Циклы АЭС и их эффективность

Как уже отмечалось, на АЭС ядерный тепловой двигатель состоит из реактора, являющегося источником теплоты (подобно паровому котлу или камере сгорания), и соответственно паро или газотурбинной установки, где эта теплота превращается в механическую работу. Поэтому теоретические циклы ядерных тепловых двигателей подобны рассмотренным выше циклам паротурбинных и газотурбинных двигателей и к ним применимы те же оценочные критерии. Однако существуют и некоторые особенности:

1) возможность широко изменять тепловую мощность реактора;

2)ограниченность ее максимальной величины термостойкостью оболочек твэлов (сплавы из А1 и Mg — до 450 °С, нержавеющая сталь — до 600^о С, другие материалы — до 1000 °С) и термостойкостью ядерного топлива (металлический уран — до 600 °С, двуокись урана UО₂ — 2760 °С);

3)небольшая доля топливной составляющей в балансе стоимости вырабатываемой энергии (10—15% против 50—60% на ТЭС), которая при воспроизводстве ядерного топлива становится совсем ничтожной;

4)последнее обстоятельство предъявляет к АЭС не только требование высокого термического КПД цикла но и максимальной единичной мощности, позволяющей снизить капиталовложения в строительство электростанций и энергосиловых установок судов.

В зависимости от допускаемой предельной температуры различают так называемые низкотемпературные и высокотемпературные реакторы.

Последние позволяют повысить давление и температуру пара в цикле АЭС. Они обеспечивают наибольшую эффективность при более простой схеме станции и рассчитаны на применение воды в качестве теплоносителя.

Одним из путей повышения параметров пара АЭС является использование газовых ( воздуха, гелия, аргона) и жидкометаллических (натрия, сплава натрия с калием) теплоносителей в реакторе, позволяющих достигнуть высоких параметров пара непосредственно во вторичном контуре двухконтурной АЭС.

Электрическая мощность атомной установки определяется из выражения

где — относительный внутренний КПД турбины; —механический КПД; — КПД электрического генератора; — КПД оборудования собственных нужд установки.

В настоящее время наиболее широко применяются паротурбинные ядерные установки, реже — газотурбинные. Для повышения эффективности в них используются все рассмотренные выше усовершенствования (способы): регенерация теплоты, промежуточный перегрев пара, парогазовые и бинарные циклы и т.д.

Основное назначение ядерных установок — выработка электроэнергии на электростанциях, но они устанавливаются также на крупных судах и на подводных лодках.

В России применяют и строят главным образом паротурбинные установки.