Недостатками её являются усложнение работы ядерного

реактора на двухфазной пароводяной среде и работа

турбин на радиоактивном паре.

Возможна в принципе, одноконтурная схема с газовым

теплоносителем, являющимся одновременно и рабочим

Рис.47. телом, совершающем работу в газовой турбине.

В двухконтурной схеме АЭС теплоносителем в первом контуре, включающем ядерный реактор и другое оборудование, служит вода или газ, циркулирующие в этом контуре под давлением, создаваемым насосом или газодувкой.

В парогенераторе поверхностного типа теплоноситель, нагретый в ядерном реакторе, передаёт тепло воде, превращая её в пар, направляемый в турбину. Таким образом, парогенератор является промежуточным звеном, входящим в первый и второй контуры.

В двухконтурной схеме АЭС ядерный реактор работает большей частью на однофазной среде ― воде, или газе, что повышает надёжность его действия. Турбина работает на чистом практически нерадиоактивном паре. Двухконтурные схемы атомных электростанций получили наибольшее распространение.

Рис.48

Турбина работает на чистом практически

нерадиоактивном паре. Двухконтурные схемы

ПГ атомных электростанций получили наибольшее

распространение.

Рис.48 Использование реакторов-размножителей

Цирк. насос I контура Конд. насос на быстрых нейтронах позволяет воспроизводить

ядерное горючее в количестве, превышающем на 25÷40% затраченное топливо, то есть обеспечивать горючим ввод новых АЭС в соответствии с потребностями энергетики страны. Их достоинством является также высокий КПД и возможность применения обычных турбоустановок.

На одно- и двухконтурных АЭС турбины обычно работают на насыщенном паре. Все атомные электростанции являются блочными: один ядерный реактор на две турбины. На блоках могут устанавливаться сетевые подогревательные установки, служащие для покрытия тепловых нагрузок (на отопление, вентиляцию и бытовые нужды) АЭС и жилого посёлка.

Тепловая нагрузка установки при нагреве воды от 70 до 130⁰С составляет около 105 ГДж/ч. В нашей стране имеется несколько электростанций с такими блоками. Имеются они и в ряде зарубежных стран: Болгарии, Финляндии, Германии и т.д.

Как я уже говорил, в настоящее время наибольшее распространение имеют крупные промышленные АЭС, работающие на насыщенном паре. Однако уже имеется несколько АЭС, на которых используется перегретый пар.

В России на перегретом паре, получаемым в уран-графитовом реакторе канального типа, работают установки первой и второй очередей Белоярской АЭС имени Курчатова. Перегретый пар из каналов реактора поступает непосредственно на турбину. При такой схеме АЭС на такой электростанции могут применяться серийные турбины, не отличающиеся от тех, которые работают на обычных паротурбинных установках на органическом топливе.

Атомная электростанция с реакторами на быстрых нейтронах построена в городе Шевченко. Она работает по трёхконтурной схеме. Теплоносителем в первом и промежуточном контурах является жидкий натрий.

На Дальнем Востоке ещё в 1974-1976 годах была введена в эксплуатацию Билибинская АТЭЦ электрической мощностью 48 МВт. Теплофикационная нагрузка электростанции составляет 420 ГДж/ч. Билибинская АТЭЦ состоит из четырёх блоков. Мощность блока равна 12 МВт, тепловая мощность реактора 62,5 МВт. Начальное давление пара составляет около 6 МПа. Реактор ― канального типа. Все реакторы размещены в одном зале.

Блок Билибинской АТЭЦ конечно не является прототипом будущих крупных атомных ТЭЦ, но в отдалённых районах России, глее не требуются большие электрические и тепловые мощности, подобные электростанции, возможно, будут строиться.

На крупных атомных ТЭЦ, включая Белоярскую, для того, чтобы устранить возможность попадания радиоактивных веществ в поток горячей воды для тепловых потребителей, все эти электростанции выполняются по трёхконтурной схеме. На таких блоках имеется система обнаружения межконтурной негерметичности. При появлении радиоактивности во втором (промежуточном) контуре дефектная секция в реакторе немедленно отключается.