ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ СХЕМЫ С РАЗЛИЧНЫМИ ТИПАМИ

В системе любой ЯЭУ теплоноситель проходит через реактор, отводит теплоту и отдает его рабочему телу или промежуточному теплоносителю. Под воздействием нейтронов он активируется и его протечки могут создать серьезную радиационную опасность для обслуживающего персонала. Поэтому циркуляционный контур теплоносителя является замкнутым. В замкнутом контуре удается обеспечить весьма жесткие требования к чистоте теплоносителя, которые необходимо удовлетворять для снижения наведенной активности теплоносителя и предотвращения отложений на внешних поверхностях ТВЭЛ и коррозии конструкций реакторной установки.

Требования к чистоте рабочего тела высоки, поэтому экономически целесообразно контур рабочего тела делать также замкнутым.

Рис. 3.6. Классификация ЯЭУ в зависимости от числа контуров:

а — одноконтурная; б — двухконтурная; в – не полностью двухконтурная; г – трехконтурная: 1 — ядерный реактор; 2— первичная биологическая защита; 3 — вторичная биологическая защита; 4 — регулятор давления в контуре; 5 — паровая или газовая турбина; 6 — электрогенератор; 7 — конденсатор или газоохладитель; 8 — питательный насос или компрессор; 9 — резервная емкость для пополнения теплоносителя или рабочего тела; 10 — регенеративный теплообменник; 11 — ПГ; 12 — циркуляционный насос или газодувка; 13 — промежуточный теплообменник

Основная классификация ЯЭУ проводится по числу контуров в ней. Выделяют одноконтурные, двухконтурные, не полностью двухконтурные и трехконтурные ЯЭУ. При установлении числа циркуляционных контуров в ЯЭУ определяющими являются сам реактора, применяемый теплоноситель, его ядерно-физические свойства, степень радиоактивности теплоносителя и его пригодность для использования в качестве рабочего тела. Включение промежуточных контуров связано с появлением дополнительных необратимых потерь в цикле, т. е. с уменьшением КПД ЯЭУ. На рис. 3.6 показана классификация ЯЭУ по числу контуров.

В одноконтурных ЯЭУ контуры теплоносителя и рабочего тела совпадают (рис. 3.6, а). В таких ЯЭУ может быть использован водо-водяной или водо-графитовый кипящий или высокотемпературный газоохлаждаемый реактор. В реакторе происходит парообразование или нагрев газа, далее пар (газ) направляется в турбину, где, расширяясь, совершает работу, которая в электрогенераторе превращается в электроэнергию. После конденсации всего пара в конденсаторе конденсат насосом или газ компрессором через регенеративные теплообменники подается в реактор. При прочих равных условиях одноконтурные ЯЭУ получаются наиболее экономичными и простыми по составу оборудования. Однако в процессе ее работы на оборудовании появляются радиоактивные отложения, что существенно усложняет эксплуатацию ЯЭУ, требует развитой биологической защиты.

В двухконтурных ЯЭУ, получивших наибольшее распространение, контуры теплоносителя и рабочего тела разделены (рис. 3.6, б). Соответственно контур теплоносителя называется первым, а контур рабочего тела — вторым. В двухконтурных ЯЭУ могут применяться энергетические реакторы всех типов. В таких ЯЭУ нагретый в реакторе теплоноситель поступает в ПГ (теплообменник), где теплота через поверхность нагрева передается рабочему телу— воде второго контура. В ПГ эта вода кипит, образуется пар, который направляется в турбину. Первый контур является радиоактивным и целиком находится внутри биологической защиты. Особенно надежную и эффективную защиту имеет реактор. Второй контур, как правило, радиационно безопасен, так как радиоактивный теплоноситель нигде не смешивается с рабочим телом. Поэтому с циркулирующим паром и водой второго контура можно обращаться, как на обычных ТЭС. Однако наличие обязательного элемента двухконтурной ЯЭУ — ПГ усложняет схему ЯЭУ. Кроме того, для осуществления передачи теплоты в ПГ необходимо, чтобы температура теплоносителя была выше температуры кипящей воды второго контура. Отсюда в реакторах с водяным теплоносителем, например типа ВВЭР чтобы избежать кипения воды в активной зоне, необходимо иметь давление в первом контуре значительно выше, чем во втором. Соответственно КПД такой ЯЭУ всегда меньше КПД одноконтурной ЯЭУ с тем же давлением в реакторе.

В реакторах с газовым или органическим теплоносителем давление в первом контуре может быть ниже, чем во втором.

Ядерная энергетическая установка может быть не полностью двухконтурная (рис. 3.6, в). В этом случае имеется самостоятельный первый контур теплоносителя, а также совмещенный контур теплоносителя со вторым контуром. Теплоноситель поступает в ПГ и отдает свою теплоту воде второго контура, образовавшийся в ПГ насыщенный пар направляется для перегрева в реактор, т. е. становится теплоносителем, а далее проходит по всему второму контуру. Таким образом, первый и второй контуры оказываются совмещенными по пару. Пар активируется существенно меньше чем вода, поэтому здесь оборудование парового (второго) контура работает в условиях значительно более слабой радиоактивности, чем в одноконтурной ЯЭУ. Это упрощает эксплуатацию установки.

В трехконтурных ЯЭУ контуры теплоносителя и рабочего тела отделяются друг от друга промежуточным контуром с нерадиоактивным теплоносителем (рис. 3.6, г). Трехконтурные ЯЭУ применяются с реакторами, охлаждаемыми жидкими щелочными металлами, например натрием. Натрий, циркулируя через активную зону становится высокорадиоактивным вследствие активации нейтронами. Кроме того, он загрязняется радиоактивными продуктами коррозии и протечками продуктов деления из ТВЭЛ, потерявших герметичность. Щелочные металлы вступают в бурную химическую реакцию с водой или водяным паром. Для того чтобы исключить контакт радиоактивного теплоносителя с водой при возможных неплотностях в ПГ, и создается промежуточный контур. В первом контуре циркулирует радиоактивный натрий. Из-за высокой температуры кипения натрия давление в первом контуре низкое (около 1 МПа) и определяется только гидравлическим сопротивлением контура. Теплота от радиоактивного натрия в промежуточном теплообменнике передается нерадиоактивному теплоносителю — также натрию. В промежуточном контуре создается более высокое давление, чем в первом, чтобы исключить протечку радиоактивного натрия из первого контура в промежуточный через возможные дефекты в теплообменнике. Промежуточный контур нерадиоактивен. Натрий промежуточного контура отдает свою теплоту рабочему телу — воде и водяному пару в ПГ, в котором допускается перегрев пара до температуры около 450—570 оС без повышения давления теплоносителя в реакторе. По капитальным затратам трехконтурные ЯЭУ получаются наиболее дорогостоящими.

ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ЯЭУ ДЛЯ ЦЕЛЕЙ ТЕПЛОФИКАЦИИ

В настоящее время в нашей стране в общем энергобалансе потребления доля тепловой энергии составляет около 75 %, а электроэнергии менее 25 %. При этом на долю централизованного теплоснабжения расходуется 20 % органического топлива, в основном наиболее дефицитного газомазутного. Поэтому применение ЯЭУ в качестве мощных источников тепловой энергии для нужд централизованного теплоснабжения позволит значительно сократить расход нефте-газопродуктов, сжигаемых на ТЭЦ и в котельных, при практически полном отсутствии загрязнения воздушного бассейна.

По технико-экономическим оценкам ядерные источники теплоты целесообразно строить в европейской части страны, в первую очередь для теплоснабжения крупных городов. Для этого можно использовать как теплоту, отбираемую от турбин АЭС, так и одноцелевые специализированные отопительные котельные на ядерном топливе (ACT). При этом экономически более эффективной является комбинированная выработка теплоты и электроэнергии. В районах, где потребность в теплоте значительно превышает потребность в электроэнергии, выгодно строить ACT. Для АТЭЦ могут быть использованы ЯЭУ с уже освоенными типами реакторов, например ВВЭР и РБМК. АТЭЦ должны располагаться вблизи крупных городов, однако исходя из требований по обеспечению безопасности их приходится строить на расстояниях не менее 25 км от границы городской застройки, что вызывает дополнительные затраты на сооружение дорогостоящих теплотрасс. Перспективным является создание АТЭЦ с реакторами типа ВК с естественной циркуляцией теплоносителя в корпусе из предварительно напряженного железобетона. Внутри корпуса находятся ПГ, сепаратор и компенсатор давления (интегральная компоновка), что существенно повышает безопасность установки и позволяет располагать такую АТЭЦ значительно ближе к городской черте.

В настоящее время в первую очередь предполагается использование реакторов типа ВК также с интегральной компоновкой и естественной циркуляцией теплоносителя для ACT, предназначенных для отпуска низкопотенциальной теплоты на отопление в виде горячей воды с температурой не выше 150 °С. Для ACT потребовалась разработка специального реактора с низкими параметрами, что позволило резко удешевить и упростить его конструкцию. ACT для удобства теплоснабжения должны быть размещены вблизи или в пределах городской черты. Близость ACT к потребителям определяется высокой безопасностью этих станций. Она обеспечивается достаточно приемлемыми средствами благодаря низким параметрам теплоносителя в первом контуре. Следует также отметить, что для ACT по сравнению с АЭС и АТЭЦ требуются минимальные площади застройки и не нужны большие расходы технической воды, необходимые для охлаждения конденсаторов турбин.

ВОПРОСЫ ДЛЯ САМОПРОВЕРКИ

1. Назовите основные части реактора и объясните их назначение.

2. Какие типы тепловыделяющих элементов применяются при конструировании реакторов?

3. Как устроен реактор корпусного типа? Приведите его основные характеристики?

4. Как устроен энергетический реактор канального типа? Приведите его характеристики.

5. Когда была пущена первая в мире атомная электростанция?

6. Что такое тепловые и быстрые реакторы?

7. Какие преимущества и недостатки АЭС с кипящими реакторами?

8. Какие преимущества и недостатки имеют реакторы, использующие в качестве теплоносителя жидкие металлы?

9. Изобразите принципиальные технологические схемы ядерных энергетических установок: АЭС с ВВЭР; АЭС с РБМК; АТЭЦ; АЭС и БН; АСТ; АСПТ.

10. Какое назначение имеют стержни регулирования?

11. Какое назначение имеют комплексирующие стержни?

12. Почему реакторы на быстрых нейтронах являются перспективными?

13. Какие газы используются в качестве теплоносителей?

14. Какое назначение имеет стенка кассеты?

15. Как располагается топливо в ТВЭЛ?

16. Для какой цели в корпусном реакторе служит опорная плита?

АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРИЧЕСКИЕ СТАНЦИИ (АЭС)