Атомные электростанции с реакторами, охлаждаемыми кипящей водой, в большинстве случаев используют одноконтурную тепловую схему энергоблока с различными вариантами циркуляции воды в реакторе: а) с внутрикорпусной естественной циркуляцией (рис.6.4,а); б) с внешней принудительной циркуляцией теплоносителя в корпусе реактора(рис.6.4,б); в) с внутрикорпусной принудительной циркуляцией (с помощью инжектора или осевого насоса; рис.6.4,в); с внешней принудительной циркуляцией теплоносителя из выносного барабана - сепаратора (рис.6.5).
Рис.6.4. Конструктивные схемы реакторов АЭС, охлаждаемыми кипящей водой.
1 – активная зона; 2 – кипящий теплоноситель (вода); 3 – корпус реактора; 4 – сепаратор; 5 – пар к турбине; 6 – питательная вода от турбины; 7 – циркуляционный насос; 8 – инжектор; 9 – осевой насос.
Способ циркуляции воды выбирается из условия обеспечения надежности работы реактора при всех эксплуатационных и аварийных режимах, а также технико-экономических показателей установки.
Для корпусных кипящих реакторов хорошие показатели имеет схема с внутрикорпусной принудительной циркуляцией теплоносителя от инжекторов или от осевых насосов (рис.6.4,в). Однако здесь не до конца решена проблема повышения эффективности инжекторов, а также создания встроенных приводов осевых насосов, не нарушающих прочности корпуса реактора.
Во всех вышеперечисленных вариантах в реакторе получается насыщенный пар.
Общими особенностями этих схем является: простота конструкции и распространение радиации по всем элементам схемы и необходимость их биологической защиты.
После кипящих реакторов АЭС можно получать и перегретый пар в дополнительных прямоточных парогенерирующих каналах или в специальных пароперегревательных каналах после сепаратора. Возможен также перегрев пара с помощью органических топлив (огневой перегрев).
Из условий прочности, эффективности теплоотдачи и протекания ядерных реакций область оптимального начального давления для схем с кипящими реакторами находится в пределах 6 ÷ 8 МПа. На таких реакторах возможен и промежуточный перегрев пара.
Наиболее известным представителем таких схем являются энергоблоки АЭС с реакторами РБМК (реактор большой мощности канальный). В России отработана схема РБМК-1000 с характеристиками: давление на выходе из реактора – 6,85 МПа, температура пара перед турбиной 285 0С; мощность энергоблока – 1000 МВт; к.п.д. – 31,2 %. Оптимальные температуры регенеративного подогрева питательной воды находится в пределах 19 ÷ 210 0С. АЭС с канальными кипящими реакторами РБМК-1000 снабжаются двумя турбинами К-500-65/3000; расход пара 5800 т/ч; давление в конденсаторе 3,9 кПа. Промежуточная система включает выносной сепаратор и пароперегреватель, обеспечивающие перегрев пара перед ЦНД до 246 0С. На рис.6.5 дана тепловая схема энергоблока РБМК-1000 (Ленинградской АЭС).
Рис.6.5. Принципиальная тепловая схема энергоблока АЭС с реактором РБМК-1000.
1 – реактор; 2 – рабочий канал ТВЭЛ; 3 – барабаны – сепараторы; 4 – циркуляционные насосы; 5 - питательный насос; 6 – деаэратор; 7 – регенеративные подогреватели; 8 – часть высокого давления турбины; 9 – пароперегреватели; 10 – части низкого давления турбины; 11 - промежуточные выносные сепараторы; 12 – конденсаторы; 13 – конденсатный насос; 14 – фильтр очистки конденсата; 15 – эжекторы.
Тепловые схемы с реактором РБМК-1000 имели энергоблоки Чернобыльской АЭС, где впервые в истории человечества произошла крупнейшая техногенная авария 26 апреля 1986 года на четвертом энергоблоке. В результате этой катастрофы большие поверхности земли были заражены радиацией. До настоящего времени зона радиусом 30 км вокруг АЭС является чрезвычайно опасной для жизни. До аварии на Чернобыльской АЭС схемы с реактором РБМК-1000 были основными при строительстве атомных электростанций в нашей стране. В то время разрабатывались и более мощные кипящие реакторы, например, РБМК-1500 и РБМК-2000.
Реактор РБМК-1000 является реактором канального типа, обладающим многими преимуществами:
- отсутствует толстостенный корпус больших размеров;
- такой реактор может достигать больших единичных мощностей;
- может достигаться гибкость топливного цикла за счет перегрузки ТВЭЛов;
-в реакторе может осуществляться ядерный перегрев.
Энергоблоки с реакторами РБМК имеют недостаток в разветвленности и громоздкости контура циркуляции, а также в сложности регулирования.
Конструкция реактора РБМК состоит из бетонной шахты размерами 21,6 х 21,6 х 25,5 м, в которой установлены графитовые колонны – кладки, ограниченные цилиндрическим кожухом. В графитовой кладке имеются цилиндрические отверстия для топливных (ТВЭЛы) и регулирующих каналов. Графитовая кладка от перемещений удерживается штангами, расположенными в периферийных колоннах. Верхний и нижний баки биологической защиты представляют собой кольцевые цилиндрические сосуды, заполненные циркулирующей водой. Верхняя и нижняя части тепловых каналов выполнены из нержавеющей стали, а центральная часть трубы из сплава циркония с ниобием. Диаметр канала 88 мм. В канале размещается кассета с двумя тепловыделяющими сборками (ТВС) содержащие по 18 трубок, выполненных из циркониевого сплава, диаметром 13,5 мм, по которым движется теплоноситель.
