Всего на сайте:
148 тыс. 196 статей

Главная | Управление и эксплуатация транспортных средств

КОРАБЕЛЬНЫЕ ГЕНЕРАТОРЫ ЭНЕРГИИ, Генераторы тепловой энергии  Просмотрен 342

КОРАБЕЛЬНЫЕ ГЕНЕРАТОРЫ ЭНЕРГИИ

Генераторы тепловой энергии

Генераторами тепловой энергии на корабле являются паровые котлы (котельные установки) или ядерные реакторы.

Котельные установки (КУ) делятся на главные, вспомогательные и утилизационные.

 

Главные паровые котлы обеспечивают работу главных паровых двигателей, а на ходовом режиме — всех потребителей тепловой энергии.

Главные судовые паровые котлы должны обладать высокой степенью надежности в работе, выдерживая быстрое изменение режима работы, а для обеспечения форсированного хода судна временно увеличивать паропроизводительность сверх нормального количества.
На судах в качестве главных паровых котлов применяют в большинстве случаев водотрубные котлы. Поверхность нагрева водотрубных котлов составляют трубы, заполненные водой и омываемые снаружи горячими газами, получаемыми в результате горения топлива. В отличие от труб водотрубных котлов трубы огнетрубных котлов, наоборот, омываются горячими газами изнутри, а снаружи находится вода, подлежащая испарению. На судах находят применение также и комбинированные котлы, по своей конструкции близкие к огнетрубным, но имеющие элементы и водотрубных котлов.
Котлы бывают с естественной и принудительной циркуляцией воды. Прямоточными котлами называются такие, у которых при принудительной циркуляции воды она за один раз прохождения по трубкам полностью превращается в пар.

Суда неограниченного района плавания с паротурбинными установками (ПТУ) комплектуются не менее чем двумя главными котлами. В ПТУ высокого давления с промежуточным перегревом пара используется блочная схема ко­тел-турбина. В современных судовых ПТУ применяются котлы с повышенным давлением пара 4,0…6,0 МПа, температурой пара 460…480 °С и высоким давлением пара 8…9 МПа при температуре 510…525 °С, с естественной циркуляцией и имеющие КПД 91…96 %.

Поскольку котлотурбинные установки в гражданском флоте вытеснены дизелями, а на военных кораблях они заменяются газотурбинными и комбинированными, главные котлы сохраняются как резервные на судах и кораблях с ядерной энергетической установкой.

Вспомогательные паровые котлы предназначены для выработки пара, потребляемого вспомогательными механизмами, аппаратами и устройствами дизельных и газотурбинных установок, для обеспечения хозяйственно-бытовых и общекорабельных нужд. Для пропульсивных комплексов, основанных на паротурбинных установках, вспомогательные котлы играют роль резервных, кроме того, они обеспечивают паром потребителей на стояночных режимах.

Утилизационные паровые котлы предназначены для выработки пара за счет утилизации теплоты выпускных газов дизельных и газотурбинных двигателей.

Пар, вырабатываемый утилизационными котлами, может использоваться на общесудовые нужды (отопле­ние, хозяйственно-бытовые нужды, подогрев перевози­мых нефтепродуктов и т. д.), для выработки электро­энергии, а также для привода дополнительной паровой турбины, работающей на один вал с главным двигате­лем.

Внешний вид утилизационного котла на главном газотурбинном агрегате пр. 1164 показан на рис.

(9.4).

Помимо паровых котлов для генерации тепловой энергии на кораблях и судах используются ядерные реакторы. Основные преимущества атомной энергетической установки (ЯЭУ):

- ЯЭУ не ну­ждаются в подводе к ним воздуха и посто­янном отводе наружу больших количеств отработанных газов. Для надводных кораблей это свойство да­ет возможность улучшить их конструкцию и эксплуатацию. Отпадает необходи­мость в дымовой трубе, шахтах котельной вентиляции; палубы не подвергаются за­дымлению; появляется возможность дли­тельной герметизации обитаемых поме­щений;

- увеличение во много раз автономности и дальности плавания кораблей с ЯЭУ по сравне­нию с обычными кораблями;

- ЯЭУ отличаются постоянной готовностью к действию, вы­сокой маневренностью, удобством обслуживания;

- использование атомных реакторов в каче­стве основного источника энергии кора­бельных энергетических установок способ­ствует повышению их термодинамической экономичности. Достаточно отметить, что в ЯЭУ отсутствует потеря тепла с уходя­щими газами, составляющая в современ­ных установках 7–30 %.

К основным недостаткам ЯЭУ можно отнести следующее:

- большая сложность и стоимость эксплуатации и ремонта, необходимость иметь большее количество эксплуатационного пер­сонала высокой квалификации (с учетом персонала службы радиа­ционной безопасности);

- большая стоимость оборудования установки (при одинаковой мощности);

- больший вес установки (при одинаковой мощности), обуслов­ленный необходимостью иметь конструктивную биологическую защиту от радиоактивных излучений реакторной установки.

- необходимость специальных технических средств и соору­жений для удаления и захоронения радиоактивных отходов.

К специальным требованиям, которым, кроме общих для всех судовых энергетических установок, должны удовлетворять судо­вые ЯЭУ, относятся:

- полная радиационная безопасность для людей, находящихся на судне и вблизи его;

- исключение радиоактивного заражения акваторий и бере­говой территории при стоянках атомного судна в портах и базах, а также водных пространств во время плавания судна;

- простота и удобство выполнения операций перезарядки реакторов ядерным топливом.

Особое внимание при использовании ЯЭУ уделяется радиационной безопасности.

Комплекс конструктивной биологической защиты реактора обычно условно разделяют на две части: тепловую защиту и собст­венно биологическую защиту.

Тепловая защита имеет целью резко снизить интенсивность излучения быстрых нейтронов и первичного излучения актив­ной зоны. Поэтому она располагается непосредственно за активной зоной или за отражателем (при наличии его). Она выполняется обычно из нескольких слоев жаропрочной нержавеющей стали, расположенных внутри корпуса реактора и омываемых теплоносителем. Корпус реактора также является элементом тепловой защиты. В водо-водяных реакторах тепловая защита может одновременно использоваться в качестве отражателя ней­тронов.

Собственно биологическая защита имеет целью последующее ослабление излучения до уровня, безопасного для обслуживаю­щего персонала. В судовых водо-водяных реакторах она обычно выполняется в виде железо-водной защиты, располагающейся за корпусом реактора, и представляет собой чередующиеся слои тяжелых и водородсодержащих материалов. В ней также выде­ляется тепло, хотя и значительно меньше, чем в тепловой защите; для отвода этого тепла предусматривается специальный контур охлаждения.

Защита судовых реакторов со стороны днища судна обычно выполняется в виде стальных плит и емкостей, заполненных во­дой, а верхняя защита — из стальных листов в сочетании со спе­циальным бетоном и другими водородсодержащими материалами.

Для уменьшения габаритов и веса биологической защиты реак­тора целесообразно использовать в качестве ее элементов «необслу­живаемое» оборудование и конструкции (фильтры, парогенера­торы, цистерны и др.), располагая их вокруг реактора.

Кроме указанных видов биологической защиты реактора, на атомных судах нередко сооружается общий контур внешней за­щиты, в котором располагается все оборудование реакторной (паропроизводительной) установки, не требующее систематиче­ского наблюдения со стороны обслуживающего персонала. За пределами этого контура защиты все виды радиоактивных излуче­ний имеют уровень, полностью безопасный для персонала. Кон­структивно контур выполняется в виде специального герметичного контейнера или бокса.

Для судов с атомной подсистемой «Энергия» следует предусматривать спе­циальные хранилища с биологической защитой для хранения жидких, твердых и мягких радио­активных отходов.

Предыдущая статья:Коммуникативные качества речи Следующая статья:Генераторы электроэнергии
page speed (0.0107 sec, direct)