При использовании атомного (ядерного) топлива для выработки тепла на теплоснабжение имеются определенные преимущества по сравнению с сооружением крупных источников тепла на органическом топливе: отсутствует загрязнение воздушной среды, не требуется про­кладка железнодорожных путей, по которым постоянно подвозится топливо, выделение больших территорий для топливохранилищ, стро­ительство высоких дымовых труб и др.

Из-за высокой стоимости атомного топлива и атомных реакторов на современном этапе сооружаются в основном атомные ТЭЦ (АТЭЦ). Атомные котельные (АК) могут применяться только в от­дельных случаях, когда необходимо большое количество тепла, на­пример, для опреснения воды, или при «дожигании» атомного топлива, которое не может быть применено на атомных станциях (так как не обеспечивает получение требуемых параметров пара).

В последние годы как в нашей стране, так и за рубежом осуществ­ляется строительство АТЭЦ. В СССР вступил в строй I блок Били - бинской АЭС, вырабатывающей электроэнергию и тепло для тепло­снабжения, в г. Шевченко работает АЭС, отпускающая тепло для опреснения воды. В Дании работает экспериментальная АТЭЦ с теп­ловой нагрузкой 65 МВт и намечается строительство еще нескольких атомных теплофикационных станций. В США строится АТЭЦ «Мид - ленд» с отпуском пара в количестве 1800 т/ч. Проекты коммунальных и промышленно-коммунальных АТЭЦ разработаны в Швейцарии, ФРГ и других странах.

АТЭЦ, так же как и атомные конденсационные электрические стан­ции (АЭС), могут быть выполнены по одноконтурным, двухконтур - ным, не полностью двухконтурным и трехконтурным схемам. При этом в АТЭЦ необходимо дополнительно обеспечивать радиационную безопасность потребителей тепла.

Одноконтурная схема АТЭЦ (рис. 12.10,а) подобна схеме ТЭЦ на органическом топливе, только вместо парогенератора (котла) для по­догрева рабочего тела (природной воды) применен атомный реактор. Основным преимуществом ее являются простота и меньшая стоимость

Оборудования. Однако при такой схеме АТЭЦ все оборудование и ра­бочее тело работают в радиационно-активных условиях, поэтому имеется повышенная опасность заражения обслуживающих помеще­ний станции и сетевой воды для теплоснабжения при нарушении плотности теплофикационных теплообменников.

В двухконтурной схеме АТЭЦ (рис. 12.10,6) для подогрева рабо­чего тела, используемого в турбине и теплофикационном теплообмен­нике, применяется поверхностный парогенератор (теплообменник), греющая среда (теплоноситель) для которого подогревается уже в атомном реакторе. Радиоактивным является только первый контур с теплоносителем, циркулирующим через реактор, во втором контуре основное оборудование и теплофикационный подогреватель работают лри отсутствии радиационной активности.

В не полностью двухконтурной схеме АТЭЦ (рис. 12.10,в) рабочее гело (пар) после поверхностного парогенератора поступает во вторую группу рабочих каналов реактора, где производится его перегрев, а затем уже в турбину. При этом повышаются параметры рабочего тела перед турбиной, что приводит к росту термического КПД цикла АТЭЦ. Однако при такой схеме АТЭЦ повышается и радиоактивная опасность во втором контуре. Данная схема возникла из-за отказа от осуществления перегрева пара (рабочего тела) в отдельном поверх­ностном пароперегревателе, в результате чего давление и температура теплоносителя (также пара) в первом контуре получились бы недо­пустимо высокими для металлов оболочек тепловыделяющих эле­ментов.

В трехконтурной схеме АТЭЦ (рис. 12.10, г) подогрев рабочего тела производится через теплообменники от теплоносителей в двух по­следовательных самостоятельных контурах, что обеспечивает наиболь­шую радиационную безопасность. Основной недостаток таких схем — высокие капитальные затраты.

Радиационная безопасность в двухконтурных и трехконтурных схемах АТЭЦ достигается также вследствие постепенного повышения давления в контурах в направлении от первого (с реактором) к по­следующим. При этом для получения высоких параметров рабочего тела (пара) в качестве теплоносителей в первых контурах применяют
специальные жидкости, имеющие высокие температуры кипения при низких давлениях: жидкие металлы (натрий, сплав натрия и калия), органические жидкости или газы (воздух, гелий, аргон, азот).

В настоящее время большинство атомных энергетических реакто­ров работает на природном и слабообогащенном атомном топливе, содержащем «Уран-235» (от 0,7 до 3—10%) и «Уран-238». Горючее- находится в твердом состоянии в особых тепловыделяющих элементах (ТВЭЛ), которые собираются в кассеты и размещаются в твердом или жидком замедлителе скорости нейтронов, выделяющихся при распаде -<Урана-235» (графит, тяжелая и природная вода и др.). При этом реакция протекает на тепловых нейтронах, имеющих небольшую ско­рость (2—4 км/с).

Тепло, выделяющееся при ядерной реакции в ТВЭЛ, отводится из активной зоны реакторов теплоносителем или рабочим телом, проте­кающим через кассеты. Между кассетами с ТВЭЛ размещаются под­вижные кассеты систем управления и защиты (СУЗ), содержащие материалы, интенсивно захватывающие нейтроны: бор, гафний, кад­мий и др. При вводе кассет СУЗ в активную зону мощность реактора уменьшается, при выводе — увеличивается. По мере выгорания ядер­ного топлива с помощью перегрузочных механизмов из реактора из­влекаются отработавшие кассеты ТВЭЛ и на их место устанавлива­ются новые.

В зависимости от вида и характеристик замедлителя и теплоноси­теля наиболее перспективными типами реакторов в настоящее время" считаются: водо-водяные с водой под давлением (ВВЭР) и с кипящей водой (ВК) и графито-водяные (АМБ). Экономически целесообразно применять АТЭЦ с водо-водяными реакторами, начиная с тепловых нагрузок, равных 6285 ГДж/ч (1500 Гкал/ч), а с графито-водяными — 12570 ГДж/ч (3000 Гкал/ч).

В реакторах на тепловых нейтронах происходит «выгорание» ядер "Урана-235» и «Урана-238» (около 1%) с образованием некоторого незначительного количества нового ядерного топлива — плутония. Это- означает, что основная часть природного урана (около 99%) практи­чески не используется.

«Уран-238» может эффективно использоваться в так называемых реакторах-размножителях (реакторах-бридерах) на быстрых нейтронах со скоростью около 10 000 км/с. В активную зону таких реакторов за­гружается обогащенный плутоний, а в зону воспроизводства — при­родный и обедненный уран («Уран-238»). Замедлитель нейтронов от­сутствует и получающиеся от деления ядер плутония быстрые нейтро­ны вызывают деление ядер «Урана-235» и Урана-238» с получением на 1 кг сгоревшего плутония примерно 1,5 кг нового горючего.

Применение реакторов-бридеров позволит значительно снизить затраты на атомное топливо, так как заложенное однажды в реактор топливо будет служить очень большой срок. Однако строительство таких реакторов требует больших затрат. В настоящее время в мире

Рис. 12.11. Принципиальная тепловая трехконтурная схема атомной котельной 1 — активная зона реактора; 2 — встроенные теплообменники; 3 — насос системы очистки; 4 — фильтр системы очистки; 5 — контур си­стемы очистки; 6 — компенсатор объема про­межуточного контура; 7 — промежуточный контур; 8 — циркуляционный насос; 9 — фильтр системы очистки промежуточного контура; 10 — тепловая сеть; 11 — сетевой подогрева­тель, 12 — тепловой потребитель; 13 — сете­вой насос
работают три реактора на быстрых нейтронах: в СССР (г, Шевчен­ко), Англии и Франции[34].

На рис. 12.11 представлена принципиальная тепловая трехконтур - ная схема атомной котельной. Первый контур состоит из гидравличе­ского тракта активной зоны и теплообменников, встроенных в корпус реактора и предназначенных для передачи тепла к теплоносителю второго промежуточного контура. Циркуляция в первом контуре осуществляется за счет естественной конвекции воды. Во втором кон­туре циркуляция теплоносителя принудительная с помощью насоса. Теплоноситель передает тепло в теплофикационном подогревателе сетевой воде, циркулирующей во внешней тепловой сети, составляю­щей третий контур.