· тежеловоджные (редко применяемые и только там, где замедлитель тоже тяжелая вода);
· жидкометаллические (в реакторах на быстрых нейтронах);
4) энергетическому спектру нейтронов
· на тепловых нейтронах (наиболее освоенные, требуют наименьшей удельной загрузки ядерного топлива по делящемуся изотопу);
· на быстрых нейтронах (так называемые «быстрые реакторы» предназначены также и для воспроизводства ядерного топлива);
· на промежуточных нейтронах (только в специальных исследовательских установках);
5) структуре активной зоны
· гетерогенные (все работающие в настоящее время реакторы);
· гомогенные (пока находятся в стадии исследования и отдельных опытных образцов).
Особенность современной ядерной энергетики – использование реакторов на тепловых нейтронах, то есть применение урана, обогащенного по 235U. В природном уране его всего 0,7%. В ядерных реакторах на тепловых нейтронах обогащение по 235U составляет 2,0-4,4%, при этом соответствующие предприятия выдают наряду с обогащенным ураном также и отвальный уран, содержащий 235U в существенно меньшем количестве, чем природный. Отвальный, так же как и природный уран, может быть использован в реакторах на быстрых нейтронах. Глубокое (более полное) использование уранового топлива, включая отвальный может быть достигнуто в реакторах на быстрых нейтронах.
Коренное различие тепловой экономичности ТЭС и АЭС заключается в том, что для ТЭС она зависит от реализации в цикле теплоты всего сожженного органического топлива, непрерывно поступающего в топку парового котла, а для ТЭС – от реализации в цикле теплоты, выделившейся в процессе деления незначительной части ядерного горючего, загружаемого в активную зону.
1.2 Тепловые схемы АЭС
В любой АЭС различают теплоноситель и рабочее тело. Рабочее тело – это среда, совершающая работу, преобразуя тепловую энергию в механическую. Рабочим телом обычно является водяной пар. Контур рабочего тела всегда замкнут и добавочная вода в него поступает лишь в небольших количествах.
7 2
3 1 – реактор, 2 – паровая турбина, 3 – электрогенератор,
4 – конденсатор, 5 – питательный насос, 6 – циркуля-
ционный насос, 7 – парогенератор.
4
1
5
6
а) одноконтурная
7 2 1 – реактор, 2 – паровая турбина, 3 – электрогенератор,
3 4 – конденсатор, 5 – питательный насос, 6 – циркуля-
ционный насос, 7 – парогенератор, 8 – компенса-
8 тор объема.
4
1
6 5
б) двухконтурная
7 2 1 – реактор, 2 – паровая турбина, 3 – электрогенератор,
8 4 – конденсатор, 5 – питательный насос, 6 – циркуля-
ционный насос, 7 – парогенератор, 8 – компенса-
тор объема, 9 – промежуточный теплообменник.
3
4
9
5
6
1 6 в) трехконтурная
Рис. 1 Классификация АЭС по числу контуров.
Назначение теплоносителя на АЭС – отводить тепло, выделяющееся на реакторе. Для предотвращения отложений на тепловыделяющих элементах необходима высокая чистота теплоносителя. Поэтому для него также необходим замкнутый контур, тем более, что теплоноситель реактора всегда радиоактивен.
АЭС называется одноконтурной, если контуры теплоносителя и рабочего тела не разделены. Преимущества этой схемы: простота и большая экономичность по сравнению с 2-х и 3-х контурными. Недостаток – все оборудование работает в радиационно-активных условиях.
АЭС называется двухконтурной, если контуры теплоносителя и рабочее тело разделены. Контур теплоносителя – первый контур, контур рабочего тела – второй. Преимущества: оборудование не работает в радиационно-активных условиях. Недостаток: более низкая экономичность и более высокая сложность по сравнению с одноконтурной.
АЭС называется трехконтурной, если помимо раздельных контуров теплоносителя и рабочего тела присутствует также и промежуточный контур. Промежуточный контур призван предотвратить опасность выброса радиоактивных веществ в случае, если давление в первом контуре выше, чем во втором и возможно перетекание теплоносителя, вызывающая радиоактивность второго контура в случае, если теплоносители (например, металлический натрий) интенсивно взаимодействует с паром и водой.
При двухконтурной схеме вода является теплоносителем и замедлителем нейтронов. Реакторы, созданные для работы в таких условиях принято называть водно-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР).
Реакторы канального типа, в которых теплоносителем является вода, а замедлителем графит, применяются на крупных блоках с турбинами насыщенного пара. Эти реакторы принято называть реакторами большой мощности канального типа (РБМК).
Основные технико-экономические характеристики блоков АЭС с реакторами типа ВВЭР и РБМК.
Таблица 2.
Показатель
ВВЭР - 440
ВВЭР - 1000
РБМК - 1000
Мощность блока, МВт
440
1000
1000
Мощность турбогенератора, МВт
220
500
500
Число турбин в блоке, шт
2
2
2
Давление пара перед турбиной, Мпа
4,32
5,88
6,46
КПД (нетто), %
29,7
31,7
31,3
Основные технические характеристики АЭС с реакторами типов ВВЭР и РБМК в табл. 2 [4]. Стоимость 1 кВт установленной мощности на АЭС с блоками 440 и 1000 Мвт в 1,5 – 1,6 раза выше, чем на электростанциях, работающих на органическом топливе, равной мощности, построенных в те же годы [5]. Можно полагать, что в ближайшие годы соотношение в стоимостях 1 кВт установленной мощности ТЭС и АЭС будет иметь тенденцию к увеличению, так как для обеспечения большей надежности электростанции и уменьшения влияния на окружающую среду строительство АЭС потребует больших дополнительных капиталовложений, чем строительство ТЭС. Однако себестоимость электроэнергии на таких АЭС ниже, чем на ТКЭС (тепловых конденсационных электрических станциях), предназначенных только для производства электроэнергии, кроме того спорной можно считать саму методику определения капитальных вложений в АЭС, о чем подробнее речь пойдет ниже в разделе 2.2.
1.3 Перспективы развития ядерной и термоядерной энергетики
Как было показано выше, тип реактора является определяющим для любой ядерной энергетической установки. Исходя из перспектив глобального преобразования мировой энергетики, наиболее перспективными можно считать [6], пожалуй, пять основных известных в настоящее время науке типов реакторов:
1. Высокотемпературный энергетический ядерный реактор на газообразном топ-
ливе (ГФЯР), являющийся реактором на тепловых нейтронах, в котором делящееся вещество (235U, 233U) в составе газообразного гексафторида урана или в виде испаренного металлического урана расположено в центральной зоне полости (цилиндрической или сферической), образованной твердым замедлителем-отражателем нейтронов (Be, BeO, C или их комбинацией). Перспективность ГФЯР связана со следующим:
