ИСТОЧНИК ЭНЕРГИИ, ТЕПЛОНОСИТЕЛИ И СХЕМЫ АЭС Атомная энергетика развивается исключительно быст¬рыми темпами. Если в 1954 г. работала только одна — первая в мире атомная электростанция СССР мощностью 5 МВт, то через 30 лет в 26 странах мира действовали 313 ядерных энергетических реакторов суммарной мощностью 208 млн. кВт. В СССР на начало 1985 г. действовало свыше 40 ядерных энергоблоков общей мощностью более 23 млн. кВт. Пущен ряд блоков по 1000 МВт, а на Игналинской АЭС — крупнейший в мире энергоблок на 1500 МВт. К 1986 г. в мире было построено 382 атомных энергоблока общей установленной мощностью 258,8 млн. кВт с годовой выработкой 1487 млрд. кВт-ч, что составляет около 15 % мирового производства электроэнергии. К 1990 г. мощность мировой ядерной энергетики составит 370—400 млн. кВт, а к 2000 г. — от 580 до 800 млн. кВт. Получают развитие атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ) и атомные станции теплоснабжения (ACT). Ведутся также работы по созданию ядерных энергетических установок на промышленных предприятиях для энергоснабжения технологических процессов химических, металлургических и других производств. 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 Ри) 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. 19.1. Делящееся вещество (ядерное «горючее») раз¬мещают в так называемых тепловыделяющих элементах (твэлах), покрытых защитной оболочкой. Выделяющиеся при делении ядер 235и вторичные нейтроны движутся с огромной скоростью (15 000 км/с), имея энергию примерно 5 МэВ. Для увеличения вероятности встречи нейтронов с ядрами 235и и поддержания реакции необходимо снизить энергию нейтронов (скорость движения) до энергии тепло¬вого движения (0,025 эВ). Такие нейтроны называются медленными или тепловыми. 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. Теплоносители, применяемые . для отвода теплоты в ядерных реакторах, должны удовлетворять ряду требований: иметь тепловую и ядерную устойчивость и стойкость против коррозии, высокие теплоемкость и теплопроводность, низкую температуру плавления, способность отводить теплоту из реактора при высоких температурах. По последнему показателю применяемые теплоносители подразделяются на две группы: низкотемпературные (температура на выходе из реактора до 450 °С) и высокотемпературные (температура на выходе из реактора до 900°С). 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 коррозионно инертным, 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. 1 Реактор, схема которого показана на рис. 19.1, а, назы¬вается канальным. Теплоносителем в нем является вода, циркулирующая в трубках (каналах), а замедлителем — графит. Реакторы корпусного типа приведены на рис. 19.1, б и в. На схеме рис. 19.1,6 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. 19.1, 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 235и идет синтез нового ядерного топлива 239Ри. 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 235й в зоне реакции путем применения урана, обогащенного изотопом 235и. Замедлитель в реакторах на быстрых нейтронах не применяют. Отражатель изготовляют из 238и. 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 теплоноси- • тель, охлаждающий элементы реактора, является-одновременно и рабочим телом (рис. 19.2, 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. 19.2,6). В современных одноконтурных АЭС теплоносителем и рабочим веществом является кипящая вода. Примером такой одноконтурной станции является второй блок Белр-ярской АЭС с канальным реактором и графитовым замед¬лителем, общая принципиальная схема которой соответствует рис. 19.2, а. Образующаяся в испарительных каналах реактора пароводяная смесь направляется в барабан-сепа¬ратор. Насыщенный пар проходит пароперегревательные каналы, перегревается (р = 8,8 МПа, t = 500°С) 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. В двухконтурной АЭС (рис. 19.2,6), реализованной на Нововоронежской станции, теплоносителем, циркулирующим в первом контуре (корпусном реакторе) и теплообменнике-парогенераторе, является горячая некипящзя 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 °С, 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 паро¬турбинное оборудование является радиоактивным, в двух-контурных 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. Рис. 19.1. Принципиальные схемы ядерных реакторов: а__канальный; б — корпусной газографитовый; в — корпусной водо-водяной; 1 — тепловыделяющий элемент; 2 — замедлитель; 3—подвод теплоносителя; 4 — от¬вод теплоносителя; 5 — отражатель; 6 — регулирующий стержень; 7 — корпус; в — биологическая защита Рис. 19.2. Принципиальные технологические схемы одноконтурной и двухконтурной АЭС: . о — одноконтурная; 6 — двухконтурная; 1 — атомный реактор; 2 — парогенерирующие каналы; 3 — барабан-сепаратор; 4 — циркуляционный насос; 5 — паропере-гревательные каналы; 6 — турбина; 7 — электрогенератор; 8 — конденсатор; 9 — питательный насос; 10 — парогенератор; 11— подпитка
