Теплоносители ядерных установок. Конструкция и типы твэлов и ТВС. Типовые схемы энергоблоков АЭС с реакторами PWR, BWR, FR, CANDU, БН, VHTR, страница 6

По топливу – несколько классификаций: по обогащению U-235 (на природном и обогащенном уране), по агрегатному состоянию топлива (на металлическом природном уране, легированном уране, керамическом топливе, расплавах), по воспроизводящему материалу (с уран-плутониевым или ториевым циклом). Наиболее распространены реакторы с твердым керамическим топливом и уран-плутониевым циклом.

По назначению – энергетические, исследовательские, промышленные. Наиболее распространены энергетические реакторы (АЭС, АСТ, АТЭЦ, судовые и космические установки). Исследовательские реакторы используются для фундаментальных и прикладных исследований, для технологических, агрегатных и медицинских целей, для производства изотопов. Промышленные реакторы первоначально использовались для чисто военных целей, а именно для наработки Pu-239. Затем они стали многоцелевыми, т.е. от них начали получать тепло для отопления жилых домов, на них стали производить изотопы гражданского назначения.

Основные типы энергетических реакторов

Как мы уже увидели, принципиально возможны сотни 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

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.