2.2Технические характеристики реакторных установок

2.2.1Принципиальные схемы одноконтурных АЭС

Водноконтурной схеме АЭС рабочее вещество в турбоустановку поступает прямо из реактора и одновременно является его теплоносителем. Одноконтурные схемы АЭС возможны при использовании в качестве теплоносителя обычной или тяжелой кипящей воды или газа с высокой температурой на выходе из реактора.

На АЭС с одноконтурными схемами применяются следующие типы реакторов

[3].

а) Водо-водяные реакторы кипящего типа, где замедлителем и одновременно теплоносителем является обычная вода Н20: теплоноситель в реакторе доводится до кипения с образованием водяного пара; на выходе из реакторной установки температура пара равна температуре насыщения; в турбину поступает практически насыщенный пар. Тепловая схема одноконтурного энергоблока, наиболее проста. Реактор имеет корпусную конструкцию и обычно работает на слабообогащенном уране.

Тяжеловодный реактор кипящего типа с замедлителем тяжелой водой D2O может иметь в качестве теплоносителя тяжелую и обычную воду. В этом случае схема электростанции одноконтурная: на входе в турбину пар насыщенный. Эти реакторы имеют большие преимущества – возможность использования в качестве топлива природного урана и повышенный коэффициент воспроизводства. В то же время из-за высокой стоимости тяжелой воды удельные капитальные затраты почти в 2 раза выше, чем в реакторах на обычной воде.

12

Рисунок 2.1 План электростанции Areva Nuclear Power [8].

13

б) Водографитовые реакторы кипящего типа с замедлителем – графитом и теплоносителем – обычной водой выполняются канальной конструкции. Такие мощные реакторы называются реакторами большой мощности, канальными РБМК.

Вреакторах РБМК может генерироваться как насыщенный, так и перегретый пар.

Впервом случае тепловая схема атомной паротурбинной установки и параметры пара не отличаются от параметров АЭС с водо-водяными реакторами кипящего типа т. е. схема АЭС одноконтурная, и в турбину поступает насыщенный пар.

Канальная конструкция позволяет относительно легко увеличивать мощность реактора, а также осуществлять перегрев в специальных перегревательных каналах, когда в турбину поступает перегретый пар. Однако исследования и промышленный опыт обнаружили недостаточно благоприятные физико-технические свойства такого типа реакторов.

2.2.2 Технические характеристики реакторов одноконтурных АЭС

РБМК (Реактор большой мощности канальный) [3]. Отличительными признаками реактора РБМК считаются: наличие технологических каналов с топливом и теплоносителем, что допускает поканальную перезагрузку топлива; наличие графитового замедлителя, в котором установлены каналы, легководный кипящий теплоноситель в контуре многократной принудительной циркуляции с прямой подачей отсепарированного пара в турбину (рис. 2.2).

ГЦН

Рисунок 2.2. Принципиальная схема АЭС с реактором РБМК [5]. ГЦН – глав-

14

ный циркуляционный насос, ЦВД, ЦНД – цилиндры высокого и низкого давлений, СПП – сепаратор-пароперегеватель, ПНД – подогреватель низкого давления, Г – генератор, КН, ПН – конденсатный и питательный насосы.

Реакторная установка включает в себя сам реактор, контур многократной принудительной циркуляции и вспомогательные системы. Основные технические характеристики реакторных установок типа РБМК приведены в таблице 2.3.

Таблица 2.3

Основные характеристики реакторных установок типа РБМК [3]

BWR (Boiling Water Reactor) – корпусные кипящие водо-водяные реакторы. Корпусные кипящие водо-водяные реакторы (BWR) по типу уран-водной ре-

шетки, конструкции и материалам активной зоны принципиально не отличаются от не кипящих водо-водяных ректоров (ВВЭР или PWR). Отличия заключаются в значительном паросодержании теплоносителя в объеме активной зоны и наличии в корпусе реактора блока паросепарационных устройств. Данные реакторы могут работать как в режиме естественной, так и в режиме принудительной циркуляции теплоносителя и, как правило, в прямом цикле – с подачей пара непосредственно в турбину (рис. 2.3).

Струйный

насос

Ï ÂÄ Ï Í Ï Í Ä ÊÍ

ГЦН ГЦН Контрольные

стержни

ТВЭЛ

Рисунок 2.3 Принципиальная схема АЭС с реактором BWR [5]: ТВЭЛ - тепловыделяющий элемент, ПВД – подогреватель высокого давления. Ост обозначения см. рис 2.2.

Корпусные кипящие реакторы применяются достаточно широко: в США действуют 35 энергоблоков с реактором BWR, в Японии – 29 энергоблоков, в Швеции

– 8 энергоблоков. Единичная мощность действующих реакторов BWR достигает

1356 МВт [9].

16