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 х
14%. 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) – 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 (FastReactor), 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 и 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.
Библиографический список
1. Машиностроение ядерной техники / под ред. Е.О. Адамова
(Энциклопедия «Машиностроение»; том IV-25, книга 1). – М.:
Машиностроение, 2005.
2. Быстрый реактор естественной безопасности со свинцовым теплоносителем для крупномасштабной ядерной энергетики / под ред. Е.О. Адамова, В.В. Орлова. – М.: ГУП НИКИЭТ. 2002.
3. USGeological Survey, Mineral Commodity Summaries, January, 2001.
4. Самойлов А.Г. Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов /
А.Г. Самойлов. – М.: Энергоатомиздат, 1985.
5. World List of Nuclear Power Plants / Nucl. News. 2008. Vol. 51. No. 3.
P. 39-52.
6. Официальный сайт ОАО «Концерн Росэнергоатом». Интернет- ресурс: http: // www. rosenergoatom.ru / rus / about / info /.
7. Канальный ядерный энергетический реактор РБМК / под общей ред. Ю.М. Черкашова. – М.: ГУП НИКИЭТ, 2006.
8. Денисов В.П. Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций / В.П. Денисов, Ю.Г. Драгунов. – М.: Атомиздат,
2002.
9. Schneider M. et al. The World Nuclear Industry Status Report 2009 /
Paris. August, 2009,
Уважаемый посетитель!
Чтобы распечатать файл, скачайте его (в формате Word).
Ссылка на скачивание - внизу страницы.