Технологические схемы производства электроэнергии на АЭС

Структуре активной зоны

Энергетическому спектру нейтронов

Виду теплоносителя

Виду замедлителя

Классификация атомных реакторов

Все реакторы можно классифицировать по:

1) назначению:

- энергетические (основное требование к экономичности термодинамического цикла);

- исследовательские (пучки нейтронов с определенной энергией);

- транспортные (компактность, маневренность);

- промышленные (для наработки плутония, низкотемпературные, работают в форсированном режиме);

- многоцелевые (например, для выработки электроэнергии и опреснения морской воды);

- легководные (наиболее компактны);

- графитовые (в расчете на единицу мощности имеют наибольшие размеры);

- тяжеловодные (несколько меньших размеров по сравнению с графитовыми);

- легководные (наиболее распространенные);

- газоохлаждаемые (также широко распространены);

- тежеловоджные (редко применяемые и только там, где замедлитель тоже тяжелая вода);

- жидкометаллические (в реакторах на быстрых нейтронах);

- на тепловых нейтронах (наиболее освоенные, требуют наименьшей удельной загрузки ядерного топлива по делящемуся изотопу);

- на быстрых нейтронах (так называемые «быстрые реакторы» предназначены также и для воспроизводства ядерного топлива);

- на промежуточных нейтронах (только в специальных исследовательских установках);

- гетерогенные (все работающие в настоящее время реакторы);

- гомогенные (пока находятся в стадии исследования и отдельных опытных образцов).

Реакторы могут выполняться по одноконтурной, двух- или трехконтурной схемам.

Реакторы типа ВВЭР используют для строительства двухконтурных. Как следует из названия, такая АЭС (рис 4.8.1) состоит из двух контуров. Первый контур расположен в реакторном отделении. Он включает реактор типа ВВЭР, через который с помощью ГЦИ прокачивается вода под давлением 15,7 МПа (160 ат). На входе в реактор вода имеет температуру 289 °С, на выходе — 322 °С. При давлении в 160 а г вода может закипеть, только при температуре 346 °С и, таким образом, в первом контуре двухконтурной АЭС всегда циркулирует только вода без образования пара.

Рисунок 4.8.1. Схема двухконтурной ФЭС с водо-водяным реактором типа ВВЭР (приведенные цифры относятся к ВВЭР-1000)

Из ядерного реактора вода с температурой 322 °С поступает в парогенератор. Парогенератор — это горизонтальный цилиндрический сосуд (барабан), частично заполненный питательной водой второго контура; над водой имеется паровое пространство. В воду погружены многочисленные трубы парогенератора ПГ, в которые поступает вода из ядерного реактора. Можно сказать, что парогенератор — это кипятильник, выпаривающий воду при повышенном давлении. С помощью питательного насоса ПН и соответствующего выбора турбины в парогенераторе создается давление существенно меньшее, чем в первом контуре (для реактора ВВЭР-1000 и турбины мощностью 1000 МВт это давление свежего пара Ро -60 ат). Поэтому уже при нагреве до 275 °С вода в парогенераторе закипает вследствие нагрева ее теплоносителем, имеющим температуру 322 °С. Таким образом, в парогенераторе, являющимся связывающим звеном первого и второго контура (но расположенном в реакторном отделении), г енерируется сухой насыщенный пар с давлением Р₀ - 60 ат и температурой to- 275 °С (свежий пар).

Рисунок 4.8.2. Схема одноконтурной АЭС с канальным реактором РБМК (приведенные цифры относятся к РБМК-1000)

Одноконтурной она называется потому, что и через реактор, и через паротурбинную установку циркулирует одно и то же рабочее тело.

Питательная вода с помощью ГЦН с параметрами 80 ат и 265 °С из раздаточного коллектора подводится к многочисленным (в РБМК-1000 их 1693) параллельным технологическим каналам, размещенным в зоне реактора. На выходе из каналов пароводяная смесь с паро- содержанием 14—17% собирается в коллекторе и подается в барабан-сепаратор (у РБМК-1000 их четыре). Барабан-сепаратор служит для разделения пара и воды. Образующийся пар с параметрами 6,4 МПа (65 ат) и 280°С направляется прямо в паровую турбину (реактор РБМК-1000 в номинальном режиме питает две одинаковые паровые турбины мощностью по 500 МВт каждая).

Пар, получаемый в реакторе и в сепараторе, является радиоактивным вследствие наличия растворенных в нем радиоактивных газов, причем именно паропроводы свежего пара обладают наибольшим радиоактивным излучением. Поэтому их прокладывают в специальных бетонных коридорах, служащих биологической защитой. По этой же причине нар к турбине подводится снизу, под отметкой ее обслуживания (пола машинного зала).

Пар, расширившийся в ЦВД до давления 0.35 МПа (3,5 ат), направляется в СПП (на каждой турбине энергоблока с реактором РБМК-1000 их четыре), а из них — в ЦНД (на каждой турбине их также четыре) и в конденсаторы. Конденсатно-питательный тракт такой же, как у обычной ТЭС. Однако многие его элементы требуют биологической защиты от радиоактивности. Это относится к конденсатоочистке и водяным емкостям конденсатора, где могут накапливаться радиоактивные продукты коррозии, подогревателям регенеративной системы, питаемым радиоактивным паром из турбины, сборникам сепарата СПП. Одним словом, и устройство, и эксплуатация одноконтурных АЭС, особенно в части машинного зала, существенно сложнее, чем двухконтурных.

Конденсат, пройдя систему регенеративного подогрева воды, приобретает температуру 165 °С, смешивается с водой, идущей из барабана-сепаратора (280 °С) и поступает к ГЦН, обеспечивающим питание ядерного реактора.

Рисунок 4.8.3. Принципиальная технологическая схема АЭС с реактором типа ВВЭР:
1 - реактор; 2 – парогенератор; 3 - турбина; 4 - генератор; 5 - трансформатор;
6-конденсатор турбины; 7 - конденсатный (питательный) насос;
8- главный циркуляционный насос

Перспективными являютсяАЭС с реакторами на быстрых нейтронах (БН), которые могут использоваться для получения тепла и электроэнергии, а также и для воспроизводства ядерного горючего. Технологическая схема энергоблока такойАЭС представлена на рисунке. Реактор типаБНимеет активную зону, где происходит ядерная реакция с выделениемпотока быстрых нейтронов. Эти нейтроны воздействуют на элементы из U-238, который обычно в ядерных реакциях не используется, и превращают его в плутоний Рu-239, который может быть впоследствии использован на АЭС в качестве ядерного горючего. Тепло ядерной реакции отводится жидким натрием и используется для выработки электроэнергии.

Рисунок 4.8. 4 Принципиальная технологическая схема АЭС с реактором типа БН:
а - принцип выполнения активной зоны реактора; б - технологическая схема:
1-7- аналогичны указанным на рис. 1.6; 8 - теплообменник натриевых контуров;
9 - насос нерадиоактивного натрия; 10 - насос радиоактивного натрия.

СхемаАЭС с реактором БН трехконтурная, в двух из них используется жидкий натрий (в контуре реактора и промежуточном). Жидкий натрий бурно реагирует с водой и водяным паром. Поэтому, чтобы избежать при авариях контакта радиоактивного натрия первого контура с водой или водяным паром, выполняют второй (промежуточный) контур, теплоносителем в котором является нерадиоактивный натрий. Рабочим телом третьего контура является вода и водяной пар. В настоящее время в эксплуатации находится ряд энергоблоков типа БН, из них наиболее крупный БН-600.

АЭС не имеют выбросов дымовых газов и не имеют отходов в виде золы и шлаков. Однако удельные тепловыделения в охлаждающую воду уАЭС больше, чем уТЭС, вследствие большего удельного расхода пара, а, следовательно, и больших удельных расходов охлаждающей воды. Поэтому на большинстве новых АЭС предусматривается установка градирен, в которых теплота от охлаждающей воды отводится в атмосферу.

Важной особенностью возможного воздействия АЭС на окружающую среду является необходимость захоронения радиоактивных отходов. Это делается в специальных могильниках, которые исключают возможность воздействия радиации на людей. Чтобы избежать влияния возможных радиоактивных выбросов АЭС на людей при авариях, применены специальные меры по повышению надежности оборудования (дублирование систем безопасности и др.), а вокруг станции создается санитарно-защитная зона.

Дата добавления: 2014-01-06