2.1. Основные двух- и трехкоитурные
СХЕМЫ АЭС
Среди конкретных схем, воплощенных в проектных и действующих АЭС, широкое распространение получили наряду с одноконтурными двухконтурные и трехкоитурные АЭС. Если в одноконтурной схеме (см. гл. 1) производство пара осуществляется непосредственно в самом ядерном реакторе, то в рассматриваемых двухконтурных схемах АЭС генерация пара осуществляется в специальном аппарате-парогенераторе под действием теплоты, передаваемой из реактора теплоносителем, постоянно циркулирующим между реактором и парогенератором.
В Советском Союзе успешно работают на многих стан-циях двухконтурные ядерные установки с корпусными водо-водяными энергетическими реакторами типа ВВЭР.
На рис. 2.1 дана принципиальная схема двухконтурной АЭС с во-до-водяным энергетическим реактором. Тепловая энергия, выделяющаяся в активной зоне 2 реактора 1 в результате деления ядер урана-235, направляется теплоносителем — водой — по шести трубопроводам в шесть парогенераторов 3, где передается кипящей воде, находящейся под меньшим давлением, и расходуется на подогрев воды до температуры кипения и генерацию пара, после чего охлажденный теплоноситель по шести трубопроводам циркуляционными насосами 4 возвращается в реактор.
Возможны варианты с четырьмя, тремя и даже двумя парогенера-торами, т. е. четырех-, трех- и двухпетлевые схемы. Уменьшение числа петель снижает капитальные затраты станции. Изменение объема теплоносителя в первом контуре при нагревании или охлаждении его компенсируется в специальных устройствах — объемных компенсаторах 5. Насыщенный пар из парогенераторов направляется в паровую турбину 6, где отдает энергию на производство механической энергии, конденсируется на выходе из турбины в конденсаторе 7. Конденсат подается насосом δ в подогреватели низкого давления 9, а затем — в деаэратор 10.
Питательные насосы 11 подают воду в подогреватели высокого давления 12, а далее — в парогенераторы. Утечка воды во втором контуре компенсируется специальной подачей из химической установки по
Рис. 2.1. Принципиальная схема двухконтурной АЭС с водо-водяным энергетическим реактором
подготовке добавочной воды 13. На станциях предусмотрены насосные установки для подачи воды в первый контур, системы аварийного за-полнения водой активной зоны реактора при мгновенном разуплотнении первого контура и др.
Насыщенный пар невысокого давления является низ-копотенциальным рабочим телом. Поэтому тепловой КПД паросилового цикла АЭС с водо-водяными реакторами со-ставляет 0,25—0,30.
Создание АЭС данного типа на перегретом паре в принципе возможно, но с малым перегревом: Δtп.п = 10 ÷ 20 °С. Такой перегрев не может существенно повлиять на увеличение КПД паросилового цикла. Коренным образом решается эта проблема при использовании в качестве теп- лоносителя жидкого металла, например натрия, на ядер- ных установках, в которых деление ядер топлива осуще- ствляется при облучении быстрыми нейтронами. Особен- ности нейтронно-физических процессов, протекающих в ак- тивной зоне реактора, и требования надежности побудили к созданию в этих установках дополнительного промежу- точного контура, в котором циркулирует жидкий натрий. Создание промежуточного контура породило трехконтур- ную схему АЭС и в сильной степени усложнило ядерную
Рис. 2.2. Принципиальная схема трехконтурной АЭС с реактором на быстрых нейтронах
установку. Принципиальная схема трехконтурной АЭС приведена на рис. 2.2.
Теплота, выделяющаяся в активной зоне и зоне воспроизводства 2 реактора 1 вследствие деления ядер топлива, снимается с поверхности твэлов протекающим жидким натрием, который постоянно циркулирует через активную зону и зону воспроизводства. Нагретый в реакторе до температуры 550—600 °С натрий направляется в промежуточный тепло-обменник 3, в котором отдает тепловую энергию менее нагретому натрию второго контура. Из промежуточного теплообменника охлажденный до 350—450 °С натрии циркуляционным насосом 4 возвращается в реактор.
Для очистки натрия первого контура устанавливается специальное приспособление — холодная ловушка 5, а для очистки второго контура — ловушка 9. Натрий второго контура выходит из промежуточного теплообменника при температуре 450—500 °С, направляется в паропе-регреватель 6, а затем в испаритель 7, передает теплоту пару и кипящей воде, затем возвращается циркуляционным насосом второго контура 8 в промежуточный теплообменник. Перегретый пар из парогенераторов направляется в паровую турбину 10, вращающую электрогенератор, где отдает энергию на производство механической энергии, конденсируется на выходе из турбины в конденсаторе 12. Конденсат подается насосом 13 в подогреватель низкого давления 14, а затем —
в деаэратор 15. Питательные насосы 16 подают воду в подогреватели высокого давления 17, а далее — в парогенераторы.
Охлаждение натрия второго контура в парогенераторе осуществляется до температуры 300—350 °С. В последнее время в СССР и за рубежом получили распространение интегральные схемы реакторных установок с расположением промежуточных теплообменников непосредственно в корпусе самого реактора по периферии активной зоны. Такой интегральный вариант исключил трубопроводы первого контура, что в свою очередь привело к снижению ка-питальных затрат.
На рис. 2.2 приведена шестипетлевая схема, в которой от одного реактора по шести петлям тепловая энергия направляется в шесть промежуточных теплообменников.
В АЭС па быстрых нейтронах возможны также четырех-, трех- и двухпетлевые варианты. Подача теплоносителя— жидкого натрия, имеющего температуру 450— 500 °С, — в парогенератор дает возможность получить перегретый пар температурой 400—450°С. Использование пара, имеющего высокие давления и температуру, позволило поднять КПД паросилового цикла на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах до 0,38—0,42.