7.8.3. Термодинамические особенности двухконтурного

цикла АЭС на насыщенном водяном паре

Наибольшее распространение получили циклы АЭС на насыщенном паре, выполненные по двухконтурной схеме (рис. 7.52). Тепловыделяющие элементы в реакторах таких АЭС охлаждаются водой с температурой ниже температуры насыщения. Такие реакторы н азываются водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР).

Цикл АЭС с ВВЭР такой же, как и для АЭС с РБМК. Главное отличие АЭС с ВВЭР от АЭС с РБМК заключается в том, что это двухконтурная схема. В первом контуре используется теплоноситель в виде жидкой фазы воды, который является горячим источником теплоты для второго контура – рабочего тела ПТУ. Передача теплоты из первого контура во второй осуществляется в водо-водяном парогенераторе при наличии разности температур между греющей водой и нагреваемым рабочим телом. В результате присутствия этой необратимости (разности температур) температура (соответственно и давление) насыщенного пара перед ПТУ будет меньше, чем у АЭС с РБМК. Следовательно, КПД такой АЭС будет меньше, чем у одноконтурной АЭС, и составит около 30%. Однако АЭС с ВВЭР более надежны, поэтому они имеют широкое практическое применение (РБМК использовался на Чернобыльской АЭС).

7.8.4. Термодинамические особенности трехконтурного цикла аэс на перегретом водяном паре

В трехконтурных АЭС используются реакторы на быстрых нейтронах (БН), в которых уран 238 превращается в ядерное топливо плутоний 239, используемое в тепловых реакторах ВВЭР и РБМК. Активная зона таких реакторов окружена оболочкой из «отвального» топлива тепловых реакторов, которое обогащается за счет интенсивного выброса нейтронов из активной зоны реактора. Поэтому такие реакторы получили название реакторов «размножителей» – бридеров (БНР). Интенсивное тепловыделение в таких реакторах не позволяет использовать воду в качестве замедлителя (охладителя) активной зоны реактора. Поэтому в них используется жидкий натрий (N_a), который имеет относительно низкую (по сравнению с металлами) температуру плавления (около 100 ^оС) и относительно высокую (по сравнению с водой) температуру насыщения (кипения) металла (более 800 ^оС) при низких давлениях (несколько атмосфер). Высокая теплопроводность жидкого натрия позволяет уменьшить размеры активной зоны реактора. Однако натрий имеет существенный недостаток: он вступает в химическую реакцию с водой с интенсивным выделением тепла и газов. Поэтому первый радиоактивный контур такой АЭС имеет биологическую защиту и передает теплоту водяному контуру ПТУ через промежуточный второй контур с жидким натрием, имеющим давление большее, чем в первом контуре. Наличие второго контура с жидким натрием большего давления, чем в первом контуре, исключает контакт радиоактивного натрия с водой.

Исходя из вышеизложенного схема АЭС на быстрых нейтронах имеет трехконтурное исполнение (рис. 7.53). В первом контуре жидкий натрий отводит теплоту из активной зоны реактора и через промежуточный теплообменник нагревает тоже жидкий натрий второго контура АЭС. Теплота жидкого натрия второго контура передается в парогенераторе АЭС воде, в котором получается перегретый водяной пар, поступающий в турбину. Турбина такой АЭС работает на перегретом паре (Р_о=13 МПа, t_o500 ^оС). В цикле такой ПТУ может быть использован вторичный перегрев пара, который осуществляется в парогенераторе за счет теплоты жидкого натрия. В таких схемах тепловая экономичность ПТУ близка к экономичности ПТУ на органическом топливе, а их КПД достигает 40%. Такие схемы имеют практическое применение: Белоярская АЭС (Россия), Шевченковская АЭС (Украина). На последней кроме выработки электроэнергии осуществляется опреснение морской воды.