3tom078

2. WYTWARZANIE ENERGII ELEKTRYCZNEJ 158

Tablica 2.23. Podstawowe dane bloków ciepłowniczych

Typ bloku ciepłowniczego	BC-50	BC-100	BC-200	BC-300
Typ koda parowego	OP-230	OP-430	OP-750	BP-1150
Typ turbiny parowej	13UP55	13PI10	13C200	18CK370
Znamionowa moc cieplna, MJ/s	107	190	365	493
Moc elektryczna:
— przy znamionowej mocy cieplnej, MW	52,3	105	199,8	295
- przy maksymalnej mocy kondensacyjnej, MW Jednostkowe zużycie ciepła przez turbozespół: . , . kJ/f — przy znamionowej mocy cieplnej, ^	55	113	200	377
	1.27	1,18	1,16	1,15
kJ/s — przy maksymalnej mocy kondensacyjnej,	2,89	2.78	2,73	2JI

Podobną strukturę mają układy cieplne bloków ciepłowniczych o mocy większej: BC-100, BC-200 i BC-300. Podstawowe informacje o tych blokach zawarto w tabl. 2.23. Podane tam moce cieplne dotyczą tylko mocy podstawowej, odbieranej z turbozespołów. Szczytowa moc cieplna bloku może być odpowiednio zwiększona przez zastosowanie kotłów wodnych.

Układy elektryczne elektrociepłowni zawodowych z blokami ciepłowniczymi mają strukturę analogiczną do układów w elektrociepłowniach kondensacyjnych; dochodzą jedynie dodatkowe rozdzielnice do zasilania potrzeb własnych kotłów wodnych i pomp wody sieciowej. Układy elektryczne elektrociepłowni przemysłowych mają struktury zróżnicowane w zależności od mocy i liczby turbozespołów oraz potrzeb macierzystego zakładu przemysłowego.

2.4. Elektrownie jądrowe

2.4.1. Zasady działania elektrowni jądrowych

Przemiany energetyczne występujące w elektrowniach jądrowych obejmują:

—    przemianę części energii wiązania jąder atomowych, zwanej energiąjądrową, w energię cieplną, którą uzyskuje się w wyniku sterowanej reakcji łańcuchowej rozszczepienia jąder uranu lub plutonu w reaktorze jądrowym i przekazuje nośnikowi ciepła przepływającemu przez rdzeń reaktora, zwanego chłodziwem;

—    przemiany energii cieplnej w energię mechaniczną, którą uzyskuje się w cieplnej maszynie przepływowej (turbinie parowej lub gazowej), włączonej w odpowiedni obieg termodynamiczny;

—    przemianę energii mechanicznej w energię elektryczną, którą uzyskuje się w generatorze elektrycznym, napędzanym turbiną — podobnie jak w elektrowni klasycznej. Reaktory energetyczne, przeznaczone do wytwarzania energii elektrycznej w elektrowniach jądrowych, można klasyfikować w zależności od:

—    energii neutronów powodujących rozszczepienia jąder atomowych, która może wynosić ponad 0,1 MeV w reaktorach prędkich lub poniżej 0,1 eV w reaktorach termicznych;

—    paliwa jądrowego, którym są izotopy rozszczepialne: ²³⁵U, ²³³ U lub ²³⁹Pu; w reaktorach z paliwem uranowym stosuje się uran naturalny (ok. 0,7% ²³⁵U) lub uran wzbogacony (zawierający co najmniej 3-^4% ²³⁵U);

_ moderatora stosowanego w reaktorach termicznych do spowalniania neutronów do

energii termicznej (0,025 eV); w reaktorach energetycznych moderatorem może być lekka woda (H₂0), ciężka woda (D₂0) lub grafit;

—    chłodziwa przejmującego energię cieplną, wytwarzaną w rdzeniu reaktora; w reaktorach energetycznych stosuje się chłodziwa ciekłe (H₂Ó, D₂0, Na) albo gazowe (C0₂, He, N,0₄);

—    konstrukcji rdzenia, która powoduje, że reaktor może być kanałowy lub zbiornikowy. Do najczęściej stosowanych typów reaktorów energetycznych należą:

1)    reaktory lekkowodne (LWR — z ang. Light Waler Reactor), w których paliwem jądrowym jest uran wzbogacony, a moderatorem i chłodziwem — lekka woda (H₂0), przy czym rozróżnia się wśród nich:

—    reaktory wodne ciśnieniowe (PWR — z ang. Pressurized Waler Reactor lub WWER — z ros. Wodo-Wodianoj Eniergieticzeskij Rieaktor), w których woda w stanie ciekłym znajduje się pod wysokim ciśnieniem uniemożliwiającym wrzenie;

—    reaktory wodne wrzące (BWR — z ang. Boiling Water Reactor), w których woda przemienia się w parę w wyniku wrzenia w samym reaktorze;

2)    reaktory ciężkowodnc (H WR — z ang. Heavy Water Reactor), w których moderatorem i chłodziwem jest ciężka woda (D₂0); do tej grupy należą m.in. reaktory typu CANDU (z ang. Canadian Deuterium Uranium Reactor)',

3)    reaktory gazowe (GCR — z ang. Gas-Cooled Reactor oraz AGR — z ang. Adcanced Gas-Cooled Reactor), w których moderatorem jest grafit, a chłodziwem gaz, np. dwutlenek węgla (C0₂);

4)    reaktory wysokotemperaturowe (HTR — z ang. High Temperaturę Reactor), w których chłodziwem gazowym jest najczęściej hel (He);

5)    reaktory prędkie powielające (FBR — z ang. Fast Breeder Reactor), w których do rozszczepiania jąder atomowych wykorzystuje się neutrony prędkie, a jako chłodziwa używa się ciekłego metalu, np. sodu (Na) lub gazu dysocjującego — czterotlenku azotu

(N₂0₄).

Stan pracy reaktora jądrowego oraz przebieg reakcji łańcuchowej określa się za pomocą efektywnego współczynnika mnożenia neutronów k_c, oraz reaktywności wyrażonej wzorem

Q =

k_d-1

(2.137)

W tablicy 2.24 podano trzy możliwości stanu pracy reaktora, które można scharakteryzować według odpowiednich wartości fc_ef i q. W związku z tym warunek krytyczności formułuje się w postaci nierówności

1

(2.138)

Tablica 2.24. Podstawowe stany pracy reaktorów jądrowych, wg [2.1]

Stan reaktora	krytyczny	nadkry tyczny	podkrytyczny
Efektywny współczynnik mnożenia neutronów kd	1	> 1	< 1
Reaktywność g = ——-	0	>0	<0
Gęstość strumienia neutronów <t> Moc cieplna reaktora Q	stała	wzrasta	maleje
Stan ruchowy reaktora	ruch z mocą ustaloną	rozruch, obciążanie	odciążanie, wyłączanie