1.3 Атомные электростанции (аэс).

АЭС — это по существу тепловые станции, которые используют тепловую энергию ядерных реакций. Ядерные превращения происходят в реакторах, которые по своему устройству могут быть различными.

Основной вид ядерного горючего — уран U-235. Содержание этого изотопа в природном уране всего 0,714%. Основной изотоп U-238 (99,28%) цепной ядерной реакции не поддерживает. Получение чистого изотопа U-235 очень сложно и дорого, поэтому поль­зуются естественным ураном или обогащают его до нескольких процентов по U-235.

Ядерное топливо обладает очень высокой теплотворной способностью. Так, 1 кг U-235 способен заменить 2900 т угля. Поэтому станции типа АЭС особенно эффективны в районах, бедных топлив­ными ресурсами, например в европейской части России.

При делении ядер урана образуются быстрые нейтроны, энергия которых велика. В природном или слабообогащенном уране цепные ядерные реакции на быстрых нейтронах не развиваются. Поэтому быстрые нейтроны необходимо замедлять до тепловых (медленных) нейтронов. В качестве замедлителей используют воду, тяжелую воду, графит и т. д.

Одним из самых распространенных реакторов на тепловых нейтронах является водо-водяной реактор (ВВР), в котором вода используется в качестве замедлителя нейтронов и для выноса тепла из активной зоны. На рис. 1.3 изображена принципи­альная технологическая схема станции с ВВР. В реактор вода нагнетается главным циркуляционным насосом 8. Нагреваясь в реакторе, она затем попадает в теплообменник 2, где отдает тепло воде второго контура. Образовавшийся в результате этого пар поступает из теплообменника в обычную турбину конденсационного типа. Из рис. 1.3 видно, что основное отличие АЭС от обычных тепловых станций состоит в том, что вместо котла используется ядерный реактор с теплообменными устройствами.

Рис. 1.3. Принципиальная технологическая схема станции с реактором ВВ:

1 — реактор; 2 — парогенератор; 3 – турбина; 4 – генератор; 5 – трансформатор блока; 6 – конденсатор турбины; 7 – конденсатный (питательный) насос; 8 – главный циркуляционный насос.

В остальном, за исключением некоторых установок собственных нужд, обеспечивающих работу реактора, АЭС подобна конденсационной станции как в части основного пароводяного контура, так и в электрической части. АЭС, так же как и КЭС, строятся по блочному принципу. Основной недостаток ВВР — невозможность получения пара высоких параметров, что снижает к. п. д. станции.

Рис. 1.4. Технологическая схема АЭС с перегревом пара в реакторе:

1 — реактор; 2 — парогенератор; 3 – турбина; 4 – генератор; 5 – трансформатор блока; 6 – конденсатор турбины; 7 – конденсатный (питательный) насос; 8 – главный циркуляционный насос.

На рис. 1.4 показана технологическая схема станции с перегревом пара в реакторе, для чего используется водографитовый реактор (ВГР), в котором теплоносителем является вода, а замедлителем — графит. Второй контур имеет контакт с активными частями реактора по пару и приобретает слабую радиоактивность, однако это обстоятельство окупается значительным повышением экономичности работы тепломеханического оборудования.

Основу таких станций будут составлять реакторы типа ВВР с электрической мощностью 440 и 1000 МВт, а также реакторы типа ВГР с электрической мощностью 1000 МВт.

В ближайшие 10—12 лет планируется ввести атомных станций на общую мощность 30 млн. кВт.

Наряду с широким применением урана U-235 ведутся работы по накоплению и использованию других ядерных топлив, среди кото­рых наиболее перспективным является плутоний Ри-239, получаемый искусственно из урана U-238. Для этого U-238 облучается быстрыми нейтронами в специальных реакторах-размножителях. Активная зона такого реактора (рис, 1.5, а) состоит из обогащенного урана U-235, который находится в состоянии ядерной реакции. Быстрые нейтроны воздействуют на элементы из урана U-238 и превращают его в Ри-239, который может быть использован впо­следствии на АЭС. В среднем получается приблизительно в 1,5 раза больше ядерного топлива, чем затрачивается U-235.

Такой способ воспроизводства ядерного горючего тем более ценен, что одновременно в реакторе-размножителе выделяется большое количество тепла, которое может быть использовано для получения электроэнергии. Технологическая схема АЭС с реактором-размножителем представлена на рис. 1.5, б. Схема 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.

Рисунок 1.5 - Технологическая схема АЭС с реактором-размножителем:

а – принцип выполнения активной зоны реактора; б – технологическая схема;

1 — реактор; 2 — парогенератор; 3 – турбина; 4 – генератор; 5 – трансформатор блока; 6 – конденсатор турбины; 7 – конденсатный (питательный) насос; 8 – главный циркуляционный насос; 9 – теплообменник натриевого контура; 10 – насос нерадиоактивного натрия; 11 – насос радиоактивного натрия.