Канальные и корпусные реакторы на тепловых нейтронах для АТЭЦ и АСТ

Расход органического топлива в нашей стране на выработку тепла достигает 75- 80 % всего потребляемого топлива, и лишь остальное приходится на выработку электроэнергии. Для обеспечения централизованного теплоснабжения расходуется до 20 % добываемого газомазутного топлива, а также значительное количество каменного угля. Вследствие этого переход в теплоснабжения на ядерные источники тепла выгоден как с точки зрения экономии органического топлива, так и с экологических позиций. Ядерное теплоснабжение может быть обеспечено созданием либо атомных теплоэлектроцентралей — АТЭЦ, либо атомных станций теплоснабжения — ACT. Первый опыт получения тепловой энергии от ядерных источников в нашей стране и за рубежом был накоплен на обычных АЭС с корпусными и канальными реакторами на тепловых нейтронах при использовании тепла на собственные нужды АЭС. Для отбора тепла были созданы специальные теплофикационные установки. Сейчас они имеются практически на всех действующих АЭС.

Хотя вопрос о создании крупных АТЭЦ с применением специальных теплофикационно-конденсаторных турбин рассматривался неоднократно, тем не менее таких станций практически не создано. Первой установкой этого типа явилась пущенная в Швеции в 1964 году АТЭЦ малой мощности «Огеста», построенная в полости скалы, находящейся выше уровня моря и образованной выработкой породы. Для нее был применен тяжеловодный реактор на тепловых нейтронах, охлаждаемый обычной кипящей водой под давлением, обеспечивающий работу турбогенератора электрической мощностью 10 МВт, и выработку 47 Гкал/ч (55 МВт) бытового тепла для отопления пригорода Стокгольма. Промышленная АТЭЦ малой мощности в 1974 году была пущена также и в нашей стране в поселке Билибино в условиях крайнего севера, что сняло проблему дорогостоящего транспорта мазутного топлива вертолетами вследствие сокращения объема перевозок в тысячи раз. К 1976 году установленная электрическая мощность ее четырех блоков (каждый по 12 МВт) составляла 48 МВт, тепловая — 67 Гкал/ч (78 МВт).

Билибинская АЭС

Билибинская АЭС

Реакторы Билибинской АЭС канальные, водно-графитовые, работающие по одноконтурной тепловой схеме каждый на свой турбогенератор. Теплосъем в активной зоне осуществляется при естественной циркуляции теплоносителя во всем диапазоне мощностей. Каждый реакторный блок БАТЭЦ дает 95 т/ч при давлении 6,4 МПа. Высокая надежность и безопасность установки, в том числе в режиме систематического маневрирования, позволили разместить АТЭЦ вблизи поселка. В нашей стране также разработана ACT мощностью 500 МВт по теплу. Предполагалось построить ACT этого типа в Нижнем Новгороде и в Воронеже. Атомная установка АСТ-500 имеет корпусной реактор, работающий под давлением 1,6- 2 МПа. Охлаждение активной зоны осуществляется при естественной циркуляции теплоносителя. В корпусе реактора расположено оборудование первого контура, а выше активной зоны три теплообменника. С целью улучшения естественной циркуляции на мощностях, близких к номинальным, допускается кипение теплоносителя с объемным паросодержанием менее 1 %. Для исключения попадания даже следов радиоактивности (в том числе наведенной) в воду, идущую на отопление домов, ACT имеет три контура. Давление в них возрастает от первого контура к третьему, что исключает попадание воды из более активного контура в менее активный. Конденсируется пар после прохождения теплообменников в его верхних паровых модулях. Промежуточный тепловой контур образован тремя петлями принудительной циркуляции, обеспечивающими работу установки при 50 %-ной номинальной мощности на двух петлях. Максимальный расход теплоносителя во втором контуре 5500 т/ч, давление, поддерживаемое паровым компенсатором, составляет 1,2 МПа, подогрев — от 90 до 170 °С. Третий — сетевой — контур питается от теплообменников, подогревающих сетевую отопительную воду от 70 до 150 °С при давлении 1,6 МПа и раздающих тепло по бойлерным для подогрева водопроводной воды. Активная зона, высотой около 3 м, содержит шестигранные ТВС, собираемые из твэлов, унифицированных с твэлами реакторов типа РБМК. В качестве топлива используется диоксид слабообогащенного урана в виде таблеток, заключенных в оболочку из сплава Zr + 1 % массовой доли Nb, размером 13,6×0,9 мм. Органы СУЗ вводятся в активную зону сверху, приводы от них расположены на крышке реактора.

Внутрикорпусная компоновка оборудования первого контура реактора, наличие дополнительного герметичного второго металлического страховочного корпуса, в котором полностью расположен основной корпус реактора; отсутствие циркуляционных на-cocob jb первом контуре; сравнительно малая (около 30 кВт/л) энергонапряженность активной зоны, обеспечивающая низкие температуру твэлов и запас тепла в оксидном топливе; наличие системы аварийного расхолаживания реактора и впрыска борной кислоты; осуществление- барьера давления, препятствующего попаданию в сетевой контур (1,6 МПа) воды из промежуточного контура (1,2 МПа) и реактора; отрицательные обратные мощност-ные эффекты реактивности во всех режимах эксплуатации — все это обеспечивает повышенную безопасность разработанной энергетической установки АСТ-500 с корпусным реактором. Следует также отметить, что конструкция реактора исключает обезвоживание активной зоны даже в случае разрыва основного корпуса реактора, поскольку уровень воды в страховочном корпусе сохраняется выше активной зоны при любых авариях. В случае же разрыва трубопроводов радиоактивный теплоноситель остается внутри железобетонной защитной оболочки, выполняющей также функции защиты от внешних воздействий: взрывов, падения самолета и т.д.

Реакторы на тепловых нейтронах в настоящее время прошли широкое промышленное опробование в различных вариантах технических решений. Однако не менее важное значение в становлении ядерной энергетики имеют реакторы на быстрых нейтронах. Главное различие этих двух реакторных систем состоит в темпе воспроизводства вторичного ядерного топлива. Если в современных энергетических тепловых реакторах на тепловых нейтронах мощностью порядка 1 ГВт на тонну загруженного 238U воспроизводится в лучшем случае до 200-250 г плутония в год (КВ = 0,5-0,7), то в сопоставимом по мощности реакторе на быстрых нейтронах эта величина достигает 2,5-3 кг (расширенное воспроизводство с КВ = 1,1-1,3). Оптимизация конверсии в реакторах на тепловых нейтронах позволяет увеличить эффективность использования добываемого природного урана в 2-4 раза, в то время как реактор на быстрых нейтронах принципиально позволяет переработать весь поступающий в реактор 238U во вторичный плутоний. Следовательно, долгосрочное развитие ядерной энергетики при использовании реакторов деления не может быть осуществлено без вовлечения в топливный цикл реакторов-бридеров на быстрых нейтронах.

Понравилась статья? Поделиться с друзьями:
Добавить комментарий

;-) :| :x :twisted: :smile: :shock: :sad: :roll: :razz: :oops: :o :mrgreen: :lol: :idea: :grin: :evil: :cry: :cool: :arrow: :???: :?: :!:

Adblock detector