4.3.2. Схема и цикл атомной теплоэнергетической установки
На
атомных станциях тепловая энергия
получается при делении ядер атомов
природного урана
в смеси с ураном
.
В результате ядерной реакции выделяется
огромное количество энергии, из которой
82 % приходится на долю тепловой энергии.
При этом 1 кг атомного топлива дает
80∙1012
Дж теплоты, что эквивалентно сжиганию
2,5 тыс. т каменного угля.
Атомная установка состоит из реактора и паротурбинной (или газотурбинной) установки, в которой происходит энергетическое преобразование теплоты, полученной в реакторе.
Установка, в которой пар производимый в реакторе направляется непосредственно на турбину, называется одноконтурной. В этой установке вода содержит радиоактивные примеси и поэтому все оборудование работает в радиационно-активных условиях, что усложняет ее эксплуатацию. Преимущество ее – простота конструкции.
Установка, в которой первичный теплоноситель и рабочее тело разделены, называется двухконтурной (рис. 4.13). В этой установке теплоноситель, циркулирующий в первом контуре, отдает полученную теплоту рабочему телу, циркулирующему во втором контуре, в парогенераторе, в котором образуется пар для паротурбинной установки. В результате рабочее тело обладает меньшей радиационной активностью, что упрощает эксплуатацию атомной установки.
Рис. 4.13. Принципиальная схема двухконтурной АЭС:
1 – реактор; 2 – турбина; 3 – парогенератор; 4 – конденсатор;
5 - деаэратор; 6 – сепаратор; 7 – паросборник; 8 – компенсатор объема; 9 - конденсатный насос; 10 – циркуляционный насос; 11 – питательный насос; 12 – промежуточный пароперегреватель
Примечание. |
Тяжелая вода (Н2О или D2O) – окись дейтрия химического соединения изотопа водорода дейтрия с кислородом tкип=101,43 оС, ρ = 1,106 кг/м3 при 11,23 оС. |
Тепловая энергия, образующаяся в тепловыделяющихся элементах (ТВЭЛ) атомного реактора (1) передается в парогенераторе (3) рабочему телу, т.е. водяному пару.
В первом контуре для предотвращения вскипания теплоносителя применяют воду под высоким давлением или высококипящий теплоноситель (органические жидкости, жидкие металлы и газы), циркуляция их осуществляется насосом (10).
Для АЭС характерен низкий перегрев пара, поэтому на турбину (2) пар поступает насыщенным, как только пар достигнет предельной влажности, он выводится из промежуточных ступеней турбины и пропускается через сепаратор (6) для отделения влаги и в промежуточный пароперегреватель (12) для подсушки пара. Затем пар поступает в последующие ступени турбины (2). А далее в конденсатор (4) и насосом (9) в деаэратор, для отделения газов, и затем насосом (11) снова в парогенератор.
Наиболее освоенными реакторами являются водо-водяные, которые представляют собой металлический корпус с размещенными в нем кассетами. Каждая кассета состоит из металлического кожуха с собранными в нем цилиндрическими стержнями. Стержень состоит из циркониевой оболочки, заполненной урановыми «таблетками» (пластинками), круглой или многогранной формы, также стержни называются тепловыделяющимися элементами (ТВЭЛами).
Таким образом теплоноситель (вода) прогоняется насосами (10) через кассеты с ТВЭЛами, в результате реакции деления ядерного топлива выделяется теплота, которая передается теплоносителю.
Вода,
являясь теплоносителем, одновременно
выполняет также роль замедлителя
нейтронов, которые вызывают деление
ядер
и создают цепную ядерную реакцию. Чтобы
реакция самопроизвольно не разгонялась,
нужны замедленные (тепловые) нейтроны,
скорость которых не превышает 2 км/с.
Эту двоякую роль выполняет вода, поэтому
реактор называют ВВЭР.
Параметры пара вырабатываемого в парогенераторе и тепловая мощность реактора определяются допустимой температурой оболочек ТВЭЛов (не более 400 – 600 оС) или предельно допустимой температурой ядерного горючего. В противном случае происходят нежелательные фазовые превращения ядерного горючего, переход из α-фазы в β-фазу.
К достоинствам АЭС относятся:
- широкий диапазон регулирования мощности;
- небольшая величина себестоимости электроэнергии, например, на органическом топливе она составляет 50 – 60 %, на АЭС – 15 – 40 %, а с учетом получения плутония, как атомного топлива этой величиной пренебрегают;
- независимость от источников сырья (т.е. урановых месторождений) и небольшой расход ядерного горючего, например, Нововоронежская АЭС на 1 млн кВт∙ч электроэнергии расходует 220 г урана, что эквивалентно 400 т угля.