Газотурбинные станции (ГТУ)

Атомные электростанции (АЭС) являются тепловыми паротурбинными станциями, использующими в качестве источника энергии процесс деления атомов урана U-235 под действием тепловых или быстрых нейтронов.

На АЭС роль котельных агрегатов выполняют атомные реакторы и парогенераторы.

Один из основных элементов АЭС - реактор. В России используются реакторы на тепловых нейтронах (ВВЭР, РБМК) и на быстрых нейтронах (БН).

В реакторе ВВЭР (водо-водяном энергетическом реакторе) вода используется в качестве замедлителя реакции и теплоносителя. Выделяемое в реакторе тепло передается первичному теплоносителю, который с помощью насосов циркулирует через реактор. Так как реакторы являются источником опасных радиоактивных излучений, первичный теплоноситель не подают непосредственно в турбоагрегаты, а его энергия используется для получения пара (вторичного теплоносителя). Реактор и парогенератор располагают в отдельных изолированных помещениях. На рис. 9 представлена принципиальная технологическая схема энергоблока двухконтурной АЭС с реактором типа ВВЭР.

Главными циркуляционными насосами (ГЦН) вода первого радиоактивного контура подается в трубки реактора. Нагретая вода (НВ) виде водопаровой смеси поступает в сепараторы (С), где разделяется на жидкую и газовую фракции. В верхней части собирается насыщенный пар (НП), который возвращается в реактор, где подогревается и высушивается, превращаясь в перегретый пар (ПП). Перегретый пар поступает в парогенератор, состоящий из последовательных теплообменников. Пройдя последний теплообменник, конденсат (К) вместе с водой из сепараторов вновь поступает в реактор. Для восполнения утечек в сепараторы подается добавочная вода (ДВ).

Питательная вода второго контура, поступающая из машинного зала, подается сначала в подогреватель конденсата (ПК), затем в парогенератор насыщенного пара (ПНП). Насыщенный пар поступает в пароперегреватель (ПП), из которого перегретый пар (ПП) поступает в паровую турбину.

В части машинного зала схема АЭС аналогична схеме конденсационной тепловой станции.

Рис. 9. Технологическая схема энергоблока двухконтурной АЭС

В реакторе РБМК (реакторе большой мощности канального типа) в качестве замедлителя нейтронов используется графит, а в качестве первичного теплоносителя - вода. Технологическая схема АЭС с реакторами типа РБМК является одноконтурной. Пароводяная смесь из реактора поступает в сепараторы, куда также подается нагретая вода. Получая дополнительную энергию, вода превращается в пар, который направляется непосредственно в цилиндры паровой турбины.

Реакторы на быстрых нейтронах (БН) используются одновременно для получения тепловой и электрической энергии, а также для воспроизводства ядерного горючего. Атомные электростанции с реакторами типа БН выполняются по трехконтурной схеме. В первом контуре теплоносителем является жидкий натрий, который эффективно поглощает тепло. Натрий бурно реагирует с водой, поэтому в теплообменниках парогенератора возможно выделение радиоактивных газов при повреждениях трубопроводов. Чтобы избежать контакта радиоактивного натрия первого контура с питательной водой, выполняют промежуточный контур с нерадиоактивным натрием.

Преимуществами атомных электростанций являются:

· малый расход ядерного топлива, в результате чего транспорт разгружается от перевозок топлива;

· большие единичные мощности (до 2000 МВт);

· чистота производства.

Атомные электростанции работают в базисной части графика нагрузки энергосистемы. Хотя на АЭС технически осуществимо регулирование мощности в широком диапазоне, оно не используется по условиям безопасности. По этой же причине АЭС удалены от потребителей. Поэтому в электрической части атомные электростанции аналогичны КЭС.