3tom080

2. WYTWARZANIE ENERGII ELEKTRYCZNEJ 162

Przy obliczaniu rzeczywistego zużycia paliwa jądrowego należy uwzględnić współczynnik wykorzystania paliwa jądrowego w, zależny m.in. od wzbogacenia tego paliwa, czyli od zawartości ²³⁵U. Dlatego tzw. wypalenie paliwa W_B, czyli ilość energii cieplnej przypadającej na jednostkę masy paliwa rzeczywistego, określa się, w kJ/kg, jako

W_B = q_uw = 68 • I0⁹ w    (2.143)

albo, w MW • d/kg, jako

= 785 w    (2.144)

Sprawność ogólną elektrowni jądrowej >\_EJ z turbozespołami parowymi wyraża się wzorem

*lu = nrilwplelmflG    (2.145)

w którym: p_rj — sprawność reaktora jądrowego; p_wp — sprawność wytwornicy pary wraz z rurociągami; i— sprawność obiegu parowego; t\„ — sprawność mechaniczna turbiny; t]_a — sprawność generatora.

Tablica 2.25. Podstawowe parametry wybranych reaktorów wodnych typu PWR, BWR i CANDU, wg [2.3]

Typ reaktora	PWR	BWR	CANDU
Moc cieplna reaktora, MW	3411	3579	2140
Moc elektryczna bloku, MW	1100	1220	600
Sprawność elektrowni, %	32	34	28
Materiał paliwowy	uo2	uo.	UO,
Całkowita masa paliwa, t	98	155	95
Wzbogacenie paliwa świeżego, %	3,2	2,8	uran naturalny
Gęstość mocy w rdzeniu. MW/m^3	98	54	12
Średnie wypalenie paliwa, MW d/kg	32	28,4	7
Roczny przeładunek paliwa	1/3 wsadu	1/4 wsadu	ciągły
Okres trwania przeładunku, d	min. 17	8	—
Modcrator/chłodziwo	H.O	h2o	D-.0
Strumień masy chłodziwa. m^3/s	17	13	11
Średnic ciśnienie chłodziwa, MPa	15,5	7	11
Temperatura na wejściu, ^nC	289	216	267
Temperatura na wyjściu, °C	325	288	312
Temperatura koszulki, °C	347	304	362
Temperatura wewnątrz pręta paliwowego. C	2282	1832	2110

W tablicy 2.25 podano podstawowe parametry wybranych reaktorów wodnych typu PWR, BWR i CANDU, w których materiałem paliwowym jest dwutlenek uranu (U0₂). Średnie wypalenie w reaktorach lekkowodnych wynosi ok. 30 MW • d/kg, a w ciężkowod-nych — mniej niż 10 MW d/kg. Sprawność elektrowni jądrowych z reaktorami lekkowodnymi wynosi najczęściej 30-^35%, a w przypadku reaktorów ciężkowodnych może być nawet mniejsza niż 30%.

W tablicy 2.26 przedstawiono wybrane, podstawowe parametry reaktorów wodnych ciśnieniowych typu WWER. Wraz ze wzrostem mocy tych reaktorów zwiększa się średnia gęstość mocy w rdzeniu i średnie wypalenie paliwa, które dla największych tego typu reaktorów WWER-1000 dochodzi do 40 MW - d/kg.

W tablicy 2.27 podano niektóre ważniejsze parametry reaktorów wysokotemperaturowych typu HTR, rozwijanych w RFN i USA, w których materiałem paliwowym są tlenki lub węgliki uranu i toru, zaś chłodziwem jest hel.

Tablica 2.26. Podstawowe parametry reaktorów wodnych ciśnieniowych typu WWER, wg [2.3]

Typ reaktora	WWER-210	WWER-440	W WER-1000
Rok rozpoczęcia pracy	1964	1971	1980
Moc cieplna reaktora, MW	760	1373	3000
Moc elektryczna bloku, MW	210	440	1000
Liczba pętli	6	6	4
Całkowita masa paliwa, t	38	42	66
Gęstość mocy w rdzeniu, MW/in^3	46	84	111
Średnie wypalenie paliwa, MW d/kg	13	28	40
Strumień masy chłodziwa, m^3/s	10	U	21
Średnie ciśnienie chłodziwa, MPa	10	12,5	16
Temperatura na wejściu, °C	250	270	288
Temperatura na w^ryjściu, °C	269	301	322
Wydajność wytwornicy pary, t/h	230	425	1470
Ciśnienie pary, MPa	3,3	4,5	6,4
Temperatura pary, °C	238	259	278,5

Tablica 2.27. Podstawowe parametry reaktorów wysokotemperaturowych typu HTR, wg [2.3]

Nazwa reaktora Kraj	AVR RFN	THTR RFN	Fort St. Vrain USA
Moc cieplna reaktora, MW	46	750	837
Moc elektryczna bloku, MW	15	300	330
Materiał paliwowy	tlenki	tlenki	węgliki
	U-Th	U-Th	U-Th
Gęstość mocy w rdzeniu, MW/m^3	2,3	6,0	6.3
Rodzaj chłodziwa	He	He	He
Ciśnienie chłodziwa. MPa	U	4,0	4,8
Temperatura na wejściu, °C	270	270	400
Temperatura na wyjściu, °C	950	750	785

2.4.2. Układy i urządzenia w elektrowniach jądrowych

Urządzenia cieplnoenergetyczne w elektrowni jądrowej tworzą układy, które przedstawia się za pomocą schematów cieplnych. W zależności od typu reaktora energetycznego i związanego z nim czynnika roboczego otrzymuje się różne rodzaje układów cieplnych, które przedstawiono na rys. 2.78. Rozróżnia się:

—    układ jednoobiegowy, w którym czynnikiem roboczym może być woda (przemieniająca się w parę) albo gaz; stosuje się w elektrowniach jądrowych z reaktorami wodnymi wrzącymi (BWR) i turbinami parowymi albo z reaktorami wysokotemperaturowymi (HTR) i turbinami gazowymi (He); w przyszłości można go będzie stosować w elektrowniach z reaktorami prędkimi powielającymi (FBR) i turbinami z cztero-tlenkiem azotu (N₂0₄) jako czynnikiem roboczym;

—    układ dwuobiegowy, w którym czynnikiem roboczym w obiegu pierwotnym jest woda (HjO lub D₂0) albo gaz (C0₂ lub He), a w obiegu wtórnym — woda i para wodna; stosuje się powszechnie w elektrowniach jądrowych z reaktorami wodnymi ciśnieniowymi (PWR lub WWER) albo chłodzonymi gazem (GCR, AGR i HTR) i turbinami parowymi;

—    układ trójobiegowy, w którym czynnikiem roboczym w obiegu pierwotnym i pośrednim jest ciekły sód, a w obiegu końcowym — woda i para wodna; nadaje się do stosowania w elektrowniach jądrowych z reaktorami prędkimi powielającymi, chłodzonymi ciekłym metalem (LMFBR).

ii*