ТЕПЛОВЫЕ СХЕМЫ АЭС. ВИДЫ ТОПЛИВ.

В качестве ядерного топлива на АЭС используют обогащенный уран 235 или плутоний 239й, которые при распаде переходят в уран 236 и плутоний 240. Ядерная энергия, освободившаяся, в результате цепных реакций деления превращается в теплоту, которую теплоносителями отводят из реактора. В качестве теплоносителей могут использовать очищенную воду, либо жидко-металлический, либо газовый. Все АЭС можно подразделить по принципиальным тепловым схемам на:

1. Одноконтурные, в которых пар непосредственно образуется в реакторе и подается на паровую турбину.

Рассмотрим такую схему АЭС рис «а»: 1 – реактор, 2 – паровая турбина, 4 – конденсатор, 6 – система регенерации и деаэрации, 7 – питательный насос.

Такая схема проста, дешевая, т.к. содержит малое количество элементов оборудования, но имеет отрицательную сторону, которая сводится к тому, что при радиоактивном заражении пара и воды эта радиация переносится и на все оборудование турбинного отделения, что в целом предъявляет значительные требования по биологической защите обслуживающего персонала.

2. Двухконтурные АЭС. В отличии от одноконтурной в двухконтурной в качестве теплоносителя первого контура может использоваться не только вода, но или расплавы металла и газы. Причем теплота, которую они получают в реакторе отдается теплоносителю второго контура в 8 – парогенераторе, куда подводится вода из контура турбины. В данной схеме рис «б» появляется дополнительное оборудование, но позволяет значительно уменьшить или исключить перенос радиоактивного загрязнения во второй контур, а значит оборудование турбинного отделения. Работу первого контура обеспечивает 9 – главный циркуляционный насос.

3. Трехконтурные АЭС. Имеют еще более сложную схему, в которой как первый так и второй контуры могут работать с различными теплоносителями. Причем передача теплоты от первого ко второму контуру будет осуществляться через промежуточный теплообменник. Рассмотрим такую схему рис «в».

Принцип работы АЭС: основан на том, что используется тепловая энергия деления ядра ядерного топлива (в нашем случае обогащенный уран 235 в смеси с незначительным количеством изотопов урана 238 – 99,3/0,7%). В результате воздействия на ядра урана 235 нейтронами, выделяются гамма-излучения и дополнительные нейтроны, которые и продолжают реакцию деления (нейтроны с низкой энергией), которые называются тепловыми или медленными. А ядерные реакторы, у которых нейтроны называются быстрыми, работают с ураном 238 или плутоний 239.

Рассмотрим простейшую принципиальную схему АЭС с реакторами ВВЭР-1000, работающим в комплекте с турбиной на насыщенном паре и с промежуточным сепаратором влаги.

Из схемы видно, что из реактора, где охлаждающая вода нагревается и её теплота подводится в парогенератор, где используется для водопарового тракта второго контура с получением насыщенного пара, причем из парогенератора (после сборного коллектора) пар не весь передается на ЦВД турбины, а часть его используется в качестве тепловой энергии в промежуточном ПП для того, чтобы в дальнейшем сработать в ЦНД. Для уменьшения влагосодержания пара после ЦВД перед промПП устанавливают сепаратор, где осуществляется осушка (выведение из пара) влаги. Максимальный перегрев может достигать 15-40°С, что позволяет значительно повысить КПД (η_oi). Кроме того обеспечивается надежность работы выходной ступени турбины при низких Р. На некоторых АЭС осуществляется двухступенчатый перегрев, осуществляемый в комбинированном сепараторе-парогенераторе, где в качестве дополнительного перегревателя добавляется второй промПП, в который заводят пар, взятый из частично сработанного в ЦВД.

На АЭС с реакторами ВВЭР-1000 принята структура трех полностью независимых каналов системы безопасности. Каждый из которых по своей производительности, а также быстродействию и другим факторам обеспечивает радиационную и ядерную безопасность АЭС (включая возможно проектную аварию). САОАЗ – система аварийного охлаждения активной зоны реактора,3 – насос аварийного впрыска бора, 4 – бак концентрированного раствора бора, 5 – компенсатор давления, 6 – ГЦН, 7 – парогенератор.

В данной схеме реактор ВВЭР-1000 включен в первый контур, где циркулирует вода, подаваемая от ГЦНс Р=16Мпа, и которая в реакторе нагревается до t320, а затем отдавая теплоту в парогенераторе, охлаждается до t=280-290. В парогенераторе, включенному во второй контур, вода от теплоносителя нагревается, частично испаряется и в виде влажного насыщенного пара транспортируется к ЦВД,пройдя через сепаратор. Причем часть пара мимо ЦВД подается к сепаратору-пароперегревателю, где пар, выходящий из ЦВД, догревается до необходимых t,и вводится в ЦВДтурбины. Цикл работы турбины и её оборудования с системой регенерацией и деаэрацией, а также включенных насосов (подпиточные, конденсатные, питательные), возвращают питательную воду в парогенератор и цикл повторяется.

Компенсатор давления, включенный в прямую нитку первого контура позволяет не только регулировать давление этого контура, но и имея запас воды поддерживает расходную характеристику первого контура. Парогенератор представляет собой горизонтальную емкость, внутри которой имеется поверхность теплообмена, с площадью более 1000м² с U-образными трубными пучками из нержавеющих трубок с d=16мм и толщиной 1,5мм. Концы трубок завальцованы в двух вертикальных коллекторах теплоносителя.

На ВВЭР-1000 предусмотрена установка 4х парогенераторов однокорпусных с теплообменной поверхностью погруженного типа. Подвод и отвод теплоносителя снизу через коллекторы. Вверху коллектора имеются люки для доступа к трубной системе. Существуют и парогенераторы вертикального типа (в основном на зарубежных АЭС), выполняющий те же функции, что и вышеназванный. В общем случае включение парогенераторов в третьих контурах АЭС предъявляет лишь требования по работе с теплоносителями других категорий помимо воды.

Парогенератор для ВВЭР-1000 имеет следующие технические данные: тепловая мощность – 750МВт, номинальная паропроизводительность – 1470т/ч, давление генерируемого пара – 6,3+/-0,2Мпа, температура генерируемого пара – 275-280°С, питательной воды 220°С. Кроме того предусмотрена аварийная подача питательной воды в количестве 5-163т/ч. Влажность пара на выходе из парогенератора находится на уровне не более 0,2%. Установка парогенератора осуществляется на специальных опорах с системой гидроамортизаторов, которые обеспечивают: восприятие весовых и сейсмических нагрузок, перемещение при термическом расширение трубопроводов и корпуса, а также восприятие усилий при возникновении разрыва трубопроводов с условным диаметром до 850мм. Снаружи ПГ закрыт тепловой изоляцией, которая прикреплена к корпусу без применения сварки. Срок службы рассчитан на 30 лет эксплуатации при номинальных нагрузках. Оборудование относится к первой категории сейсмостойкости и рассчитано на максимальное землетрясение 9б.