Тепловые схемы АЭС. Возможность использовать ядерное топливо в качестве источника теплоты связано с образованием цепной реакции деления вещества и выделения огромного количества

Возможность использовать ядерное топливо в качестве источника теплоты связано с образованием цепной реакции деления вещества и выделения огромного количества энергии.

В виду эффективности деления ядер урана (²³⁵U), бомбардировка их медленными тепловыми нейтронами преобладают реакторы на медленных тепловых нейтронах. Освоены реакторы на быстрых нейтронах, отличающиеся большим коэффициентом воспроизводства ядерного горючего типа плутоний (²³⁹P), уран (²³⁸U). Для снижения скорость деления нейтронов применяются замедлители (графит, вода). В реакторе ядерное горючее находится в твердом состоянии в особых тепловых элементах. В реакторе имеются регулирующие стержни, изготовленные из материала, легкопоглощающего нейтроны (бор, кадмий). Изменяя глубину погружения стержня в топливо, меняется количество поглощаемых нейтронов, а, следовательно, мощность реактора. Энергия деления ядер урана очень велика и при делении 1 кг ²³⁵U выделяется энергия эквивалентная 20 млн. кВт/ч. Большую сложность в атомных установках представляет отвод теплоты, который выделяется в реакторе. Существует много схем отвода теплоты, но все они строятся по одному принципу. Теплота отводится с помощью какой-либо циркулирующей жидкости или газа.

В реакторе 1 осуществляется деление ядер тяжелых элементов, при котором выделяется большое количество теплоты, отводимой теплоносителем, в качестве которого используют воду или газы. Теплоноситель, омывающий тепловыделяющие элементы, является радиактивным. Радиактивный теплоноситель направляется в промежуточный теплообменник (парогенератор 3), который отдает свою теплоту рабочему телу второго контура, после насосом 6 возвращается в реактор. 1-й и 2-й контур отгорожены друг от друга биологической защитой. Во 2-м контуре циркулирует вода.

Пар поступает в турбину 4 для генерации электроэнергии в генератор, а отработанный пар направляется в конденсатор, где конденсируется и насосом 6 опять подается в парогенератор. Вода, как теплоноситель, обладает недостатком, не позволяющий получить высокие значения параметров водяного пара. Если вода-носитель имеет давление 10 МПа и t^о=320⁰С, то рабочее тело 2-го контура будет сухой насыщенный пар при давлении P=3 МПа, соответственно t^о=230⁰С. При такой низкой температуре термический КПД составляет 17-20%.

Водяной пар более высокого давления можно получить, применяя другой теплоноситель. Если в качестве теплоносителя применять жидкие металлы, которые бурно реагируют с водой, то осуществляют два промежуточных контура.

АЭС по трехконтурной схеме, жидкометаллические носители в 1-м и 2-м контуре, водой и водяным паром в 3-м контуре, используют на АЭС города Шевченко.

Использование жидкометаллических теплоносителей допускает температуру тепловыделяющих элементов до 2500⁰С, а значит повышение параметров цикла АЭС. На АЭС с натриевым теплоносителем применяются начальные параметры цикла P=10 МПа и t^о=480⁰С и применен промежуточный перегрев пара с t^о=480⁰С и термическим КПД повышенным до 37%.

Большинство АЭС работают на слабоперегретом или насыщенном паре. Для ограничения степени влажности пара в турбине применяют специальные устройства для влагоотведения (сепараторы).

Пар поступает во 2-ой контур, то есть в часть высокого давления турбины 5, соединенной с генератором 6 и проходит через влагоотделитель 4, а затем поступает в часть низкого давления турбины. Конденсат из конденсатора 7 через систему регенеративного подогрева 8 поступает в парогенератор 2 для испарения. Во 2-ом контуре возможны и допустимы потери воды. Полное количество теплоты, которое выделяется в реакторе за 1 час или тепловая мощность оценивается в кВт/ч и определяется

Q_э=Q_m/3600, где Q_m=K_m * K_p * F * T_ср

K_m – коэффициент теплоты от ядерного горючего в теплоносителе

К_р – коэффициент неравномерности тепловыделения элементов, расположенных по радиусу реактора

F – омываемая площадь поверхности тепловыделяющих элементов реактора

Т_ср – разность температур по оси тепловыделяющего элемента и теплоносителя.

Т_ср=ω(Т₀ – Т_1ср)

ω – постоянный коэффициент

Т₀ – предельное значение температуры

Т_1ср – средняя температура подвода теплоты в цикле

Электрическая мощность АЭС определяется

N_эл = Q_m * η_t * η_0t * η_м * η_г * η_сн

где η_t –термический КПД цикла

η_0t– относительный КПД турбины

η_м – механический КПД турбины

η_г – КПД генератора

η_сн – КПД собственных нужд установки