Энергетический баланс реактора
Описание схемы энергетических потоков реактора, работающего в адиабатическом режиме. Расчет теплового баланса ректора гидроочистки. Определение критических температур и давления газосырьевой смеси в установке. Определение энтальпии потока из реактора.
| Рубрика | Физика и энергетика |
| Вид | реферат |
| Язык | русский |
| Дата добавления | 21.01.2014 |
| Размер файла | 178,7 K |
Отправить свою хорошую работу в базу знаний просто. Используйте форму, расположенную ниже
Студенты, аспиранты, молодые ученые, использующие базу знаний в своей учебе и работе, будут вам очень благодарны.
Размещено на http://www.allbest.ru/
1
ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ БАЛАНС РЕАКТОРА
температура давление энтальпия реактор гидроочистка
Реактор работает в адиабатическом режиме.
Схема энергетических потоков представлена на рисунке 9.1.
Рисунок 6.1 - Схема тепловых потоков реактора - тепло, вносимое в реактор с газосырьевой смесью; - тепло, реакции гидроочистки; - тепло, отводимое из реактора газопродуктовой смесью;- тепло, идущее в окружающую среду.
Уравнение теплового баланса реактора гидроочистки можно представить в виде следующей формулы
(1)
Целью расчета является определение температуры смеси на выходе из реактора. Для этого задаемся температурами входа (Твх) и выхода (Твых) из реактора. Дальнейшими расчетами оценим принятые температуры. По данным работы установки принимаем:
Температура смеси на входе в реактор, Твх - 633 К
Давление на входе в реактор, Рвх - 3,3 МПа
Температура на выходе из реактора, Твых - находим
Давление на выходе из реактора, Рвых - 3,1 МПа
Энтальпию паров сырья и продуктов реакции определяем по формуле
,
где - энтальпии потоков при температуре и температуре и давлении потоков, кДж/кг;
- энтальпия нефтепродукта при нормальных условиях, кДж/кг;
- поправка на энтальпию паров, кДж/кг.
Разность энтальпий нефтяных фракций при повышенных давлениях и температурах зависит от приведенных параметров ( Рпр и Тпр) /2, стр. 34/
Тпр = Т / Ткр,
Рпр = Р / Ркр,
где Т - температура системы, К;
Р - давление системы, МПа;
Ткр - критическая температура у/в, К;
Ркр - критическое давление у/в, МПа.
Критические температуры и давления индивидуальных у/в определяются экспериментально, они приводятся в справочниках. Расчет энтальпии газосырьевой смеси сводим в таблицу.
Таблица 9.1 - Энтальпия газосырьевой смеси при 663 К и 3,3 МПа
|
Компоненты |
Массовая доля, |
,К |
, МПа |
||||||||
|
Н2 |
0,025 |
- |
- |
- |
- |
- |
- |
5209,00 |
5209,00 |
130,23 |
|
|
СН4 |
0,011 |
190,4 |
4,60 |
3,32 |
0,72 |
0,85 |
10,12 |
992,95 |
982,83 |
10,81 |
|
|
С2Н6 |
0,016 |
305,2 |
4,88 |
2,07 |
0,68 |
1,59 |
16,22 |
864,80 |
848,58 |
13,58 |
|
|
С3Н8 |
0,005 |
369,7 |
4,25 |
1,71 |
0,78 |
2,70 |
22,69 |
855,81 |
833,12 |
4,13 |
|
|
С4Н10 |
0,002 |
425,0 |
3,79 |
1,49 |
0,87 |
4,18 |
30,63 |
847,89 |
817,26 |
1,63 |
|
|
СnH2n+2 |
0,710 |
737 |
3,93 |
0,86 |
0,84 |
14,00 |
50,00 |
1109,95 |
1059,95 |
752,57 |
|
|
CnH2n |
0,074 |
736 |
3,96 |
0,86 |
0,83 |
15,00 |
54,00 |
1110,85 |
1056,85 |
78,21 |
|
|
CnH2n-6 |
0,149 |
735 |
4,02 |
0,86 |
0,82 |
16,00 |
58,00 |
1110,40 |
1052,40 |
156,81 |
|
|
R-SH |
0,008 |
642 |
2,55 |
0,99 |
1,29 |
20,95 |
92,00 |
1080,50 |
988,50 |
7,91 |
|
|
Итого |
1,000 |
- |
- |
- |
- |
- |
- |
- |
- |
1155,88 |
Определяем - тепло, вносимое в реактор с газосырьевой смесью при температуре 633 К и давлении 3,3 МПа, по формуле /3, стр. 265/
, (2)
где - количество газосырьевой смеси, поступающей в реактор, кг/с;
- энтальпия газосырьевой смеси на входе в реактор, кДж/кг.
кг/ч - количество газосырьевой смеси, поступающей в 2 реактора. Тогда количество газосырьевой смеси, поступающей в один реактор равен
кг/ч,
кг/с,
кВт.
определяем по уравнению
, (3)
где - массовые коэффициенты, представляющие собой массовые выходы продуктов, % (масс.);
- теплота разрыва одной связи С - S с гидрированием образовавшихся молекул в результате реакции, кДж/моль.
Для реальных процессов гидрирования, которые проходят при температуре 360 - 380 0С можно принять кДж/моль. Тогда
, (4)
где - молекулярная масса сырья, г/моль;
- молекулярные массы компонентов, г/моль;
- массовые выходы продуктов, % (масс.).
Из материального баланса реакторного блока, имеем:
- выход нестабильной дизельной фракции 98,799% (масс.);
- выход у/в С1-С4 4,142 % (масс.);
- выход сероводорода 0,940 % (масс.);
- непрореагировавший водород 2,417 % (масс.).
Молекулярную массу смеси на выходе из реактора определяем по формуле Крега
,
где - относительная плотность сырья при 15 0С, г/см3
,
где - относительная плотность гидроочищенного дизельного топлива, г/см3;
- средняя температурная поправка для подсчета плотности жидких нефтепродуктов.
г/см3
г/моль.
Рассчитываем тепловой эффект по формуле (4)
кДж/кг.
Из литературных данных /3, стр. 123/ известно, что тепловой эффект реакций гидроочистки лежит в пределах 20 - 87 кДж/кг.
Рассчитываем тепло, выделяемое при реакциях гидроочистки (), по формуле
, (5)
где - количество сырья в реакторе, кг/с;
- тепловой эффект реакции гидроочистки, кДж/кг.
кВт.
Потери тепла в окружающую среду (), принимаем 1 % от приходящего тепла с газосырьевой смесью (), тогда получим
кВт.
Из уравнения теплового баланса реактора, находим количество тепла отводимое газопродуктовой смесью ()
,
кВт.
, (6)
где - количество газосырьевой смеси, кг/ч;
- энтальпия потока на выходе из реактора, кДж/кг.
,
кДж/кг.
Для определения значения температуры выхода потока покидающего реактор, необходимо построить вспомогательный график зависимости энтальпии от температуры. Для построения графика задаемся двумя значениями температуры 613 и 653 К.
Энтальпии по расчету при этих температурах сведем в таблицу.
Таблица 9.2 - Энтальпия потока из реактора
|
Компоненты |
Массовая для, уi |
Энтальпия, кДж/кг |
||||
|
613 К |
653 К |
|||||
|
qт |
q*уi |
qт |
q*уi |
|||
|
Н2 |
0,0230 |
4920,2 |
113,17 |
5499,79 |
126,50 |
|
|
СН4 |
0,0170 |
915,45 |
15,56 |
1050,74 |
17,87 |
|
|
С2Н6 |
0,0092 |
900,25 |
8,28 |
909,79 |
8,37 |
|
|
С3Н8 |
0,0066 |
767,50 |
5,07 |
888,14 |
5,86 |
|
|
С4Н10 |
0,0041 |
759,57 |
3,11 |
880,64 |
3,61 |
|
|
С5 - С10 |
0,0083 |
1072,86 |
8,91 |
1201,40 |
9,97 |
|
|
СnH2n+2 |
0,7558 |
1010,6 |
763,81 |
1123,25 |
848,95 |
|
|
CnH2n |
0,0186 |
1008,9 |
18,77 |
1122,19 |
20,87 |
|
|
CnH2n-6 |
0,1486 |
1058,4 |
157,27 |
1125,50 |
167,25 |
|
|
H2S |
0,0088 |
1046,75 |
9,21 |
1350,71 |
11,87 |
|
|
Итого |
1,0000 |
- |
1103,16 |
- |
1221,12 |
Из таблицы 6.2 имеем, что энтальпия, при температуре потока из реактора: 613 К равна 1103,16 кДж/кг и 653 К равна 1221,12 кДж/кг, строим график зависимости энтальпии от температуры.
Рисунок 6.2 - Зависимость энтальпии от температуры
Из полученного графика находим, что энтальпии 1196,35 соответствует температура 652,5 К. Перепад температур по высоте реактора составит
0С
Из практических данных полученное значение перепада температур находится в допустимых пределах, температурный режим работы реактора выбран верно.
Таблица 6.3 - Энергетический баланс реактора
|
Статьи прихода |
Статьи расхода |
|||||
|
№ п-ка |
Наименование потоков |
Энтальпия, кВт |
№ п-ка |
Наименование потоков |
Энтальпия, кВт |
|
|
1 |
- тепло, вносимое с газосырьевой смесью |
1 |
-тепло, отводимое из реактора реакционной смесью |
|||
|
2 |
- тепло, реакции гидроочистки |
2 |
- тепло, теряемое в окружающую среду |
|||
|
Итого |
Итого |
Размещено на Allbest.ru
...Подобные документы
Історія створення ядерного реактора. Будова та принципи роботи реактора-розмножувача та теплового реактора. Особливості протікання ланцюгової та термоядерної реакцій. Хімічні і фізичні властивості, способи одержання і застосування урану і плутонію.
реферат [488,7 K], добавлен 23.10.2010Конструкция реактора и выбор элементов активной зоны. Тепловой расчет, ядерно-физические характеристики "холодного" реактора. Многогрупповой расчет, спектр и ценности нейтронов в активной зоне. Концентрация вещества в гомогенизированной ячейке реактора.
курсовая работа [559,9 K], добавлен 29.05.2012Снижение интенсивности ионизирующих излучений в помещениях. Бетонная шахта реактора. Теплоизоляция цилиндрической части корпуса реактора. Предотвращение вибрации конструкционных элементов активной зоны реактора. Годовая выработка электроэнергии.
дипломная работа [4,8 M], добавлен 11.05.2012Принцип действия ядерного реактора. Строение защиты реактора, механизмы его управления и защиты. Сервопривод ручного и автоматического управления. Исследование биологической защиты реактора. Оборудование бетонной шахты: основные сборочные единицы.
реферат [130,5 K], добавлен 13.11.2013Использование ядерного топлива в ядерных реакторах. Характеристики и устройство водоводяного энергетического реактора и реактора РБМК. Схема тепловыделяющих элементов. Металлоконструкции реактора. Виды экспериментальных реакторов на быстрых нейтронах.
реферат [1,0 M], добавлен 01.02.2012Нейтронно-физический и теплогидравлический расчёт уран-графитового реактора. Параметры нестационарных и переходных процессов. Эффекты реактивности при отравлении реактора. Расчёт нуклидного состава и характеристик, связанных с выгоранием топлива.
курсовая работа [1,5 M], добавлен 20.12.2015Определение параметров ядерного реактора. Средняя плотность потока тепловых нейтронов. Динамика изменения концентраций. Оценка потери реактивности вследствие отравления ксеноном. Микроскопическое сечение деления. Постоянные распада и сечения поглощения.
контрольная работа [150,7 K], добавлен 10.01.2014Предназначение и конструктивные особенности ядерного энергетического реактора ВВЭР-1000. Характеристика и основные функции парогенератора реактора. Расчет горизонтального парогенератора, особенности гидравлического расчета и гидравлических потерь.
контрольная работа [185,5 K], добавлен 09.04.2012Предварительный расчет рабочих параметров. Ядерно-физические характеристики "холодного" реактора. Определение коэффициента размножения для бесконечной среды в "холодном" реакторе. Вычисление концентрации топлива, оболочки, теплоносителя и замедлителя.
курсовая работа [1,8 M], добавлен 02.11.2014Подбор токоограничивающего реактора на кабельной линии электростанции в целях ограничения токов короткого замыкания. Расчет подпитки точки короткого замыкания генераторов и от системы. Определение нагрузки на стороне высокого напряжения трансформатора.
контрольная работа [1,9 M], добавлен 06.02.2011Теплотехническая надежность ядерного реактора: компоновка, вычисление геометрических размеров его активной зоны и тепловыделяющей сборки. Определение координат и паросодержания зоны поверхностного кипения. Температура ядерного топлива по высоте ТВЭл.
курсовая работа [1,2 M], добавлен 18.06.2011Определение удельного выгорания топлива ядерного реактора. Содержание изотопов урана в природном и обогащенном его вариантах. Анализ эволюции изотопов плутония во время кампании, изменение весового соотношения продуктов деления к концу кампании.
курсовая работа [678,8 K], добавлен 11.03.2013Общие характеристики и конструкция тепловой части реактора ВВЭР-1000. Технологическая схема энергоблоков с реакторами, особенности системы управления и контроля. Назначение, состав и устройство тепловыделяющей сборки. Конструктивный расчет ТВЕЛ.
курсовая работа [1,4 M], добавлен 25.01.2013Представление линии 500 кВ четырехполюсником, нахождение обобщенных постоянных с учетом и без учета потерь в линии. Определение параметров схемы замещения линии. Выбор мощности реактора по условиям выравнивания напряжения в режиме холостого хода линии.
курсовая работа [1,5 M], добавлен 29.03.2017Исследование источников ультрахолодных нейтронов на стационарном реакторе. Анализ гамма-излучения продуктов активации. Расчет плотности потоков на входе и выходе в радиальный канал. Определение радиационного нагрева в различных материалах дефлектора.
дипломная работа [1,2 M], добавлен 08.06.2017Тепловая схема и основные принципы работы контура многократной принудительной циркуляции реакторной установки АЭС. Гидродинамические процессы в барабан-сепараторе реактора РБМК. Совершенствование контроля энерговыделения по высоте активной зоны реактора.
курсовая работа [446,4 K], добавлен 21.12.2014Определение эффективных сечений для тепловых нейтронов. Расчет плотности потока нейтронов в однородном гомогенном реакторе; состава и макроскопических констант двухзонной ячейки. Критические размеры реактора. Коэффициент размножения в бесконечной среде.
курсовая работа [364,2 K], добавлен 10.12.2013Определение параметров ядерного реактора АЭС, теплообменивающихся сред в парогенераторе, цилиндров высокого и низкого давления турбоагрегатов. Компоновочные и конструктивные особенности главного конденсатора и расчет поверхности его теплопередачи.
контрольная работа [501,3 K], добавлен 18.04.2015Прообраз ядерного реактора, построенный в США. Исследования в области ядерной энергетики, проводимые в СССР, строительство атомной электростанции. Принцип действия атомного реактора. Типы ядерных реакторов и их устройство. Работа атомной электростанции.
презентация [810,8 K], добавлен 17.05.2015Определение теплотехнических характеристик для теплоносителя. Геометрические характеристики кассеты. Определение ядерных концентраций. Усреднение макросечений поглощения и деления по спектру Максвелла. Расчет коэффициента размножения на быстрых нейтронах.
курсовая работа [413,2 K], добавлен 06.01.2015
