Принципиальная схема атомных электростанций

По назначению и технологическому принципу действия атомные станции практически не отличаются от традиционных тепловых станций. Их существенное различие заключается, во-первых, в том, что на АЭС в отличие от ТЭС пар образуется не в котле, а в активной зоне реактора, а во-вторых, в том, что на АЭС используется ядерное топливо, в состав которого входят изотопы урана-235 (U-235) и урана-238 (U-238).

Особенностью технологического процесса на АЭС является также образование значительных количеств радиоактивных продуктов деления, в связи с чем атомные станции технически более сложны по сравнению с тепловыми станциями.

Схема АЭС может быть одноконтурной, двухконтурной и трехконтурной (рис. 2.9).

Рис. 2.9. Принципиальные схемы АЭС

Одноконтурная схема (рис. 2.9,а) наиболее проста. Выделившееся в ядерном реакторе 1 вследствие цепной реакции деления ядер тяжелых элементов тепло переносится теплоносителем. Часто в качестве теплоносителя служит пар, который далее используется как на обычных паротурбинных электростанциях. Однако образующийся в реакторе пар радиоактивен. Поэтому для защиты персонала АЭС и окружающей среды большая часть оборудования должна иметь защиту от излучения.

По двух- и трехконтурной схемам (рис. 2.9,б и 2.9,в) отвод тепла из реактора осуществляется теплоносителем, который затем передает это тепло рабочей среде непосредственно (например, как в двухконтурной схеме через парогенератор 3) или через теплоноситель промежуточного контура (например, как в трехконтурной схеме между промежуточным теплообменником 2 и парогенератором 3). На рис. 2.9 цифрами 5, 6 и 7 обозначены конденсатор и насосы, выполняющие те же функции, что и на обычной ТЭС.

Ядерный реактор часто называют «сердцем» атомной электростанции. В настоящее время существует довольно много видов реакторов.

В зависимости от энергетического уровня нейтронов, под воздействием которых происходит деление ядерного топлива, АЭС можно разделить на две группы:

• АЭС с реакторами на тепловых нейтронах;
• АЭС с реакторами на быстрых нейтронах.

Под воздействием тепловых нейтронов способны делиться лишь изотопы урана-235, содержание которых в природном уране составляет всего 0,7 %, остальные 99,3 % ― это изотопы урана-238. Под воздействием нейтронного потока более высокого энергетического уровня (быстрых нейтронов) из урана-238 образуется искусственное ядерное топливо плутоний-239, которое используется в реакторах на быстрых нейтронах. Подавляющее большинство эксплуатируемых в настоящее время энергетических реакторов относится к первому типу.

Принципиальная схема атомного энергетического реактора, используемого в двухконтурной схеме АЭС, представлена на рис. 2.10.

Ядерный реактор состоит из активной зоны, отражателя, системы охлаждения, системы управления, регулирования и контроля, корпуса и биологической защиты.

Активная зона реактора — область, где поддерживается цепная реакция деления. Она слагается из делящегося вещества, замедлителя и отражателя нейтронов теплоносителя, регулирующих стержней и конструкционных материалов. Основными элементами активной зоны реактора, обеспечивающими энерговыделение и самоподдерживающими реакцию, являются делящееся вещество и замедлитель. Активная зона отдалена от внешних устройств и работы персонала зоной защиты.

Рис. 2.10. Принципиальная схема энергетического атомного реактора:

1 ―активная зона; 2 ―тепловыделяющие элементы (твэлы); 3 ―отражатель; 4 ―защита; 5 ―теплоноситель; 6 ―теплообменник; 7 ―паровая турбина; 8 ―конденсатор; 9 ―электрический генератор

Ядерное топливо вводится в активную зону в виде так называемых тепловыделяющих элементов — твэлов. В твэлах ядерное топливо загружается в объем, создаваемый металлической оболочкой, которая предохраняет топливо от химического воздействия теплоносителя и препятствует неконтролируемому уходу топлива из объема наружу. Твэлы делаются обычно в виде тонких стержней для того, чтобы улучшить условия теплоотвода и замедления нейтронов. Количество таких тепловыделяющих элементов может достигать нескольких тысяч. Твэлы обычно изготавливают из циркония, алюминия, нержавеющей стали.

В качестве замедлителей, способствующих изменению процесса протекания цепной реакции, используются графит и тяжелая вода. В качестве отражателей используются устройства, содержащие практически те же вещества, которые служат замедлителями. Цель отражателей — уменьшить утечку нейтронов и тем самым улучшить условия самоподдержания процесса деления ядер урана-235.

Энергия, выделенная в результате реакций деления, отводится из активной зоны теплоносителем. Выбор теплоносителя в значительной степени определяется областью энергий нейтронов, где происходит большая часть реакций деления.

В соответствии с классификацией реакторов по виду теплоносителя и замедлителя среди отечественных реакторов на тепловых нейтронах выделяются:

• водографитовые реакторы, в которых теплоносителем является вода, замедлителем ― графит. В данную группу входят реакторы большой мощности канальные (РБМК). АЭС с РБМК имеют одноконтурную схему;
• водоводяные реакторы с водой под давлением (ВВЭР), в которых замедлителем и теплоносителем служит обессоленная вода. АЭС с ВВЭР имеют двухконтурную схему.

АЭС с реакторами на быстрых нейтронах (РБН) имеют трехконтурную схему: в первом контуре теплоносителем является жидкий радиоактивный натрий (или калий), во втором ― нерадиоактивный натрий (или калий), в третьем ― нерадиоактивная вода, нагреваемая в парогенераторе теплом нерадиоактивного натрия второго контура. Нерадиоактивный насыщенный пар третьего контура поступает в паровую турбину.

Первая в мире атомная электростанция была введена в эксплуатацию в 1954 г. в г. Обнинске. Первой промышленной атомной теплоэлектроцентралью (АТЭЦ) в нашей стране стала Билибинская АЭС (Чукотский автономный округ), которая успешно эксплуатируется более 30 лет. В настоящее время также прорабатываются проекты по использованию атомной энергии для целей теплоснабжения.