Состав и теплота сгорания горючих газов

Наименование газа		Состав сухого газа, % по объему		Низшая теплота сгорания сухого газа , МДж/м3
Природный	94,9	—	—	3,8	—	0,4	—	0,9	36,7
Коксовый (очищенный)	22,5	57,5	6,8	1,9	0,8	2,3	0,4	7,8	16,6
Доменный	0,3	2,7		—	—	10,2	0,3	58,5	4,0
Сжиженный (ориентировочно)		пропан — 79, этан — 6, Н- и изобутан — 11	88,5

Чаще всего теплоту сгорания топлива определяют по формулам, учитывающим, что углерод, водород и сера, участвующие в горении, выделяют определенное количество тепла.

Наиболее распространена формула Д.И. Менделеева, которая дает весьма точные результаты для самых разнообразных топлив, по ней рекомендуется сверять результаты лабораторных определений теплоты сгорания.

Эта формула для высшей и низшей теплоты сгорания твердых и жидких топлив соответственно имеет вид, кДж/кг:

где коэффициенты выражают теплоту сгорания отдельных горючих элементов, деленную на 100.

Низшую теплоту сгорания сухого газообразного топлива определяют как сумму произведений теплоты сгорания горючих газов на их объемное содержание в смеси, кДж/м³:

Условное топливо. Большая разница в значениях теплоты сгорания различных видов топлива затрудняет в некоторых случаях проведение сравнительных расчетов: например, при выявлении запасов топлива, оценке целесообразности применения разных сортов топлива и пр. Поэтому принято понятие условного топлива. Условным называется такое топливо, теплота сгорания (.)1 кг или 1 м³ которого равна 29 330 кДж.

Для перевода действительного топлива в условное пользуются соотношением (безразмерным коэффициентом)

где Э_к — калорийный эквивалент, указывающий, какая часть теплоты сгорания условного топлива соответствует низшей теплоте сгорания рассматриваемого топлива. Расход условного топлива

1.2.2. Ядерная энергия и механизм тепловыделения.Общие сведения. Ядерная энергия освобождается в виде тепловой в процессе торможения продуктов ядерного деления или синтеза атомных ядер, движущихся с большими скоростями, и поглощения их кинетической энергии веществом теплоносителя.

Известно, что полная энергия связи — энергия, необходимая для деления ядра на отдельные протоны и нейтроны, или, что то же самое, энергия, выделяющаяся при синтезе ядра из отдельных протонов и нейтронов. Если известна масса т ядра, состоящего из Zпротонов и A—Z нейтронов, то его полная энергия связи будет равна

где — масса протона;, — масса нейтрона; А — массовое число, равное числу протонов и нейтронов в ядре; с — скорость света. Так, для урана 238 = 1780 МэВ, кислорода 16 = = 127,2 МэВ, дейтрона, состоящего из одного протона и одного нейтрона, Е св = 2,2 МэВ.

Удельная энергия связи ядра — энергия, приходящаяся на один нуклон (общее название частицы из протона и нейтрона), для большинства ядер (с А = 50—90) примерно постоянна и составляет 8,5 МэВ.

В области тяжелых ядер она уменьшается, достигая значения 7,6 МэВ для урана. Таким образом, наиболее стабильными оказываются элементы с массовыми числами приблизительно от 20 до 200, поэтому энергетически выгодно производить деление тяжелых ядер и синтез легких. Чтобы освобождение ядерной энергии началось, надо подвести некоторую начальную энергию — энергию активации Еа

Деление ядер нейтронами. Попытки освобождения энергии связи ядра путем бомбардировки его протонами и другими заряженными частицами оказались неудачными из-за противодействия кулоновских сил. Освобождение ядерной энергии стало возможным после открытия в 1932 г. нейтрона Чадвиком (Англия) на основе экспериментов Бете и Беккера (Германия, 1930) и Ирэн и Фредерика Жолио-Кюри (Франция, 1932). Не обладая зарядом, нейтрон оказался идеальным снарядом для деления ядер, открытого Ганом и Штрассманом (Германия, 1939).

По скоростям движения различают медленные (тепловые) нейтроны, энергия которых = 0,03-0,5 эВ (скорость несколько тысяч метров в секунду, температура комнатная и несколько выше), промежуточные — эВ и быстрые — эВ

и выше.

Энергия активации зависит от вида ядер и применяемых «снарядов». Так, делятся под действием тепловых нейтронов, а — при бомбардировке быстрыми нейтронами.

Не все нейтроны, направляемые на мишень, сталкиваются с ее ядрами, а из столкнувшихся не все вызывают соответствующую реакцию.

Если нейтрон не поглощается ядром, а только сталкивается с ним, он теряет часть своей энергии, т.е. замедляется. При замедлении (упругом и неупругом рассеянии энергии) быстрый нейтрон может стать промежуточным, медленным (или тепловым).

Цепные реакции деления ядерных топлив. Для возникновения цепной реакции необходимо, чтобы в каждом последующем акте деления участвовало больше нейтронов, чем в предыдущем. Делящиеся ядерные топлива являются однокомпонентными. Тепловые нейтроны поглощаются делящимися изотопами наиболее интенсивно. Сечение деления в тепловой области в сотни раз превышает сечение деления в области энергий быстрых нейтронов. Поэтому в атомных реакторах нейтроны замедляются в специальных веществах — замедлителях — воде, тяжелой воде, бериллии, графите и др.

Природный уран, добываемый из земной коры, содержит только 0,712% , делящегося при захвате тепловых нейтронов. Остальную массу составляет , который обладает большим сечением захвата тепловых нейтронов, поэтому осуществить цепную реакцию с ними можно только при тщательном расчете системы топливо — замедлитель в реакторах очень больших размеров. Это приводит к необходимости обогащать природный уран добавлением в него от 1—2 до 40—80% (первые цифры относятся к реакторам электростанций, а последние — к реакторам некоторых транспортных установок).

В двухступенчатом режиме с воспроизводством топлива можно использовать и Ни одно из них не делится под действием тепловых нейтронов, но, захватывая быстрые нейтроны, они превращаются в делящиеся изотопы и (рис. 1.1). Таким путем запасы ядерного топлива теоретически увеличиваются почти в 140 раз за счет энергии урана и еще в 2—3 раза за счет энергии тория. Однако если учесть при этом различные потери, то энергоресурсы возрастут только в 15—25 раз. В расчете на это и планируется будущее ядерной энергетики (деления).

Рис. 1.1. Процессы воспроизводства ядерного топлива: а — урановый цикл; б— ториевый цикл

Реакцию деления в общей форме можно записать так:

Символ n означает нейтрон, а — два осколка деления,

представляющие собой радиоактивные многократно ионизованные атомы различных элементов из средней части периодической таблицы Д. И. Менделеева. В среднем за каждый акт деления испускается 2,5±0,1 нейтрона. При делении ядра освобождающаяся энергия распределяется между различными продуктами деления.

Энергия, уносимая нейтрино, не может быть уловлена.

Кинетическая энергия продуктов реакции, попадающих в вещество теплоносителя, превращается в теплоту. Ядерное топливо в количестве 1 кг обеспечивает получение тепловой мощности 2000 кВт в течение года.

Ядерное топливо применяется в реакторах в виде металлических блоков, отличающихся высокой эффективностью использования нейтронов, хорошей теплопроводностью и высоким сопротивлением термическим ударам (внезапным изменениям теплового режима при выключении и включении реактора). Но твердое металлическое ядерное топливо имеет и ряд недостатков: низкую ' температуру плавления = 1133 °С, малую прочность, испытывает фазовые превращения при высокой температуре (до 600 °С), что не позволяет применять его в реакторах большой удельной мощности. Для устранения этих недостатков разрабатывают различные виды керамического ядерного топлива — двуокись уранаUO₂ ( - 2800 °С), карбид урана UC (t_пл = 2700 °С), силицид урана ( = 1700 °С) и др.

Помимо твердых на базе указанных выше делящихся материалов готовят жидкие и газообразные ядерные топлива или топливные суспензии и аэрозоли.