• 検索結果がありません。

) filename=nuclear-reactor-efficiency-qa080128.tex ある原子力発電所の原子炉では水蒸気を

N/A
N/A
Protected

Academic year: 2021

シェア ") filename=nuclear-reactor-efficiency-qa080128.tex ある原子力発電所の原子炉では水蒸気を"

Copied!
2
0
0

読み込み中.... (全文を見る)

全文

(1)

(原子炉の熱効率と原子力発電の温排水) filename=nuclear-reactor-efficiency-qa080128.tex ある原子力発電所の原子炉では水蒸気を

285

度Cに熱し 、冷却水の温度が

40

度Cであるとする。

1.

この原子炉の理論的な熱効率

η

( 効率の上限)はいくらか計算せよ。。

2.

この発電所が

1000 MW(1 MW 10

6

W)

の電力を実際に生産するとき、実際の熱効率(実 効的熱効率)

η

effが

35%

であるとする。理想的な場合に比べた仕事率の損失は何

W

か。

3.

この発電所の低熱源として、平均流量が

4 × 10

4

kg / s

の川の水を利用しているとき、水温 はいくら上昇することになるか。

(解答例)

1.

理論的な熱効率

η

はカルノーサイクルの効率であるから、

η = 1 T

C

T

H

= 1 40 + 273

285 + 273 = 0 . 44 . (1) 2.

一般に、

(熱出力)x(熱効率)

=( 電気出力)

( P

thermal

× η = P

electric

)

である。ここでは、

まず実際に生産される電気出力

( P

eff−electric

)

から熱出力

P

thermalを求めると,

P

thermal

× η

eff

= P

eff−electric

P

thermal

= P

eff−electric

η

eff

= 1000MW

0 . 35 = 2857 MW . (2)

となる。この結果を用いて、理想的な電気出力

P

electricを計算すると

P

electric

= P

thermal

× η

= 2857 × 0 . 44 = 1257 MW (3)

となる。したがって仕事率の損失は

1257MW 1000MW = 257MW (4)

となる。

3.

前問より、排熱は仕事率で考えて、

2857MW 1000MW = 1857MW (5)

である。質量

m

の温度上昇

Δ T

に対して,必要な熱量

Q

Q = cm Δ T (6)

であるから、時間変化率

dQ/dt, dm/dt

を考えると

( dQ

dt ) = c ( dm

dtT (7)

1

(2)

となる。水の比熱

c = 4 . 1816J / (K · g) = 1(cal / K · g)

であるから、

したがって温度上昇

Δ T

Δ T = (

dQdt

)

c (

dmdt

) = 1857 × 10

6

Js

−1

1cal · K

−1

g

−1

× (3 × 10

4

× 10

3

gs

−1

)

= 1857 × 10

6

Js

−1

4 . 18J · K

−1

g

−1

× (4 × 10

4

× 10

3

gs

−1

)

= 10 . 95

(8)

(備考:水の比熱は約 1 [cal/K/g]

となり,きりがよく覚えやすいが,これは常圧で

1 g

の 水を

1 K

上げるのに必要な熱量を

1 cal

と決めた歴史的経緯による。

2

参照

関連したドキュメント

免震重要棟遠隔集中 監 視室) 使用済燃料乾式キャスク仮保管設備 原子炉圧力容器・格納容器注水設備 注水流量 注水圧力 原子炉周辺温度

復水タンク 可搬型 注水ポンプ 可搬型 取水ポンプ 常設(原子炉ウェル注水系) 可搬.. 原子炉格納容器の健全性維持に係る 原子炉格納容器の健全性維持に係る対策

ト型と、需要地と離れた原子力発電所近接などの大規模電 気分解プラントで行わせるオフサイト型がある。 (2)

−13− 定格熱出力 3 万キロワットおよび原子炉出口冷却材温度摂氏 850 度が得られた。HTTR で は、2004

に設置されている劣化重水貯槽用と重水貯槽 用の各抜出槽の2槽(重水搬出前処理(γ処理) のための受入タンク)を本作業の対象に加え、

津波到達直前の 11 日 15 時 25 分に RCIC は原子炉水位高により自動停止して いたが、 3 号機は直流電源が使用可能であったため、 16 時 03

図 5.2.2.2~図 5.2.2.5 より,SA 発生後 10 -2 年前までに,原子炉格納容器の最高 圧力及び最高温度となり,10

沸騰水型(BWR型)原子力発電所用ポンプ 日立評論 VOL.56 No,7 628 燃料 プール サージ タンク 燃料 フィルタ 残留熱冷却 系ポンプ (RHRP) RHR