Генерация тепла: Генерация Тепла, ООО, ИНН 5258103070 | Реквизиты, юридический адрес, КПП, ОГРН, схема проезда, сайт, e-mail, телефон

Содержание

ООО ГЕНЕРАЦИЯ ТЕПЛА, Нижний Новгород (ИНН 5258103070), реквизиты, выписка из ЕГРЮЛ, адрес, почта, сайт, телефон, финансовые показатели

Обновить браузер

Возможности

Интеграция

О системе

Статистика

Контакты

CfDJ8HJyMSOWarhLkJBDZs2NT-FRvkBTWecj1k1Jzw7LTgcdE85ABZHQFFjP7fapFkQQqnw0FLDBIE3pku7BGBzEJo61D68xAjvDi3I2cgn7j8s8CLiZwKC_XvxOFlkYeYfGRK_hD2DVT3HVmT63g3KIcfo

Описание поисковой системы

энциклопедия поиска

ИНН

ОГРН

Санкционные списки

Поиск компаний

Руководитель организации

Судебные дела

Проверка аффилированности

Исполнительные производства

Реквизиты организации

Сведения о бенефициарах

Расчетный счет организации

Оценка кредитных рисков

Проверка блокировки расчетного счета

Численность сотрудников

Уставной капитал организации

Проверка на банкротство

Дата регистрации

Проверка контрагента по ИНН

КПП

ОКПО

Тендеры и госзакупки

Юридический адрес

Анализ финансового состояния

Учредители организации

Бухгалтерская отчетность

ОКТМО

ОКВЭД

Сравнение компаний

Проверка товарных знаков

Проверка лицензии

Выписка из ЕГРЮЛ

Анализ конкурентов

Сайт организации

ОКОПФ

Сведения о регистрации

ОКФС

Филиалы и представительства

ОКОГУ

ОКАТО

Реестр недобросовестных поставщиков

Рейтинг компании

Проверь себя и контрагента

Должная осмотрительность

Банковские лицензии

Скоринг контрагентов

Лицензии на алкоголь

Мониторинг СМИ

Признаки хозяйственной деятельности

Репутационные риски

Комплаенс

Компания ООО ГЕНЕРАЦИЯ ТЕПЛА, адрес: Нижегородская обл. , г. Нижний Новгород, ул. Космонавта Комарова, д. 14Б зарегистрирована 13.06.2012. Организации присвоены ИНН 5258103070, ОГРН 1125256003993, КПП 525801001. Основным видом деятельности является производство пара и горячей воды (тепловой энергии) котельными, всего зарегистрировано 4 вида деятельности по ОКВЭД. Имеет связи с 3 компаниями.

Количество совладельцев (по данным ЕГРЮЛ): 1, директор — Гаврюшенко Виталий Иванович. Размер уставного капитала 165 800₽.
Компания ООО ГЕНЕРАЦИЯ ТЕПЛА не принимала участие в тендерах. В отношении компании было возбуждено 1 исполнительное производство. ООО ГЕНЕРАЦИЯ ТЕПЛА участвовало в 42 арбитражных делах: в 28 в качестве истца, и в 8 в качестве ответчика.
Реквизиты ООО ГЕНЕРАЦИЯ ТЕПЛА, юридический адрес, официальный сайт и выписка ЕГРЮЛ, а также 3 существенных события доступны в системе СПАРК (демо-доступ бесплатно).

Полная проверка контрагентов в СПАРКе

Неоплаченные долги
Арбитражные дела
Связи
Реорганизации и банкротства
Прочие факторы риска

Полная информация о компании ООО ГЕНЕРАЦИЯ ТЕПЛА

299₽

Регистрационные данные компании
Руководитель и основные владельцы
Контактная информация
Факторы риска
Признаки хозяйственной деятельности
Ключевые финансовые показатели в динамике
Проверка по реестрам ФНС

Купить Пример

999₽

Включен мониторинг изменений на год

Регистрационные данные компании
История изменения руководителей, наименования, адреса
Полный список адресов, телефонов, сайтов
Данные о совладельцах из различных источников
Связанные компании
Сведения о деятельности
Финансовая отчетность за несколько лет
Оценка финансового состояния

Купить Пример

Бесплатно

Отчет с полной информацией — СПАРК-ПРОФИЛЬ
Добавление контактных данных: телефон, сайт, почта
Добавление описания деятельности компании
Загрузка логотипа
Загрузка документов

Редактировать данные

СПАРК-Риски для 1С

Оценка надежности и мониторинг контрагентов

Узнать подробности

Заявка на демо-доступ

Заявки с указанием корпоративных email рассматриваются быстрее.

Вход в систему будет возможен только с IP-адреса, с которого подали заявку.

Компания

Телефон

Вышлем код подтверждения

Эл. почта

Вышлем ссылку для входа

Нажимая кнопку, вы соглашаетесь с правилами использования и обработкой персональных данных

2.7. Генерация тепловой и электрической энергии

Группа Газпром — одна из крупнейших в Российской Федерации компаний по объему генерирующих активов, которые характеризуются установленной электрической мощностью 40,13 ГВт и тепловой мощностью 70,27 тыс. Гкал/ч.

Электроэнергетическими активами Группы управляет компания Газпром энергохолдинг. В конце 2019 г. Газпром энергохолдинг приобрел 100 % уставного капитала АО «РЭП Холдинг» — производителя оборудования для газотранспортных систем и электроэнергетических предприятий. Вхождение «РЭП Холдинга» в Газпром энергохолдинг позволит повысить эффективность взаимодействия изготовителя и заказчика и реализовать меры по локализации производства.

Газпром энергохолдинг является крупнейшим производителем тепловой энергии в России, обеспечивая теплоснабжение около 20 млн человек. Генерирующие объекты Группы расположены в 17 регионах России.

Общий объем производства Газпром энергохолдинга на территории России в 2019 г. составил 143,07 млрд кВт⋅ч электрической энергии, что на 2,4 % меньше, чем в 2018 г. Это связано в основном со снижением выработки на гидроэлектростанциях и с оптимизацией состава генерирующего оборудования. Производство тепловой энергии в 2019 г. составило 115,26 млн Гкал, что на 7,3 % ниже уровня 2018 г. Причиной снижения показателя стали аномально высокие температуры в зимний период. В 2019 г. компании Газпром энергохолдинга реализовали 152,83 млрд кВт⋅ч электрической энергии, 110,85 млн Гкал тепловой энергии.

В отчетном периоде Газпром энергохолдинг осуществлял экспортные поставки электроэнергии в Финляндию. Фактический объем экспортных поставок составил 0,72 млрд кВт⋅ч.

С более подробной информацией об объемах производства и реализации электроэнергии и тепла генерирующими компаниями Газпром энергохолдинга можно ознакомиться в Приложении 4

Основные продажи электрической энергии и мощности осуществляются на оптовом рынке. Покупателями являются крупные потребители, энергосбытовые (энергоснабжающие) организации и гарантирующие поставщики, которые приобретают электроэнергию или мощность для продажи конечным потребителям, в том числе населению.

Взаимодействие с крупными оптовыми потребителями происходит в основном на площадке Ассоциации «Некоммерческое партнерство Совет рынка по организации эффективной системы оптовой и розничной торговли электрической энергией и мощностью». В 2019 г. было проведено 16 заочных и 12 очных заседаний Наблюдательного совета Ассоциации.

Взаимодействие с потребителями тепловой энергии строится в зависимости от их категории.

В сфере теплоснабжения основную долю потребителей составляют жилищные организации — 60 %, бюджетные потребители, включая Минобороны Российской Федерации — 12 %, теплоснабжающие организации — 6 %, население — 4 %, прочие потребители — 18 %.

В большинстве компаний Газпром энергохолдинга взаимодействие с населением выделяется в отдельный бизнес-процесс соответствующего структурного подразделения, призванного обеспечить доступные условия и удобство для потребителей. Для улучшения качества взаимодействия разрабатываются и внедряются сервисы дистанционного обслуживания — колл-центры, личные кабинеты.

В 2019 г. в Москве с участием рекламных возможностей Московского метрополитена запущена масштабная информационная кампания, направленная на повышение грамотности потребителей в области теплоснабжения. Разработаны видеоролики об особенностях централизованного теплоснабжения, которые в доступной и популярной форме разъясняют некоторые особенности технологических процессов теплоснабжения.

Мониторинг, проводившийся по всем компаниям Газпром энергохолдинга в 2019 г. посредством опросов потребителей, выявил их высокий уровень удовлетворенности сервисом и оказываемыми услугами.

В 2019 г. отклонений от требований нормативных документов по качеству электроэнергии и тепловой энергии, повлиявших на безопасность потребителей, не зафиксировано.

В 2019 г., с введением в эксплуатацию энергоблока № 2 Грозненской ТЭС мощностью 184 МВт, завершилась масштабная инвестиционная программа по строительству новых генерирующих мощностей по договорам о предоставлении мощности (ДПМ). За период 2007–2019 гг. в рамках ДПМ Газпром ввел в эксплуатацию 9 ГВт мощностей: 18 парогазовых энергоблоков, 5 паросиловых энергоблоков, 8 гидроагрегатов и 6 газотурбинных установок.

Вне ДПМ приоритетными проектами в 2019 г. являлись: строительство Свободненской ТЭС для энергоснабжения Амурского ГПЗ и парогазовой ТЭС в г. Панчево (Сербия) мощностью около 200 МВт.

В 2020-2021 гг. запланировано ввести в эксплуатацию Свободненскую ТЭС, а также ТЭС в г. Панчево в Сербии. До 2022 г. планируется вывод из эксплуатации более 2 ГВт неэффективных мощностей.

Производство тепла | Инженерная библиотека

На этой странице представлена глава о тепловыделении из «Руководства по основам Министерства энергетики: термодинамика, теплопередача и поток жидкости», DOE-HDBK-1012/2-92, Министерство энергетики США, июнь 1992 г.

Другие связанные главы из «Справочника по основам Министерства энергетики: термодинамика, теплопередача и поток жидкости» можно увидеть справа.

Тепловыделение и выходная мощность в реакторе связаны между собой. Мощность реактора зависит от массового расхода теплоносителя и перепада температур в активной зоне реактора.

Производство тепла

Скорость тепловыделения в ядерной зоне прямо пропорциональна скорости деления топлива и присутствующему потоку тепловых нейтронов. На прямой термодинамической основе это же тепловыделение также связано с разницей температур жидкости в ядре и массовым расходом жидкости, проходящей через ядро. Таким образом, размер активной зоны реактора зависит и ограничивается тем, сколько жидкости может быть пропущено через активную зону для удаления генерируемой тепловой энергии. Многие другие факторы влияют на количество тепла, выделяемого в активной зоне реактора, но его предельная скорость генерации основана на том, сколько энергии может безопасно унести теплоноситель.

Скорость деления в ядерном реакторе контролируется несколькими факторами. Плотность топлива, поток нейтронов и тип топлива — все это влияет на скорость деления и, следовательно, на скорость тепловыделения. Следующее уравнение представлено здесь, чтобы показать, как скорость тепловыделения ($ \dot{Q} $) связана с этими факторами. Термины будут обсуждаться более подробно в модулях ядерной науки.

$$ \dot{Q} = G ~N ~\sigma_f ~\phi ~V_f $$

(2-14)

куда:

$ \точка{Q} $	=	скорость тепловыделения (БТЕ/сек)
Г	=	энергии, произведенной за одно деление (БТЕ/деление)
Н	=	количество ядер делящегося топлива/единица объема (атомов/см ³ )
о _ж	=	микроскопическое сечение деления топлива (см ² )
ϕ	=	поток нейтронов (н/см ² -сек)
В _ф	=	объем топлива (см ³ )

Тепловая мощность, вырабатываемая реактором, напрямую связана с массовым расходом теплоносителя реактора и перепадом температур в активной зоне. Связь между мощностью, массовым расходом и температурой представлена в уравнении 2-15.

$$ \dot{Q} = \dot{m} ~c_p ~\Delta T $$

(2-15)

куда:

$ \точка{Q} $	=	мощность тепловыделения (БТЕ/час)
$\точка{м}$	=	массовый расход (фунт/час)
с _р	=	Удельная теплоемкость системы теплоносителя реактора (Btu/lbm-°F)
ΔТ	=	разница температур по ядру (°F)

Для большинства типов реакторов (за исключением реакторов с кипящей водой) температура теплоносителя зависит от мощности реактора и расхода теплоносителя. Если скорость потока постоянна, температура будет напрямую зависеть от мощности. Если мощность постоянна, температура будет изменяться обратно пропорционально скорости потока.

Профили флюса

После определения типа и количества топлива устанавливается форма распределения потока нейтронов вдоль активной зоны. Необходимо определить как радиальное, так и осевое распределение потока. Радиальное распределение рассматривает поток от центра ядра к краям. Осевое распределение рассматривает поток снизу вверх по сердечнику. Как видно из уравнения 2-14, скорость деления напрямую влияет на скорость тепловыделения в активной зоне реактора. В основных областях с самым высоким потоком будет присутствовать самая высокая скорость тепловыделения.

Рисунок 14: Профиль осевого потока

На осевое и радиальное распределение потока влияет множество факторов, в том числе количество и тип регулирующих стержней, геометрия и размер активной зоны, концентрация поглотителей продуктов деления и свойства отражателя. Области пиковой выработки мощности в каждом распределении обычно возникают вблизи центра активной зоны, как показано на рисунках 14 и 15, но могут изменяться во время переходных процессов или по мере старения активной зоны.

Рисунок 15: Профиль радиального потока

На приведенных выше рисунках представлены профили потока нейтронов без учета влияния регулирующих стержней. После учета регулирующих стержней и отражателей профили потока становятся намного более плоскими, хотя пик по-прежнему приходится на центр.

Форма профилей может быть определена путем измерения отношения пикового потока к среднему потоку в распределении. Этот пиковый коэффициент называется коэффициентом горячего канала. Коэффициент горячего канала, равный 1,0, будет означать плоский профиль потока.

Температурные ограничения

Коэффициенты горячего канала представляют собой расчетные значения, используемые для учета различных неопределенностей допусков, используемых при изготовлении сердечника. Например, рассмотрим канал теплоносителя минимально допустимой ширины и длины, который оказывается примыкающим к топливной пластине с максимально допустимой загрузкой топлива. В этом канале у нас теперь было бы меньше воды, чем в среднем канале, получая больше тепла, чем в обычном канале теплоносителя. Для любых заданных значений мощности ядра и расхода этот гипотетический канал будет ближе всего к тепловому пределу. Таким образом, все конструктивные соображения основаны на коэффициенте горячего канала для каждого сердечника. Коэффициент теплового потока ядерного реактора (HFHCF) представляет собой отношение максимального теплового потока, ожидаемого в любой области, к среднему тепловому потоку для активной зоны. Коэффициент повышения ядерной энтальпии в горячем канале представляет собой отношение общего количества кВт, выделяемого тепла вдоль топливного стержня с наивысшим общим значением кВт, к общему количеству кВт среднего топливного стержня.

Таким образом, ограничение пикового значения потока в активной зоне напрямую связано с коэффициентом горячего канала. Однако при обсуждении профилей потока обычно имеют в виду «средние» значения потока в активной зоне, а не пики.

Средняя линейная плотность мощности

В ядерных реакторах топливо обычно распределено по отдельным компонентам, которые иногда напоминают стержни, трубы или пластины. Можно определить среднюю мощность, вырабатываемую на единицу длины компонента топлива, путем деления общей тепловой мощности активной зоны на общую длину всех компонентов топлива в активной зоне. Эта величина называется средней линейной плотностью мощности . Общепринятыми единицами измерения средней линейной плотности мощности являются кВт/фут.

Пример:

Рассчитайте среднюю линейную удельную мощность для всей активной зоны, если реактор мощностью 3400 МВт работает на полной мощности.

Основные данные:	каждый топливный стержень имеет длину 12 футов
	264 стержня/твэл
	193 ТВС в активной зоне

Решение:

$$ \text{Средняя линейная удельная мощность} = { \text{полная тепловая мощность} \over \text{общая длина твэлов} } $$ 96 ~\text{кВт} \over (12 ~\text{ft}) (264) (193) } \nonumber \\ &=& 5,56 ~\text{кВт/фут} \end{эквнаррай} $$

Максимальная местная линейная плотность мощности

Максимальная локальная линейная плотность мощности по сравнению со средней линейной плотностью мощности дает определение коэффициента горячего канала ядерного теплового потока. Коэффициент горячего канала ядерного теплового потока можно рассматривать как имеющий осевую и радиальную составляющие, которые зависят от плотности мощности и, таким образом, от потока в радиальной и осевой плоскостях активной зоны. Как только коэффициент горячего канала известен, можно определить максимальную локальную линейную плотность мощности в любом месте активной зоны, как показано в следующем примере.

Пример:

Если коэффициент горячего канала ядерного теплового потока равен 1,83, рассчитайте максимальную локальную линейную плотность мощности в активной зоне для предыдущего примера (задача о средней линейной плотности мощности).

Решение:

Максимальная линейная плотность мощности	=	HFHCF (средняя линейная плотность мощности)
	=	1,83 (5,56) кВт/фут
	=	10,18 кВт/фут

Обычно операторам ядерных установок предоставляются вышеуказанные распределения мощности и тепла в активной зоне, а не расчеты. Кроме того, всегда используются различные системы мониторинга, чтобы предоставить оператору средства мониторинга производительности ядра и близости существующих условий эксплуатации к ограничениям работы ядра.

Температурные профили

Дополнительными интересными областями являются профили температуры, обнаруженные в ядре. Типичный осевой профиль температуры вдоль канала теплоносителя для реактора с водой под давлением (PWR) показан на рисунке 16. Как и следовало ожидать, температура теплоносителя будет увеличиваться по всей длине канала.

Рисунок 16: Осевой профиль температуры

Однако скорость увеличения будет меняться вместе с линейным тепловым потоком канала. Плотность мощности и линейная тепловая мощность будут следовать форме потока нейтронов. Однако распределения температуры искажаются из-за изменяющейся способности теплоносителя отводить тепловую энергию. Поскольку температура теплоносителя повышается по мере его движения вверх по каналу, температура оболочки твэла и, следовательно, топлива выше в верхней приосевой области активной зоны.

Радиальный профиль температуры в активной зоне реактора (при условии, что потоки теплоносителя во всех каналах равны) будет в основном соответствовать радиальному распределению мощности. Области с наибольшей скоростью тепловыделения (мощностью) будут производить больше всего тепла и иметь самые высокие температуры. Радиальный профиль температуры для отдельного топливного стержня и канала охлаждающей жидкости показан на рисунке 17. Основная форма профиля будет зависеть от коэффициента теплопередачи различных используемых материалов. Разность температур по каждому материалу должна быть достаточной для передачи произведенного тепла. Следовательно, если мы знаем коэффициент теплопередачи для каждого материала и тепловой поток, мы можем рассчитать пиковые температуры топлива для заданной температуры охлаждающей жидкости.

Рис. 17. Профиль радиальной температуры поперек топливного стержня и канала охлаждающей жидкости

Объемная тепловая мощность источника

Суммарная тепловая мощность активной зоны реактора называется коэффициентом тепловыделения . Скорость тепловыделения, деленная на объем топлива, даст среднюю объемную силу теплового источника . Объемная тепловая мощность источника может быть использована для расчета теплоотдачи любой секции твэла, если известен объем секции.

$$ \text{Объемная тепловая мощность источника} = { \dot{Q}_{активная зона} \over V_{топливо} } $$

Замена топлива во время работы реактора

В процессе работы ядерного реактора с топливом происходят физические изменения, влияющие на его способность передавать тепло теплоносителю. Точные изменения, которые происходят, зависят от типа и формы топлива. В некоторых реакторах используются тепловыделяющие сборки, состоящие из трубок из циркаллового сплава, содержащих цилиндрические керамические таблетки диоксида урана. При изготовлении между топливными таблетками и циркаллоевой трубкой (оболочкой) оставляют небольшое пространство или зазор. Этот зазор заполнен сжатым гелием. Когда реактор работает на мощности, в топливе происходят некоторые физические изменения, влияющие на зазор между таблетками и оболочкой. Одно изменение происходит из-за высокого давления теплоносителя вне оболочки и относительно высокой температуры оболочки во время работы реактора. Высокая температура и высокое давление заставляют оболочку вдавливаться в гранулы в процессе, называемом 9.0141 ползучесть . Другое физическое изменение вызвано процессом деления. Каждое событие деления создает два атома продукта деления из атома топлива. Несмотря на то, что каждый атом продукта деления составляет примерно половину массы атома топлива, продукты деления занимают больший объем, чем исходный атом топлива. Продукты деления, представляющие собой газы, могут собираться вместе и образовывать небольшие пузырьки газа внутри топливной таблетки. Эти факторы вызывают набухание топливных таблеток, расширяя их относительно оболочки. Таким образом, два процесса набухания гранул и ползучести оболочки работают на уменьшение зазора между топливом и оболочкой.

Это изменение зазора между таблеткой и оболочкой оказывает существенное влияние на теплопередачу от топлива и рабочие температуры топлива. Первоначально в зазоре существует значительная разница температур, которая вызывает передачу тепла за счет конвекции через газообразный гелий. Поскольку размер зазора уменьшается, меньшая разница температур может поддерживать тот же тепловой поток. Когда топливные таблетки и оболочка соприкасаются, теплопередача за счет теплопроводности заменяет конвекцию, и разница температур между поверхностью топлива и оболочкой еще больше уменьшается. Из-за процессов набухания таблеток и ползучести оболочки температуры топлива некоторых реакторов со временем несколько снижаются, в то время как тепловой поток от топлива и, следовательно, мощность реактора остаются постоянными.

Не все изменения, происходящие с топливом во время работы реактора, способствуют увеличению теплопередачи. Если химический состав хладагента тщательно не контролируется в соответствующих пределах, на поверхности плакирования могут происходить химические реакции, приводящие к образованию слоя продуктов коррозии или накипи между металлом плакирования и хладагентом. Как правило, этот слой будет иметь более низкую теплопроводность, чем у плакированного материала, поэтому он будет действовать как изолирующее покрытие, уменьшая теплопередачу.

Если позволить этому коррозионному слою образоваться, потребуется большая разница температур между охлаждающей жидкостью и топливом для поддержания того же теплового потока. Следовательно, работа на том же уровне мощности вызовет более высокие температуры топлива после накопления продуктов коррозии и нагара.

Что такое тепловыделение – определение

Необходимо поддерживать баланс между тепловыделением и теплоотводом, чтобы предотвратить эти температуры, которые могут привести к выходу из строя топлива или других конструкционных материалов. Теплотехника

Выработка тепла в ядерных реакторах

Как было написано, атомная электростанция (атомная электростанция) выглядит как стандартная тепловая электростанция за одним исключением. Источником тепла на АЭС является ядерный реактор . Как это обычно бывает на всех обычных тепловых электростанциях, тепло используется для выработки пара, который приводит в действие паровую турбину, соединенную с генератором, вырабатывающим электроэнергию. Но на атомных электростанциях реакторы производят огромное количество тепла (энергии) в небольшом объеме . Плотность выработки энергии очень большая и это предъявляет требования к его системе теплопередачи (система теплоносителя реактора). В активных зонах промышленных реакторов на распределение потока существенно влияют многие факторы. Просто в коммерческом энергетическом реакторе при работе на мощности нет косинуса и J0.

Для стационарной работы реактора необходимо отводить все выделяющееся в системе тепло так же быстро, как и производится . Это достигается путем пропускания жидкого или газообразного хладагента через активную зону и через другие области, где выделяется тепло. Теплопередача должна быть равна или превышать скорость тепловыделения, иначе может произойти перегрев и возможное повреждение топлива. Характер и работа этой системы теплоносителя являются одним из наиболее важных факторов при проектировании ядерного реактора.

Следует отметить, что с чисто ядерной точки зрения теоретически не существует верхнего предела тепловой мощности реактора, который может быть достигнут любым критическим реактором, имеющим достаточный запас реактивности для преодоления его отрицательных температурных обратных связей. В каждом ядерном реакторе прямая пропорциональность между нейтронным потоком и тепловой мощностью реактора . Обычно используется термин «тепловая мощность», поскольку он означает скорость, с которой в активной зоне реактора выделяется тепло в результате деления топлива. Кроме того, в течение короткого периода времени критический реактор не должен иметь большой избыток реактивности, как в случае быстрых скачков реактивности.

Короче говоря, практически любой реактор способен превзойти возможности теплоотвода своей системы теплоносителя. За пределами этой точки топливо будет нагреваться и может достигать очень высоких температур. Оператор реактора и системы безопасности реактора должны избегать этой ситуации. Важно, чтобы тепловыделение – баланс теплоотвода должен поддерживаться для предотвращения таких температур, которые могут привести к выходу из строя топлива или других конструкционных материалов. В реакторостроении теплогидравлика ядерных реакторов описывает усилия, связанные с сочетанием теплопередачи и гидродинамики для достижения желаемой скорости отвода тепла от активной зоны как в нормальных условиях эксплуатации, так и в аварийных условиях.

Производство тепла в топливных элементах

В ядерных реакторах имеется прямая пропорциональность между нейтронным потоком и тепловой мощностью реактора . Эта пропорциональность определяется скоростью реакции деления в единице объема ( RR = Ф . Σ ). Скорость реакции деления в ядерном реакторе контролируется несколькими факторами. Предположим для простоты, что делящийся материал равномерно распределен в реакторе. В этом случае макроскопические сечения не зависят от положения. Умножение скорость реакции деления в единице объема ( RR = Ф . Σ ) на общий объем активной зоны (V) дает нам общее количество реакций происходящих в активной зоне реактора в единицу времени. Но мы также знаем, что количество энергии, выделяемой на одну реакцию деления, составляет около 90 257 200 МэВ/деление 90 258 . Теперь можно определить скорость выделения энергии (мощность) за счет реакции деления. Это дается следующим уравнением:

П = РР . Е _р . V = Ф . Σ _f . Е _р . V = Ф . N _U235 . σ _f ²³⁵ . Е _р . V

где:

P – мощность реактора (МэВ.с ^-1 )

Ф – поток нейтронов (нейтронов.см ^-2 .s ^-1 )

σ – microscopic cross section (cm ² )

N – atomic number density (atoms. cm ^-3 )

Er – the average recoverable energy per fission (MeV / fission)

V – total volume of the core (m ³ )

Скорость реакции и мощность реактора

Типовой тепловой реактор содержит около 100 тонн урана со средним обогащением 2% 5 обогащения 902 2 8 (не путать его со свежим топливом ). Если мощность реактора 3000 МВт _ом, определить скорость реакции и средний тепловой поток активной зоны .

Решение:

Количество делящегося вещества ²³⁵ U на объем активной зоны реактора.

м ₂₃₅ [г/керн] = 100 [метрических тонн] x 0,02 [г ²³⁵ U / г U]. 10 ⁶ [г/метрическая тонна] = 2 x 10 ⁶ грамм ²³⁵ U на объем активной зоны реактора

Атомный номер плотности ²³⁵ U в объеме активной зоны реактора: 50 5 0 2 3

9 N

N 2 V = м ₂₃₅ . N _A / M ₂₃₅
= 2 x 10 ⁶ [г 235 / сердцевина] x 6,022 x 10 ²³ [атомов/моль] / 235 [г/моль] = 5,13 x 10 ²⁷ Атомы / ядро 
Микроскопическое поперечное сечение деления ²³⁵ U (для тепловых нейтронов):

σ _F ²³⁵ = 58557

В среднем. В среднем = 58557

. на ²³⁵ деление U:

E _r = 200,7 МэВ/деление

0258 . Количество энергии сильно зависит от ядра, подлежащего делению, а также сильно зависит от кинетической энергии падающего нейтрона. Для расчета мощности реактора необходимо уметь точно идентифицировать отдельных составляющих этой энергии . Во-первых, важно различать общую энергию, выделяемую , и энергию, которая может быть восстановлена в реакторе .

Суммарная выделившаяся энергия при делении можно рассчитать из энергий связи начального ядра-мишени, подлежащего делению, и энергий связи продуктов деления. Но не вся полная энергия может быть восстановлена в реакторе. Например, около 10 МэВ высвобождается в виде нейтрино (фактически антинейтрино). Поскольку нейтрино слабо взаимодействуют (с чрезвычайно низким поперечным сечением любого взаимодействия), они не вносят вклада в энергию, которую можно восстановить в реакторе.

Как видно из таблицы, полная энергия, выделяемая в реакторе, составляет около 210 МэВ на ²³⁵ деления U, распределенная, как показано в таблице. В реакторе средняя восстанавливаемая энергия на одно деление составляет около 200 МэВ , что представляет собой полную энергию за вычетом энергии энергии антинейтрино, которые излучаются. Это означает, что примерно 3,1 ⋅ 10 ¹⁰ делений в секунду требуется для получения мощности 1 Вт . Поскольку 1 грамм любого делящегося материала содержит примерно 2,5 x 10 ²¹ ядер , при делении 1 грамма делящегося материала получается примерно 1 мегаватт-день энергии (2МВт·д) 90,58 тепловой энергии 90. источников энергии при работе водо-водяного реактора

Как видно из описания отдельных составляющих общей энергии энергии, выделяемой в ходе реакции деления, имеется значительное количество энергии, генерируемой за пределами 0258 ядерное топливо (наружные твэлы). В частности, кинетическая энергия мгновенных нейтронов в значительной степени генерируется в теплоносителе ( замедлителе ) . Это явление необходимо учитывать в ядерных расчетах. Отражатель нейтронов внутри активной зоны реактора LWR. Это только иллюстративный пример.

Для легководных реакторов общепринято, что около 2,5% общей энергии рекуперируется в замедлителе . Эта доля энергии зависит от материалов, их расположения внутри реактора и, следовательно, от типа реактора.

Следует также добавить, что другие внутренние устройства реактора должны быть достаточно охлаждены, чтобы предотвратить перегрев их конструкционных материалов. Одним из наиболее уязвимых компонентов является отражатель нейтронов, особенно тяжелый отражатель. Выполняя роль нейтронного экрана, тяжелый отражатель нагревается за счет поглощения гамма-излучения. Во избежание перегрева тепло в рефлекторе отводится водой, протекающей через охлаждающие каналы, просверленные в рефлекторе.

См. также: Энерговыделение при делении

См. также: Остаточное тепло

Тепловыделение — микроскопический вид

См. также: Взаимодействие тяжелых заряженных частиц

Поскольку электромагнитное взаимодействие распространяется на некоторое расстояние, нет необходимости легкая или тяжелая заряженная частица может совершить прямое столкновение с атомом. Они могут передавать энергию, просто проходя рядом с . Тяжелые заряженные частицы , такие как осколки деления или альфа-частицы взаимодействуют с веществом в основном за счет кулоновских сил между их положительным зарядом и отрицательным зарядом электронов с атомных орбиталей. С другой стороны, внутренняя энергия атома 90 257 квантуется 90 258 , поэтому может быть передано только определенное количество энергии. Как правило, заряженные частицы переносят энергию в основном путем:

Возбуждения. Заряженная частица может передавать энергию атому, поднимая электроны на более высокие энергетические уровни.
Ионизация. Ионизация может произойти, когда заряженная частица имеет достаточно энергии, чтобы удалить электрон. Это приводит к созданию ионных пар в окружающем веществе.

Для создания пар требуется энергия, которая теряется из-за кинетической энергии заряженной частицы, заставляющей ее замедляться . Положительные ионы и свободные электроны, созданные при прохождении заряженной частицы, воссоединятся, высвобождая энергию в виде тепла (например, энергию колебаний или энергию вращения атомов). Это принцип, по которому осколки деления нагревают топливо в активной зоне реактора. Существуют значительные различия в способах потери и рассеяния энергии между прохождением легких заряженных частиц, таких как позитроны и электроны, и тяжелых заряженных частиц, таких как осколки деления, альфа-частицы, мюоны. Большинство этих различий основано на разной динамике процесса столкновения. В общем, когда тяжелая частица сталкивается с гораздо более легкой частицей (электронами на атомных орбиталях), законы сохранения энергии и импульса предсказывают, что только небольшая часть энергии массивной частицы может быть передана менее массивной частице. Фактическое количество переданной энергии зависит от того, насколько близко заряженные частицы проходят через атом, а также от ограничений, связанных с квантованием уровней энергии.

Расстояние, необходимое для остановки частицы, называется радиусом действия. Диапазон осколков деления в твердых телах составляет всего несколько микрон , и, таким образом, большая часть энергии деления превращается в тепло очень близко к точке деления. В случае газов диапазон увеличивается до нескольких сантиметров в зависимости от параметров газа (плотность, тип газа и т. д.). Траектория тяжелых заряженных частиц не сильно изменяется, поскольку они взаимодействуют с электронами легких атомов. Другие заряженные частицы, такие как альфа-частицы, ведут себя аналогично, за одним исключением — для более легких заряженных частиц пробег несколько больше.

Распределение мощности в активных зонах обычных реакторов

Следует отметить, что форма потока, полученная на основе теории диффузии, является только теоретическим случаем в однородном гомогенном цилиндрическом реакторе при низких уровнях мощности (при « критичности нулевой мощности »). Мы неявно предполагали, что активная зона, состоящая из тысяч топливных и управляющих элементов, теплоносителя и конструкции, может быть представлена некоторой эффективной однородной смесью. Это очень сильное предположение , так как не учитывает неоднородность ядра.

См. также: Уравнение диффузии – реактор с конечными цилиндрами

В активных зонах коммерческих реакторов на распределение потока существенно влияют многие факторы. Одним из важнейших аспектов является неоднородность топливно-замедлительной сборки. Эта проблема очень сложна и описана отдельно в:

См. также: Распределение питания

Температурные пределы

Температура в работающем реакторе меняется от точки к точке в системе. Как следствие всегда есть один твэл и один локальный объем , которые горячее чем все остальные. Для ограничения этих горячих точек должны быть введены пределы пиковой мощности . Пределы пиковой мощности связаны с такими явлениями, как выход из пузырькового кипения и с условиями, которые могут привести к расплавлению топливных таблеток.

Поэтому распределение мощности внутри ядра должно быть должным образом ограничено. These limitations are usually divided into two basic categories:

Limitation of global power distribution
Axial flux difference
Power tilt
Limitation of local power distribution
Local Heat Flux
Повышение энтальпии в горячем канале

Дельта Т теплоносителя реактора – Энергетический баланс

Еще одно очень полезное соотношение заключается в том, что тепловая мощность, производимая реактором, напрямую связана с массовым расходом теплоносителя реактора и разностью температур в активной зоне.

На прямой термодинамической основе это тепловыделение также связано с перепадом температур жидкости в активной зоне и массовым расходом жидкости, проходящей через активную зону. Таким образом, размер активной зоны реактора зависит от малого количества жидкости, которое может быть пропущено через активную зону для отвода генерируемой тепловой энергии, и ограничивается им. Обратите внимание, что в PWR температура активной зоны на выходе ограничена. В типичном реакторе с водой под давлением горячий теплоноситель первого контура ( вода 330°С; 626°F ) закачивается в парогенератор через первичный вход. Это требует поддержания очень высокого давления, чтобы вода оставалась в жидком состоянии. Для предотвращения закипания теплоносителя первого контура и обеспечения запаса по переохлаждению (разнице между температурой компенсатора давления и максимальной температурой в активной зоне) для реакторов PWR характерно давление около 16 МПа. Корпус реактора является ключевым компонентом, который ограничивает тепловую эффективность каждой атомной электростанции, поскольку корпус реактора должен выдерживать высокое давление. Многие другие факторы влияют на количество тепла, выделяемого в активной зоне реактора, но его предельная скорость генерации основана на том, сколько энергии может безопасно унести теплоноситель.

Температурный профиль – ядерное топливо

См. также: Температура поверхности оболочки

В большинстве PWR используется урановое топливо , которое находится в форме диоксида урана . Диоксид урана представляет собой полупроводниковое твердое вещество черного цвета с очень низкой теплопроводностью. С другой стороны, диоксид урана имеет очень высокую температуру плавления и хорошо известное поведение. UO ₂ прессуют в цилиндрические таблетки , которые затем спекают в твердое тело.

Эти цилиндрические таблетки затем загружаются и герметизируются внутри топливного стержня (или топливной стержни), который изготовлен из сплавов циркония из-за его очень низкого поперечного сечения поглощения (в отличие от нержавеющей стали). Поверхность трубы, которая покрывает таблетки, называется оболочкой твэла .

См. также: Теплопроводность диоксида урана

Тепловое и механическое поведение топливных таблеток и топливных стержней составляют одну из трех ключевых дисциплин проектирования. Ядерное топливо эксплуатируется в очень неблагоприятных условиях (термических, радиационных, механических) и должно выдерживать условия эксплуатации, превышающие нормальные. Например, температура в центре топливных таблеток достигает более 1000°C (1832°F), что сопровождается выбросами продуктов деления. Поэтому детальное знание распределения температуры внутри одного твэла необходимо для безопасной эксплуатации ядерного топлива. В этом разделе мы изучим уравнение теплопроводности в цилиндрических координатах с использованием граничного условия Дирихле с заданной температурой поверхности (т. е. с использованием граничного условия Дирихле). Комплексный анализ профиля температуры твэлов будет рассмотрен в отдельном разделе.

Температура в центре топливной таблетки
Рассмотрим топливную таблетку радиусом r _U = 0,40 см , в которой происходит равномерное и постоянное тепловыделение в единице объема, q _В [Вт/м ³ ] . Вместо объемного тепловыделения q _V [Вт/м ³ ] инженеры часто используют линейное тепловыделение , q _L [Вт/м] , которое представляет собой тепловыделение одного метра топливного стержня. Линейный расход тепла можно рассчитать из объемного расхода тепла по формуле:
Осевая линия принимается за начало координат r. Из-за симметрии в направлении z и в азимутальном направлении мы можем разделить переменные и упростить эту задачу до одномерная задача . Таким образом, мы будем решать только температуру как функцию радиуса, T(r) . Для постоянной теплопроводности k соответствующая форма цилиндрического уравнения теплопроводности имеет вид:
Общее решение этого уравнения:
интеграция.
Рассчитайте распределение температуры, T(r) , в этой топливной таблетке, если:
температура на поверхности топливной таблетки T _U = 420°C
радиус топливной таблетки r _U = 4 мм .
усредненная проводимость материала k = 2,8 Вт/м·K (соответствует диоксиду урана при 1000°C)
линейная скорость нагрева q _L = 300 Вт/см q _В = 597 x 10 ⁶ Вт/м ³
В этом случае поверхность поддерживается при заданных температурах T _U . Это соответствует граничному условию Дирихле. Кроме того, эта задача термически симметрична, и поэтому мы можем использовать также граничное условие тепловой симметрии. Константы могут быть оценены с помощью подстановки в общее решение и имеют вид:
Результирующее распределение температуры и температура на центральной линии (r = 0) (максимальная) в этой цилиндрической топливной таблетке при этих конкретных граничных условиях будут:
Радиальный тепловой поток на любом радиусе, q _r [Вт·м ^-1 ], в цилиндре, конечно, можно определить, используя распределение температуры и закон Фурье. Заметим, что при тепловыделении тепловой поток уже не зависит от r.
На следующем рисунке показано распределение температуры в топливной таблетке при различных уровнях мощности.
______
Температура в работающем реакторе меняется от точки к точке в системе. Как следствие, всегда один твэл и один местный объем , которые горячее чем все остальные. Для ограничения этих горячих точек должны быть введены пределы пиковой мощности . Ограничения пиковой мощности связаны с кризисом кипения и с условиями, которые могут вызвать расплавление топливных таблеток. Однако металлургические соображения налагают верхние пределы на температуру оболочки твэла и топливной таблетки. Выше этих температур существует опасность повреждения топлива. Одной из основных задач при проектировании ядерных реакторов является обеспечение отвода тепла, выделяемого при желаемом уровне мощности, при обеспечении того, чтобы максимальная температура топлива и максимальная температура оболочки всегда были ниже этих заданных значений.

Ссылки:
Теплопередача:
Основы тепломассообмена, 7-е издание. Теодор Л. Бергман, Эдриенн С. Лавин, Фрэнк П. Инкропера. John Wiley & Sons, Incorporated, 2011. ISBN: 9781118137253.
Тепло- и массообмен. Юнус А. Ценгель. McGraw-Hill Education, 2011. ISBN: 9780071077866.
Министерство энергетики, термодинамики, теплопередачи и потока жидкости США. Справочник по основам Министерства энергетики, том 2 из 3. Май 2016 г.
Ядерная и реакторная физика:
Дж. Р. Ламарш, Введение в теорию ядерных реакторов, 2-е изд., Addison-Wesley, Reading, MA (1983).
Дж. Р. Ламарш, А. Дж. Баратта, Введение в ядерную технику, 3-е изд., Prentice-Hall, 2001, ISBN: 0-201-82498-1.
WM Стейси, Физика ядерных реакторов, John Wiley & Sons, 2001, ISBN: 0-471-39127-1.
Гласстоун, Сезонске. Разработка ядерных реакторов: разработка реакторных систем, Springer; 4-й выпуск, 1994, ISBN: 978-0412985317
WSC Уильямс. Ядерная физика и физика элементарных частиц. Кларендон Пресс; 1 издание, 1991 г., ISBN: 978-0198520467
Г. Р. Кипин. Физика ядерной кинетики. Паб Эддисон-Уэсли.
No related posts.