Основные типы энергетических реакторов

Как мы уже увидели, принципиально возможны десятки типов реакторов в зависимости от теплоносителя, замедлителя, назначения и т.д. Однако практически целесообразных конструкций не так много.

Целесообразные сочетания замедлителя и теплоносителя в яр

Замедлитель	Теплоноситель
	Н2О	Газ	D2О	Жидкий металл
Н2О	+	-	-	-
Графит	+	+	-	-
D2О	+	+	+
Отсутствует	-	+	-	+

Наиболее распространены водо-водяные реакторы на тепловых нейтронах корпусного типа под давлением (PWR, ВВЭР) или кипящие (BWR, BK). Графитоводяные реакторы могут быть только канального типа (РБМК), т.к. недопустим контакт воды с графитовой кладкой. Графитогазовые реакторы являются реакторами корпусного типа. Тяжеловодные реакторы могут быть канального и корпусного типа. Реакторы на быстрых нейтронах, охлаждаемые жидким натрием, выполняются корпусными и имеют три контура (два натриевых и вода-пар).

4. Типовые схемы энергоблоков аэс с реакторами pwr, bwr, fr, candu, бн, vhtr

Под атомной станцией (АС) подразумевается энергетический объект для производства электрической и/или тепловой энергии в заданных режимах и условиях применения, на котором для осуществления этой цели используется ядерный (реактор) и комплекс необходимых систем, устройств, оборудования и сооружений с необходимым персоналом.

По назначению атомные станции разделяются на несколько типов:

• атомная электрическая станция (АЭС) – атомная станция, предназначенная для производства электроэнергии;

• атомная ТЭЦ (АТЭЦ) – атомная станция, предназначенная для комбинированной выработки тепловой и электрической энергии, соотношение которых может регулироваться;

• атомная станция теплоснабжения (АСТ) – атомная станция, предназначенная только для получения низкопотенциальной теплоты, используемой для отопления и горячего водоснабжения;

• атомная энерготехнологическая станция (АЭТС) – атомная станция, предназначенная для получения электроэнергии и высокопотенциальной теплоты, используемой в энергоемких технологических процессах (конверсия угля, получение водорода и т.д.).

Атомная станция состоит, как правило, из нескольких энергоблоков (блоков), что позволяет использовать некоторые общие системы для обслуживания всех или части блоков АС. Обычно АС имеют от двух до четырех энергоблоков, но возможно и большее число блоков, как, например, на самой большой в мире японской АЭС «Касивадзаки-Карива» (7 энергоблоков). Индия планирует сооружение АЭС, имеющих по 8 энергоблоков.

Как правило, в состав блока входит одна реакторная установка. Под реакторной установкой (РУ) подразумевается комплекс систем и элементов, включающий реактор и непосредственно связанные с ним системы, необходимые для его нормальной эксплуатации, аварийного охлаждения, аварийной защиты и поддержания в безопасном состоянии.

Энергоблоки АЭС различают по числу турбогенераторов, приходящихся на одну реакторную установку: моноблок (реактор с одним турбогенератором), дубль-блок (реактор с двумя турбогенераторами), блок с тремя турбогенераторами на реактор.

Классификация наиболее распространенных энергоблоков АЭС по типу реактора – водо-водяной с водой под давлением (PWR, ВВЭР), водо-водяной с кипящей водой (BWR, ВК), тяжеловодный канальный CANDU, уран-графитовый с кипящей водой (РБМК – Реактор Большой Мощности Канальный), реактор на быстрых нейтронах (БН) и газоохлаждаемый реактор (VHTR).

Энергоблок с реактором PWR, ВВЭР (рис. 3.7.1) – двухконтурная схема. Недогретая до кипения вода первого контура при высоком давлении (15,7 МПа в ВВЭР) нагревается на ~ 20 °С при прохождении через активную зону и затем в парогенераторе происходит передача тепла во второй контур более низкого давления (6,3 МПа) с генерированием пара, который подается на турбогенератор.

Энергоблок с BWR, ВК (рис. 3.7.2) – одноконтурная схема. Возможны естественная и принудительная циркуляция. Давление в контуре 7 МПа, причем вода не только нагревается, но и частично испаряется до массового расходного паросодержания х14%. Отсутствует парогенератор с его проблемами, однако не исключена радиоактивность турбины и соответствующих трактов. Для кипящих реакторов требуются существенно большие размеры корпуса.

Энергоблок с CANDU (рис. 3.7.3 и 3.7.3.1) – первый контур РУ состоит из двух (или четырех) петель. Стандартный блок CANDU-6 имеет моноблочную систему «реактор-турбогенератор» и размещается в одном здании. РУ помещена в герметичный контеймент из предварительно напряженного железобетона, представляющий собой цилиндр высотой 46 м и диаметром ~ 41,5 м. Для охлаждения тяжеловодного замедлителя нейтронов, нагревающегося в каландре, используется специальный контур охлаждения с теплообменником и насосом.

Энергоблок с РБМК (рис. 3.7.4) – тоже фактически одноконтурная схема, хотя в ней имеется «контур многократной принудительной циркуляции» из-за разделения теплоносителя в барабан-сепараторе на воду и пар.

Энергоблок с ВК-300 (рис. 3.7.5) – эта установка еще не сооружена. Она трехцелевая: электроэнергия, тепло и опреснение соленой воды. В ней используется многоконтурная схема, в том числе контур многоступенчатой опреснительной установки.

Энергоблок с FR (Fast Reactor), БН (рис. 3.7.6) – реактор охлаждается жидким металлом – натрием. Учитывая активное взаимодействие натрия с водой и воздухом, разработчики выбрали трехконтурную схему. Кроме основного (первого) циркуляционного контура с натрием, находящимся при почти атмосферном давлении, и теплосилового контура с водой и паром имеется еще один промежуточный контур, также заполненный натрием. В промежуточном контуре давление натрия выше давления натрия в первом контуре и ниже давления воды в третьем (теплосиловом) контуре, благодаря чему повышается безопасность установки, хотя из-за него капитальные затраты увеличиваются на 15-20%.

Энергоблок с быстрым газоохлаждаемым реактором VHTR (рис. 3.7.7) – применение гелиевого теплоносителя позволяет получить на выходе из реактора высокие температуры и производить, кроме электроэнергии, водород и технологическое высокотемпературное тепло. В энергоблоке предусмотрено использование гелиевой турбины. Интеграция на площадке АЭС предприятий по переработке облученного (отработанного) ядерного топлива и изготовлению топлива из выделенных при этом материалов позволяет снизить риск несанкционированного распространения ядерных материалов.