СХЕМЫ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ПАРОПРОИЗВОДЯЩИХ АППАРАТОВ В АЭС

Современные АЭС являются паротурбинными. Источником энергии для выработки пара на АЭС является ядерный реактор, в котором при делении ядер некоторых тяжелых элементов (уран - U , плутоний - Рu) высвобождается ядерная энергия, преобразуемая в тепловую. При полном делении 1 кг урана-235 выделяется 86,4·10⁶ МДж энергии, т. е. примерно в 3 млн. раз больше, чем при сжигании 1 кг органического топлива.

Принципиальные схемы ядерного реактора показаны на рис.15.

Делящееся вещество (ядерное горючее») размещают в так называемых тепловыделяющих элементах (твэлах), покрытых защитной оболочкой. Выделяющиеся при делении ядер ²³⁵ U вторичные нейтроны движутся с огромной скоростью (15000 км/с), имея энергию примерно 5 МэВ. Для увеличения вероятности встречи нейтронов с ядрами 235 и поддержания реакции необходимо замедлить скорость их движения.

Снижение энергии нейтронов достигается применением различных замедлителей (графит, вода обычная или тяжелая), имеющих в своем составе легкие атомы, сталкиваясь с которыми быстрые нейтроны теряют скорость. Располагаемые в реакторе ТВЭлы окружены отражателем, уменьшающим потери нейтронов в окружающую среду. Теплота, выделяющаяся при распаде ядерного топлива, отводится от расположенных в реакторе ТВЭлов первичным теплоносителем. Применяются жидкие и газообразные теплоносители, которые передают теплоту рабочему телу — воде, пароводяной смеси, пару.

Рис. 15. Принципиальные схемы ядерных реакторов:

а— канальный: б — корпусной газографитовый; в— корпусной водо-водяной; 1 тепловыделяющий элемент; 2 — замедлитель; 3 — подвод теплоносителя; 4 — отвод теплоносителя; 5 — отражатель; 6— регулирующий стержень; 7 — корпус; 8— биологическая защита

В качестве жидких теплоносителей для котлов АЭС могут применяться обычная и тяжелая вода, органические вещества (низкотемпературные теплоносители) и жидкие металлы (высокотемпературные теплоносители).

В качестве газового теплоносителя наибольшее распространение находит диоксид углерода. Весьма перспективным являются гелий и другие инертные газы. При газовом теплоносителе, как и при жидкометаллическом, может быть получена высокая температура. Такой газовый теплоноситель не обладает химической активностью, является коррозионноинертным, практически не разлагается в активной зоне и не активируется. Недостатками большинства газовых теплоносителей являются их низкие теплопроводность, теплоемкость и плотность.

Выбор оптимального теплоносителя для котлов АЭС решается на основе технико-экономических сопоставлений при учете протекающих ядерно-физических, теплофизических и физико-химических процессов.

Реактор, схема которого показана на рис. 15, а, называется канальным. Теплоносителем в нем является вода, циркулирующая в трубках (каналах), а замедлителем — графит. Реакторы корпусного типа приведены на рис. 15, б и в. На схеме рис. 15,б показано применение газового теплоносителя, который заполняет весь объем (корпус) реактора, омывая при движении твэлы и отводя от них теплоту. Замедлителем здесь также является графит. Другой тип корпусного реактора показан на рис. 15, в, в котором вода одновременно является теплоносителем и замедлителем. Во всех реакторах предусмотрена биологическая защита от ионизирующих излучений.

В реакторах комбинированного назначения наряду с распадом ²³⁵ U идет синтез нового ядерного топлива

Возможность получения ядерного топлива в большем количестве, чем его было израсходовано, открывается при применении реакторов - размножителей. В отличие от реакторов на медленных (тепловых) нейтронах, в которых нейтроны имеют энергию 0,025 эВ, в реакторах-размножителях нейтроны должны иметь энергию 0,1—0,4 МэВ. Такие реакторы называются реакторами на быстрых нейтронах.

Чтобы повысить вероятность протекания процесса, увеличивают концентрацию ядер ²³⁵ U) в зоне реакции путем применения урана, обогащенного изотопом ²³⁵ U . Замедлитель в реакторах на быстрых нейтронах не применяют. Отражатель изготовляют из ²³⁸ U. В таких реакторах значительно увеличивается тепловыделение, что требует применения теплоносителя, способного отводить большие тепловые потоки.

Получение рабочего пара может быть осуществлено непосредственно в реакторе или в специальном теплообменнике-парогенераторе за счет теплоты, переданной теплоносителем из ядерного реактора. В первом случае теплоноситель, охлаждающий элементы реактора, является одновременно и рабочим телом (рис. 16, а). Такая АЭС называется одноконтурной.

Во втором случае теплота, воспринятая теплоносителем в реакторе, передается в теплообменнике рабочему телу (воде, пароводяной смеси, пару). Такая АЭС называется двухконтурной (рис. 16,б).

В современных одноконтурных АЭС теплоносителем и рабочим веществом является кипящая вода. Примером такой одноконтурной станции является второй блок Белоярской АЭС с канальным реактором и графитовым замедлителем, общая принципиальная схема которой соответствует рис. 15, а. Образующаяся в испарительных каналах реактора пароводяная смесь направляется в барабан-сепаратор. Насыщенный пар проходит пароперегревательные каналы, перегревается (р =8,8 МПа, t_п.п=500^оС) и направляется в турбину. Из конденсатора питательная вода (конденсат) с соответствующей подпиткой и вода из барабана-сепаратора вновь поступают в парогенерирующие элементы реактора. В рассматриваемой одноконтурной схеме реактор является генератором пара.

Рис.16. Принципиальные технологические схемы одноконтурной и двухконтурной АЭС:

а — одноконтурная; б — двухконтурная; 1 — атомный реактор; 2— парогенерирующие каналы; 3 — барабан-сепаратор; 4— циркуляционный насос; 5— пароперегревательные каналы; 6 — турбина; 7— электрогенератор; 8 — конденсатор; 9 питательный насос; 10 — парогенератор; 11 — подпитка

В двухконтурной АЭС (рис.16,б), реализованной на Нововоронежской станции, теплоносителем, циркулирующим в первом контуре (корпусном реакторе) и теплообменнике-парогенераторе, является горячая некипящая вода. Одновременно вода является и замедлителем. На выходе из водо - водяного энергетического реактора (ВВЭР) давление воды составляет 12—16 МПа при температуре около 300—320°С. В парогенераторе теплоноситель, охлаждаясь до 269—289^оС отдает теплоту воде паросилового (второго) контура с получением насыщенного пара давлением около 4,5—6,5 МПа.

В отличие от одноконтурных АЭС, в которых все паротурбинное оборудование является радиоактивным, в двухконтурных АЭС второй контур нерадиоактивен.

Применяются также трехконтурные АЭС. Примером трехконтурной АЭС с жидким металлическим теплоносителем (натрием) является Шевченковская АЭС с реактором на быстрых нейтронах. Натрий, циркулирующий в реакторе (первый контур), имеет повышенную радиоактивность. Для повышения безопасности теплота от этого теплоносителя передается рабочему веществу в парогенераторе (третий контур) через промежуточный теплоноситель, которым также является расплавленный натрий. В промежуточном (втором) контуре натрий уже нерадиоактивен.

Поиск по сайту: