2.2.8 Принципиальные схемы трехконтурных АЭС

На АЭС с трехконтурными схемами устанавливаются реакторы на быстрых нейтронах, работающие на обогащенном топливе (обычно на смеси урана и плутония). Главными их положительными свойствами являются возможность использовать в качестве горючего изотоп урана U238, составляющий значительную часть природного урана, или плутоний, вырабатываемый тепловыми реакторами, и высокий коэффициент воспроизводства (1,4 и выше). Благодаря этому реакторы на быстрых нейтронах считаются наиболее перспективными для атомной энергетики. В отличие от тепловых реакторов в их активной зоне не должно быть замедлителя, поэтому теплоносителем могут быть газы и жидкие металлы, а не вода и другие среды, имеющие замедляющие свойства [3].

Промышленные энергетические реакторы на быстрых нейтронах (БН) используют в качестве теплоносителя жидкий натрий Na, обладающий высокой теплопроводностью и большой теплоемкостью. При низком давлении в реакторе можно получить высокую температуру на выходе из него. Однако большая активность Na при взаимодействии с водой требует сложной трехконтурной схемы, предотвращающей в аварийном случае опасный прямой контакт радиоактивного натрия с во-

28

дой.

Таким образом, в первом контуре циркулирует радиоактивный Na под невысоким давлением с температурой на выходе 600 °С, в промежуточном – при большем давлении (чтобы не допустить попадания в него радиоактивного Na) – нерадиоактивный Na с температурой на 20-35 °С ниже. В последнем контуре температура пара на входе в турбину составляет около 500 °С.

В таких схемах, например на Белоярской АЭС в блоке с БН-600, могут применяться обычные для ТЭС паровые турбины.

2.2.9 Технические характеристики реакторов трехконтурных АЭС

Таблица 2.12 Основные характеристики паропроизводящих установок АЭС с реакторами на

быстрых нейтронах [3]