
Тепловая энергия, образующаяся в тепловыделяющихся элементах
(ТВЭЛ) атомного реактора (1) передается в парогенераторе (3) рабочему телу,
т.е. водяному пару.
В первом контуре для предотвращения вскипания теплоносителя приме-
няют воду под
высоким давлением или высококипящий теплоноситель (орга-
нические жидкости, жидкие металлы и газы), циркуляция их осуществляется
насосом (10).
Для АЭС характерен низкий перегрев пара, поэтому на турбину (2) пар
поступает насыщенным, как только пар достигнет предельной влажности, он
выводится из промежуточных ступеней турбины и пропускается через сепара-
тор (6) для отделения влаги и в промежуточный пароперегреватель (12) для
подсушки пара. Затем пар поступает в последующие ступени турбины (2). А
далее в конденсатор (4) и насосом (9) в деаэратор, для отделения газов, и затем
насосом (11) снова в парогенератор.
Наиболее освоенными реакторами являются
водо-водяные, которые
представляют собой металлический
корпус с размещенными в нем кассетами.
Каждая кассета состоит из металлического кожуха с собранными в нем цилин-
дрическими стержнями. Стержень состоит из циркониевой оболочки, запол-
ненной
урановыми «таблетками» (пластинками), круглой или многогранной
формы, также стержни называются тепловыделяющимися элементами
(ТВЭЛами).
Таким образом теплоноситель (вода) прогоняется насосами (10) через
кассеты с ТВЭЛами, в результате реакции деления ядерного топлива выделяет-
ся теплота, которая передается теплоносителю.
Вода, являясь теплоносителем, одновременно выполняет также роль за-
медлителя нейтронов, которые вызывают деление ядер и создают цепную
ядерную реакцию. Чтобы реакция самопроизвольно не разгонялась, нужны за-
медленные (тепловые) нейтроны, скорость которых не превышает 2 км/с. Эту
двоякую роль выполняет вода, поэтому реактор называют ВВЭР.
235
U
Параметры пара вырабатываемого в парогенераторе и тепловая мощность
реактора определяются допустимой температурой оболочек ТВЭЛов (не более
400 – 600
о
С) или предельно допустимой температурой ядерного горючего. В
противном случае происходят нежелательные фазовые превращения ядерного
горючего, переход из α-фазы в β-фазу.
К достоинствам АЭС относятся:
- широкий диапазон регулирования мощности;
- небольшая величина себестоимости электроэнергии, например, на органиче-
ском топливе она составляет 50 – 60 %, на АЭС – 15 – 40 %, а с учетом получе-
ния плутония, как атомного топлива этой величиной пренебрегают;
- независимость от источников сырья (т.е. урановых месторождений) и неболь-
шой расход ядерного горючего, например, Нововоронежская АЭС на 1 млн
кВт·ч электроэнергии расходует 220 г урана, что эквивалентно 400 т угля.
149