Класифікація ядерних енергетичних установок

На сьогодні в Україні діють 4 АЕС: Запорізька (6 працюючих енергоблоків ВВЕР-1000); Південноукраїнська (3 енергоблоки ВВЕР-1000); Хмельницька (1 енергоблок ВВЕР-1000); Рівненська (2 енергоблоки ВВЕР-440 та 1 енергоблок ВВЕР-1000).

Як двигун на атомних електростанціях поки застосовують тільки парові турбіни. Турбіна знаходиться на одному валу з генератором, утворюючи єдиний комплекс, названий турбоагрегатом. У ньому механічна енергія обертання перетворюється в електричну енергію. Станції такого типу називають конденсаційними. У системі будь-якої ядерної енергетичної установки (ЯЕУ) теплоносій проходить через реактор, відводить теплоту і віддає її робочому тілу. При цьому він активізується, і його протікання можуть створити серйозну радіаційну небезпеку для обслуговуючого персоналу. Тому циркуляційний контур теплоносія є замкнутим.

Основна класифікація ЯЕУ проводиться за числом контурів у ній.

В одноконтурних ЯЕУ контури теплоносія і робочого тіла збігаються (рис. 3.5, а). У реакторі відбувається пароутворення або нагрів газу, далі пар (газ) направляється в турбіну, де, розширюючись, виконує роботу, що в електрогенераторі перетворюється в електроенергію. Після конденсації усієї пари в конденсаторі конденсат або газ насосом через регенеративні теплообмінники подається в реактор. За інших рівних умов одноконтурні ЯЕУ виходять найбільш економічними і простими за складом устаткування. Однак у процесі їх роботи на устаткуванні з’являються радіоактивні відкладення, що істотно ускладнює експлуатацію ЯЕУ, вимагає розвинутого біологічного захисту.

У двоконтурних ЯЕУ, що є найбільш поширенеми, контури теплоносія і робочого тіла розділені (рис. 3.5, б). Відповідно контур теплоносія називається першим, а контур робочого тіла – другим. У двоконтурних ЯЕУ можуть застосовуватися енергетичні реактори практично всіх типів. У таких ЯЕУ нагрітий у реакторі теплоносій надходить у парогенератор (ПГ) (теплообмінник), де теплота через поверхню нагрівання передається робочому тілу – воді другого контуру. У ПГ ця вода кипить, утворюючи пару, що направляється в турбіну. Перший контур є радіоактивним і повністю розташований усередині біологічного захисту. Другий контур, як правило, радіаційно безпечний, тому що радіоактивний теплоносій ніде не змішується з робочим тілом. Однак для здійснення передачі теплоти в ПГ необхідно, щоб температура теплоносія була вище температури киплячої води другого контуру. Звідси в реакторах з водяним теплоносієм, наприклад типу ВВЕР, щоб уникнути кипіння води в активній зоні, необхідно мати тиск у першому контурі значно вищий, ніж у другому. Відповідно ККД таких ЯЕУ завжди менший за ККД одноконтурної ЯЕУ з тим же тиском у реакторі.

Ядерна енергетична установка може бути не в повній мірі двоконтурною (рис. 3.5, в). У цьому випадку є самостійний перший контур теплоносія, а також контур теплоносіння, з’єднаний з другим контуром. Теплоносій надходить у ПГ і віддає свою теплоту воді другого контуру; насичена пара, що утворилася в ПГ, направляється для перегріву в реактор, тобто стає теплоносієм, а далі проходить всім другим контуром. Таким чином, перший і другий контури виявляються з’єднаними парою. Пара активується істотно менше, ніж вода, тому тут устаткування парового (другого) контуру працює в умовах значно більш слабкої радіоактивності, ніж в одноконтурній ЯЕУ. Це спрощує експлуатацію установки.

У триконтурних ЯЕУ контури теплоносія і робочого тіла відокремлюються один від одного проміжним контуром з нерадіоактивним теплоносієм (рис. 3.5, г). Триконтурні ЯЕУ застосовуються з реакторами, які охолоджуються рідкими лужними металами, наприклад, натрієм. Натрій, циркулюючи крізь активну зону, стає високорадіоактивним внаслідок активації нейтронами. Крім того, він забруднюється радіоактивними продуктами корозії і витоку продуктів поділу з ТВЕЛів, що втратили герметичність. Лужні метали вступають у бурхливу хімічну реакцію з водою або водяною парою. Для того щоб виключити ймовірність контакту радіоактивного теплоносія з водою і створюється проміжний контур. Теплота від радіоактивного натрію у проміжному теплообміннику передається нерадіоактивному теплоносію – також натрію. У проміжному контурі створюється більш високий тиск, ніж у першому, щоб виключити виток радіоактивного натрію з першого контуру в проміжний крізь можливі дефекти в теплообміннику. Проміжний контур є нерадіоактивний. Натрій проміжного контуру віддає свою теплоту робочому тілу – воді та водяній парі в ПГ, у якому допускається перегрів пари до температури близько 450-570⁰C без підвищення тиску теплоносія в реакторі. За капітальними витратами трихконтурні ЯЕУ виходять найбільш дорогими.

На українських АЕС для виробництва електроенергії використовують двоконтурні ЯЕУ із серійними водо-водяними реакторами з водою під тиском типу ВВЕР-440 і ВВЕР-1000 і одноконтурні із серійним водографітовим канальним реактором РБМК-1000, що охолоджується киплячою водою і має графітовий сповільнювач. У водо-водяних реакторах теплоносієм і сповільнювачем є звичайна вода. Кипіння води в активній зоні реактора ВВЕР не відбувається.

 

Рисунок 3.5 – Класифікація ЯЕУ залежно від числа контурів:

а) одноконтурна; б) двоконтурна; в) не цілком двоконтурна,·г) триконтурна

1–ядерний реактор; 2 – первинний біологічний захист; 3 – вторинний біологічний захист; 4 – регулятор тиску в контурі; 5 – парова або газова турбіна; 6 – електрогенератор; 7 – конденсатор або газоохолоджувач; 8 – живильний насос або компресор; 9 – резервна ємність для поповнення теплоносія або робочого тіла; 10 – регенеративний теплообмінник; 11 – парогенератор (ПГ); 12 – циркуляційний насос або газодувка; 13 – проміжний теплообмінник.