпературного электролиза пара показана на рис. 1. Энергетическая установка ГТМГР–ВЭП имеет контуры производства электроэнергии и теплоты, а также перегретого пара высокой тем- пературы. Контур производства электроэнергии и теплоты представляет собой гелиевый ядер- ный реактор и блок преобразования энергии, подробно рассмотренный в [4]. Как и в ядерной установке для производства электроэнергии [4], блок преобразования энергии состоит из ком- прессоров низкого и высокого давления, верти- кальной гелиевой турбины, находящейся на од- ном валу с компрессорами, предварительного и промежуточного теплообменников, регенератора и электрогенератора. Источником тепла в цикле для производства электроэнергии и перегретого пара является модульный гелиевый реактор. Тем- пература гелия на выходе из реактора составляет 850 °С, что не превышает соответствующей тем- пературы в прототипе энергетической установ- ки ГТ–МГР. Использование в качестве рабочего тела гелия, обладающего высокой изобарной теп- лоёмкостью и высоким значением газовой посто- янной, обеспечивает относительно небольшие для атомных электростанций габариты газовой турбины. Рис. 1. Принципиальная схема ГТМГР-ВЭП. Главным отличием схемы реакторной уста- новки ГТМГР–ВЭП от установки ГТ–МГР яв- ляется наличие отдельного гелиевого контура с включённым парогенератором. Циркуляция нагретого гелия через парогенератор осущест- вляется при помощи главной циркуляционной газодувки. Подвод обессоленной воды в пароге- нератор и отвод пара производится через крыш- ку парогенератора. Перегретый до требуемых параметров пар отводится по трубопроводам в установку высокотемпературного электролиза на твердооксидных электрохимических элементах, в которой водяной пар разлагается на водород и кислород с последующим разделением этих реа- гентов. Электроэнергия необходимая для работы установки высокотемпературного электролиза пара (ВЭП) поступает от электрогенератора БПЭ. Главными достоинствами рассматриваемой ISSN 0204-3602. Пром. теплотехника, 2015, т. 37, №552 АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА схемы является исключение дополнительных гид- равлических потерь в цикле БПЭ на прокачку гелия через парогенератор, которые неизбежно приводят к снижению электрического КПД цик- ла, а также относительно невысокая температу- ра рабочего тела (гелия) в реакторной зоне, что предъявляет менее жесткие требования к кон- струкционным материалам, из которых изготов- лен реактор. Основными характеристиками термодина- мического цикла с учетом контура производства перегретого пара является его эффективность, которая оценивается электрическим КПД ГТУ (коэффициентом использования теплоты), пред- ставляющим собой отношение электрической мощности цикла к теплоте, подведённой к рабо- чему телу в реакторе [5]: эл эл р N Q   , (1) и коэффициентом полезной работы цикла ц вн р l q   , (2) где Qp – тепловая мощность реактора, Вт; Nэл = Gг·lц·ηг – электрическая мощность, МВт, где р ПГ г р Q Q G q   – потребный расход гелия в цик- ле БПЭ; qp = h6 – h5 = Cp (T6 – T5) – удельная тепло- та, полученная рабочим телом в реакторе. Результаты исследований и их анализ Математическая модель и алгоритм расчета сложного цикла ГТУ, включающая последова- тельный расчет параметров цикла для режима выработки электроэнергии и производства пере- гретого пара в парогенераторе аналогичны рас- смотренным в работе [4]. Основные исследова- ния проводились для ГТУ модульного гелиевого реактора тепловой мощностью 250 МВт. Началь- ные данные для расчета цикла ГТУ были выбра- ны на основании анализа имеющихся в литерату- ре данных по КПД турбомашин, эффективности теплообменников и парогенератора, соответству- ющие достигнутому технологическому уровню в современном газотурбостроении (табл. 1). Для сравнения в таблице представлены исходные данные, которые были использованы ранее при расчёте цикла БПЭ для производства электро- энергии [4]. В расчетах использовались следующие зна- чения теплофизических свойств гелия: удель- ная теплоемкость при постоянном давлении – ср = 5195 Дж/кг∙К; удельная теплоемкость при постоянном объеме – сv = 3117 Дж/кг∙К; показа- тель адиабаты – k = 1,6667. Результаты расчётов циклов для двух рассмотренных режимов работы ГТУ представлены в таблице 2. Результаты расчётов циклов для двух рассмо- тренных режимов работы ГТУ представлены в таблице 2. Предварительный расчёт парогенератора выполнен с использованием метода тепло- вых балансов с учётом реальных теплофизиче- ских свойств воды и водяного пара. В результате выполненных расчётов были получены по- требный расход гелия через парогенератор (13,6 кг/с), паропроизводительность парогене- ратора (10,5 кг/с) и значение его тепловой мощ- ности (25 МВт) при отсутствии потерь тепло- ты в окружающую среду, (КПД парогенератора 1,0 %). Более точные расчёты парогенератора могут привести к некоторому росту его потребной мощности, поэтому в качестве рабочего диапазо- на потребной мощности парогенератора ГТМГР– ВЭП с тепловой мощностью реактора 250 МВт будет рассматриваться диапазон 25…35 МВт. Как следует из расчётов цикла, при тепловой мощности реактора 250 МВт, в режиме выра- ботки электроэнергии полезная электрическая мощность установки составляет 115,73 МВт, а электрический КПД – 46,3 %. Потребные мощ- ности теплообменного оборудования БПЭ–ГТУ составляют: регенератор – 123,7 МВт; предвари- тельный теплообменник – 132,74 МВт; проме- жуточный теплообменник – 111,18 МВт. В режи- ме совместного производства электроэнергии и перегретого пара при тепловой мощности па- рогенератора 25 МВт и температуры гелия на выходе из парогенератора 395 0С полезная электрическая мощность цикла составляет 104,16 МВт с электрическим КПД равным 41,7 %. При этом потребные мощности регене- ратора, предварительного и промежуточного теплообменников равны 111,33 МВт, 119,47 МВт и 100,06 МВт, соответственно. ISSN 0204-3602. Пром. теплотехника, 2015, т. 37, №5 53 АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА Табл. 1. Исходные данные для расчета цикла ГТУ № п.п. Параметр Режим выработки электроэнергии Выработка электроэнергии и производство перегретого пара 1 Тепловая мощность реактора, МВт 250 250 2 Тепловая мощность парогенератора, МВт - 25 3 Температура гелия на входе в реактор, 0С 560 500 4 Температура гелия на выходе из реактора, 0С 850 850 5 Температура гелия на выходе из парогенератора, 0С - 395 6 Давление гелия на входе в реактор, МПа 5,0 5,0 7 Температура гелия на выходе из турбины, 0С 585 595 8 КПД турбины 0,93 0,93 9 КПД компрессора низкого давления 0,875 0,875 10 КПД компрессора высокого давления 0,85 0,85 11 Коэффициент эффективности регенератора 0,85 0,8 12 Коэффициент эффективности предварительного теплообменника 0,85 0,85 13 Коэффициент эффективности промежуточного теплообменника 0,85 0,85 14 Относительные потери давления в горячей магистрали регенератора, % 3,0 3,0 15 Относительные потери давления в холодной магистрали регенератора, % 3,0 3,0 16 Относительные потери давления в горячей магистрали предварительного теплообменника, % 3,0 3,0 17 Относительные потери давления в горячей магистрали промежуточного теплообменника, % 3,0 3,0 Рис. 2. P-v и T-s диаграммы цикла ГТУ c тепловой мощностью реактора 250 МВт при выработке электроэнергии и производстве перегретого пара. ISSN 0204-3602. Пром. теплотехника, 2015, т. 37, №554 АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА Табл. 1. Результаты расчета цикла ГТУ № п.п. Параметр Режим выработки электроэнергии Выработка электро- энергии и производство перегретого пара 1 Потребный расход гелия через БПЭ, кг/с 165,94 149,35 2 Потребный расход гелия через парогенератор, кг/с - 13,556 3 Суммарная степень повышения давления в компрессоре 2,397 2,397 4 Степень повышения давления в компрессоре низкого давления 1,557 1,557 5 Степень повышения давления в компрессоре высокого давления 1,539 1,539 6 Степень понижения давления в турбине 2,078 2,078 7 Работа турбины, КДж 1376,7 1376,7 8 Удельная работа цикла, КДж/кг 706,62 706,62 9 Потребная мощность регенератора, МВт 123,7 111,33 10 Потребная мощность предварительного теплообменника, МВт 132,74 119,47 11 Потребная мощность промежуточного теплообменника, МВт 111,18 100,06 12 Полезная электрическая мощность ГТУ, МВт 115,73 104,16 13 Тепловая мощность парогенератора, МВт - 25,0 14 Паропроизводительность парогенератора, кг/с - 11,59 15 Внутренний КПД цикла, % 46,9 42,2 16 Электрический КПД цикла, % 46,3 41,7 17 Коэффициент полезной работы цикла 50,7 50,7 На рис. 2 представлены P-v и T-s диаграм- мы цикла ГТУ блока преобразования энергии ГТМГР–ВЭП. Видно, что циклы ГТУ блока пре- образования энергии ГТМГР–ВЭП, построенные в удельных параметрах, при одинаковой тепло- вой мощности реактора 250 МВт не отличаются от циклов, рассчитанных для БПЭ ГТ–МГР при производстве электроэнергии [4]. А различие заключается в том, что часть теплоты, получен- ной рабочим телом в реакторе, расходуется на производство высокотемпературного пара. В связи с этим площади циклов в абсолютных величинах, соответствующие работе и теплоте циклов, в рассматриваемом случае будут мень- ше, чем площади соответствующих циклов БПЭ ГТ–МГР для производства электроэнергии. На рис. 3 представлена зависимость элек- трической мощности БПЭ от тепловой мощно- сти парогенератора. Видно, что при расчетной (базовой) тепловой мощности парогенератора (QПГ = 25 МВт) полезная электрическая мощ- ность БПЭ будет равна 104,16 МВт. При возмож- ном увеличении мощности парогенератора до 35 МВт происходит снижение электрической мощ- ности на 5,2 % до 99 МВт. В то же время сни- жение мощности парогенератора с 25 до 15 МВт приводит к увеличению полезной электрической мощности ГТУ на 4,1 %. На рис. 4 представлена зависимость электри- ческого и внутреннего КПД БПЭ от тепловой мощности парогенератора. Видно, что для базо- вого режима тепловой мощности парогенератора (25 МВт) с паропроизводительностью пароге- нератора 10,5 кг/с при температуре пара 800 0С ISSN 0204-3602. Пром. теплотехника, 2015, т. 37, №5 55 АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА обеспечивается достаточно высокий электриче- ский КПД цикла (41,7 %). Как следует, увеличе- ние мощности парогенератора до 35 МВт приво- дит к снижению электрического КПД цикла до 39,8 %, а снижение мощности парогенератора с 25 МВт до 15 МВт – к его росту до 43,5 %. Таким образом, в рабочем диапазоне измене- ния тепловой мощности парогенератора ГТМГР– ВЭП от 15 до 35 МВт при его паропроизводитель- ности 10,5 кг/с электрический КПД установки будет изменяться в диапазоне 43,5…39,8 %, а электрическая мощность от 99 до 108,75 МВт. Рис. 3. Зависимость электрической мощности БПЭ от тепловой мощности парогенератора. Рис. 4. Зависимость электрического и внутреннего КПД БПЭ от тепловой мощности парогенератора. ISSN 0204-3602. Пром. теплотехника, 2015, т. 37, №556 АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА Выводы 1. Рассмотрена принципиальная схема ядер- ной энергетической установки ГТМГР–ВЭП для совместного производства электроэнергии и во- дорода. 2. Разработан алгоритм и составлена прог- рамма расчета сложного термодинамического цикла ГТМГР–ВЭП с тепловой мощностью реак- тора 250 МВт для производства электроэнергии и водорода методом высокотемпературного элек- тролиза пара. 3. Выполнены расчеты параметров цикла, мощности и эффективности ГТУ сложного цик- ла при совместном производстве электроэнергии и водорода. Показано, что в базовом режиме при тепловой мощности парогенератора 25 МВт и температуре пара 800 0С полезная электрическая мощность установки составляет 104,16 МВт, а электрический КПД – 41,7 %. Потребные мощ- ности регенератора, предварительного и проме- жуточного теплообменников равны 111,33 МВт, 119,47 МВт и 100,06 МВт соответственно. 4. Увеличение мощности парогенератора с 25 МВт до 35 МВт приводит к снижению электри- ческой мощности установки на 5,2 %, при этом ее электрический КПД уменьшается до 39,7 %. При снижении мощности парогенератора до 15 МВт электрическая мощность установки уве- личивается на 4,1 %, а электрический КПД воз- растает до 43,5 %. 5. Результаты расчёта параметров цикла ГТМГР–ВЭП охватывают возможный диапазон их изменения для тепловой мощности реактора 250 МВт с КПД парогенератора равным 1,0. Для получения более точных результатов потребует- ся использование более полной математической модели парогенератора, учитывающей особен- ности процессов теплообмена в зависимости от фазового состояния воды для конкретно выбран- ной конструктивной схемы парогенератора. Как показывают статистические данные, КПД совре- менных парогенераторов составляет около 90 %. ЛИТЕРАТУРА 1. Zgliczynski, J. B., Silady, F. A., Neylan, A. J. The Gas Turbine-Modular Helium Reactor (GT- MHR) High Efficiency, Cost Competitive, Nuclear Energy for the Next Century – GA-A21610. General Atomics. – 1994. 2. LaBar M. P., Shenoy A. S., Simon W. A., Campbell E. M. «Status of the GT-MHR for Electricity Production» World Nuclear Association Annual Symposium 3-5 September 2003 – London, 15 p. 3. Schultz K.R. Use of Modular Helium Reactor for Hydrogen Production / General Atomics Project 04962. – GA-A24428. – 2003. 4. Халатов А.А., Северин С.Д., Доник Т.В. Анализ термодинамического цикла ГТУ ядерной модульной энергетической установки с гелие- вым реактором // Промышленная теплотехника, – 2015. – Т.37. – №2. – С. 59-66. 5. Арсеньев Л.В., Тырышкин В.Г., Богов И.А. и др. Стационарные газотурбинные установки // Под ред. Л.В. Арсеньева, В.Г. Тырышкина – Л.: Машиностроение, Ленинградское отделениение, 1989. – 543 с. ISSN 0204-3602. Пром. теплотехника, 2015, т. 37, №5 57 АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА THERMODYNAMIC ANALYSIS OF THE ENERGY CONVERSION UNIT OF NUCLEAR ENERGY PLANT WITH HELIUM REACTOR FOR THE ELECRICITY AND HYDROGEN PRODUCTION Khalatov A.A.1,2, Severin S.D.1, Donyk T.V.1,2 1 Institute of Engineering Thermophysics of the National Academy of Sciences of Ukraine, 2A Zhelyabova str., Kyiv, 03680, Ukraine, 2 National Technical University of Ukraine «Kyiv Polytechnic Institute», #37 Prospect Peremohy, Kyiv, 03056, Ukraine The paper provides an analysis of the thermodynamic cycle of the energy conversion unit of the fourth generation modular nuclear power plant, based on the high-temperature helium reactor of 250 MWt thermal power for combined electricity and hydrogen production. This GTMHR–HTSE power plant has contours of the electricity, heat, and superheated water steam production. The circuit of the electricity and heat production includes the nuclear helium reactor and power conversion unit. The energy conversion unit consists of the low and high pressure compressors and upright helium turbine, connected with compressor shaft, preliminary and intermediate heat exchangers, thermal and electrical generators. The energy source in the cycle of the electricity and superheated water steam production is a modular helium reactor. Specific feature of the GTMGR–VEP power plant is the individual helium loop including the water steam generator. The superheated water steam of the required thermodynamic parameters is directed to the high-temperature electrolysis unit using solid oxide electrochemical cells, in which the water is decomposed into the hydrogen and oxygen, followed by separation of the reactants. The electricity required for the high-temperature water steam electrolysis operation is supplied from the electrical generator of energy conversion unit. The cycle analysis in the mode of electricity and superheated water steam production has shown that at the steam generator of 25 MWt thermal power and steam temperature of 800 0C the power plant electrical power is 104.16 MWt, while the electrical efficiency is 41.7 %. The power demand of the thermal regenerator, preliminary and intermediate heat exchangers is 111.33 MWt, 119.47 MWt and 100.06 MWt, respectively. The results of the GTMGR–VEP power plant cycle calculations cover the possible range of their variations for the basic power of the helium nuclear reactor with the water steam generator efficiency of 1.0. The analysis was performed providing influence of the water steam generator parameters on the cycle efficiency results. Increase in the water steam generator thermal power from 25 MWt to 35 MWt leads to the reduction of electric power by 5.2 %, while the electrical efficiency decreases to 39.7 %. If the water steam generator thermal power drops down to 15 MWt, then the electrical power plant is elevated by 4.1 %, while the electrical efficiency grows up to 43.5 %. Key words: gas cooled nuclear power plant, high temperature helium reactor, gas turbine plant of the complex thermodynamic Brayton cycle, cycle thermodynamic efficiency, hydrogen production. 1. Zgliczynski, J. B., Silady, F. A., Neylan, A. J. The Gas Turbine-Modular Helium Reactor (GT- MHR) High Efficiency, Cost Competitive, Nuclear Energy for the Next Century – GA-A21610. General Atomics. – 1994. 2. M. P. LaBar, A. S. Shenoy, W. A. Simon and E. M. Campbell. «Status of the GT-MHR for Electricity Production» World Nuclear Association Annual Symposium 3-5 September 2003 – London, 15 p. 3. Schultz K.R. Use of Modular Helium Reactor for Hydrogen Production / General Atomics Project 04962. – GA-A24428. – 2003. 4. Khalatov A.A., Severin S.D., Donik T.V. Analysis of thermodynamic cycle of gas turbine plant of nuclear modular installation with helium reactor // Promyishlennaya teplotehnika, – 2015. – T.37. – №2. – Р. 59-66. 5. Arsenev L.V., Tyiryishkin V.G., Bogov I.A. and other. Statsionarnyie gazoturbinnyie ustanovki // Pod red. L.V. Arseneva, V.G. Tyiryishkina – L.: Mashinostroenie, Leningradskoe otdelenienie, 1989. – 543 p. Получено 10.08.2015 Received 10.08.2015

Анализ термодинамического цикла блока преобразования энергии ЯЭУ с гелиевым реактором для производства электроэнергии и водорода

Institution

Ähnliche Einträge