Тепловые схемы АЭС и типы реакторов

В зависимости от типа реактора, используемого теплоносителя, состава оборудования энергетической установки и других факторов тепловая схема АЭС может быть одно - , двух – и трехконтурной (Рис. 2). Одноконтурные и двухконтурные схемы применяют на АЭС с реакторами на тепловых нейтронах, трехконтурные – на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах.

В одноконтурной схеме (Рис. 2 а) пар вырабатывается непосредственно в реакторе и поступает в паровую турбину, вал которой соединен с валом генератора. Отработавший пар в турбине конденсируется в конденсаторе, и питательным насосом подается снова в реактор. Таким образом, в этой схеме теплоноситель является одновременно и рабочим телом. Реактор может работать как с естественной, так и с принудительной циркуляцией теплоносителя по дополнительному внутреннему контуру, на котором установлен соответствующий циркуляционный насос.
Преимуществом одноконтурных АЭС является их простота и меньшая стоимость оборудования по сравнению с АЭС, выполненными по другим схемам, а недостатком – радиоактивность теплоносителя, что выдвигает дополнительные требования при проектировании и эксплуатации паротурбинных установок АЭС.
В двухконтурной тепловой схеме АЭС (Рис. 2 б) контуры теплоносителя и рабочего тела разделены. Контур теплоносителя, прокачиваемого через реактор и парогенератор циркуляционным насосом, называют первым или реакторным, а контур рабочего тела – вторым. Оба контура замкнутые, и обмен теплотой между теплоносителем и рабочим телом осуществляется в парогенераторе. Турбина, входящая в состав второго контура, работает в условиях отсутствия радиационной активности, что упрощает ее эксплуатацию. В реакторах на быстрых нейтронах исключается использование материалов, хорошо замедляющих нейтроны, поэтому в качестве теплоносителя применяется не вода, а расплавленный натрий, который в очень малой степени замедляет нейтроны и , обладая хорошими теплофизическими свойствами, обеспечивает эффективную передачу теплоты. К недостаткам натрия как теплоносителя его повышенное химическое взаимодействие с водой и паром и большая наведенная активность при облучении нейтронами в реакторе. Поэтому, чтобы исключить контакт радиоактивного натрия с водой или паром, создают промежуточный контур.
В трехконтурных схемах АЭС (Рис. 2 в) радиоактивный теплоноситель первого контура (жидкий натрий) насосом прокачивается через реактор и промежуточный теплообменник , в котором он отдает теплоту нерадиоактивному теплоносителю, прокачиваемому по промежуточному контуру теплообменник – парогенератор. Контур рабочего тела аналогичен двухконтурной схеме АЭС.
Второй контур исключает возможное взаимодействие радиоактивного натрия с водой при появлении неплотностей в теплообменных стенках парогенератора. Введение этого контура приводит к дополнительному увеличению капитальных затрат на 15 – 20 %, однако повышает надежность и безопасность работы станции.

Существует три типа реактора:
1. РБМК – реактор большой мощности канальный, применяют на АЭС с одноконтурной схемой.
2. ВВЭР – водо- водяной энергетический реактор, применяют на АЭС с двухконтурной схемой.
3. БНР – реактор на быстрых нейтронах, применяют на АЭС с трехконтурной схемой.
Характерная особенность развития атомной энергетики нашей страны в том, что она базируется на водо – водяных реакторах типа ВВЭР и на водо – графитовых реакторах типа РБМК. Каждый из реакторов этих типов обладает определенными достоинствами и особенностями и имеет собственное значение для развития атомной энергетики страны.
Канальный реактор РБМК- 1000 кипящего типа с графитовым замедлителем и водяным теплоносителем вырабатывает насыщенный пар под давлением 7 МПа; активная зона размещена в бетонной шахте сечением 21 21 м , глубиной 25 м. Графитовая кладка выполнена из отдельных собранных в колонны графитовых блоков с вертикальными цилиндрическими сквозными отверстиями для размещения технологических и специальных каналов и расположена в герметичной полости(реакторном пространстве), образованным цилиндрическим кожухом. В каждый технологический канал помещается кассета с двумя тепловыделяющими сборками , состоящая каждая из 18 ТВЭЛов , заполненных таблетками из двуокиси урана, обогащенной ураном – 235.
Теплоноситель - вода с температурой 270ОС – подается главными циркуляционными насосами к раздаточным групповым коллектора, откуда распределяется по технологическим каналам. Поднимаясь по каналам вверх, вода омывает тепловыделяющие элементы, нагревается до температуры насыщения, частично испаряется; образовавшаяся пароводяная смесь по индивидуальным трубопроводам от каждого канала поступает в барабаны – сепараторы, где разделяется на пар и воду. Отсепарированная вода смешивается с питательной и по опускным трубам направляется к главным циркуляционным насосам.
Насыщенный пар давлением 7 МПа поступает к двум турбинам. Отработав в цилиндрах высокого давления турбин, пар направляется в промежуточные сепараторы – перегреватели, где он осушается и перегревается до температуры 250ОС. Благодаря промежуточному перегреву пара обеспечивается повышение экономичности и надежности работы турбины.
Одна из главных особенностей реакторов РБМК – возможность перегрузки топлива на работающем реакторе без снижения его мощности. Достоинством также является возможность их изготовления на общемашиностроительных заводах.
Главный недостаток – разветвленность и громоздкость контура циркуляции, что требует поиска новых конструкторских решений, позволяющих сократить и упростить это контур. На сегодняшний день реакторы канального типа (РБМК) не производятся в связи с аварией на Чернобыльской АЭС.
К числу наиболее освоенных относятся водо – водяные реакторы. В них замедлителем нейтронов и теплоносителем является обыкновенная вода.
ВВЭР – 1000 представляет собой толстостенный цилиндрический стальной корпус, в котором устанавливается шахта с днищем (внутрикорпусное устройство); внутри шахты размещена активная зона. В активной зоне расположен набор тепловыделяющих кассет - сборок . Создаваемый циркуляционными насосами поток воды поступает в корпус через входные патрубки , проходит вниз по кольцевому зазору между корпусом и внутрикорпусными устройствами в нижний смесительный объем, затем через распределительную решетку – в активную зону. Из активной зоны вода поступает в верхнюю смесительную камеру и через выходные патрубки выходит из корпуса. Вода отводит выделяющуюся в активной зоне теплоту и передает ее в парогенераторах воде второго контура, которая превращается в пар.
Давление в первом контуре примерно 16 МПа; во втором контуре в парогенераторе вырабатывается насыщенный пар давлением примерно 6,4 МПа и температурой 278,5 ОС .
Для обеспечения максимальной безопасности установки все оборудование, содержащие активный теплоноситель под давлением, размещено в защитной оболочке.
При современных темпах роста атомной энергетики на базе реактора на тепловых нейтронах запасы дешевого природного урана могут быть исчерпаны в течение нескольких ближайших десятилетий. Поэтому одной из важнейших задач ядерной энергетики является разработка и создание реакторов - размножителей на быстрых нейтронах. Один из таких реакторов (БН - 600) эксплуатируют в России на Белоярской АЭС и готовят к вводу в действие реактор БН – 800 мощностью 800 МВт. Реакторы на быстрых нейтронах позволяют получать в процессе деления ядер урана плутоний – 239, который, в свою очередь, можно использовать в качестве топлива. Поэтому реакторы на быстрых нейтронах называют реакторы – размножители.

По сравнению с уже применяемым на атомных электростанциях оборудованием, клиновые задвижки и обратные клапаны производства ЗАО «Тяжпромарматура» обладают рядом преимуществ.