Стр. 8 - АТОМНЫЕ ГАЗОТУРБИННЫЕ УСТАНОВКИ

АТОМНЫЕ ГАЗОТУРБИННЫЕ УСТАНОВКИ

8

Керамические твэлы реакторов HTR выполняются из микрочастиц карби-

дов (или окислов) урана (или тория), диспергируемых в графитовой матрице и

покрытых плотным чистым графитом (малопроницаемым для газов). Основным

конструкционным материалом является графит, теплоносителем – гелий.

Первая установка с высокотемпературным реактором HTR «Драгон» по-

строена в Англии и введена в эксплуатацию в 1966 г. Из приведенного краткого

обзора можно видеть, что в развитии АЭС с газоохлаждаемыми реакторами за-

метно прослеживаются отдельные этапы, характеризуемые применением раз-

ных типов газоохлаждаемых реакторов. Первый этап развития данных АЭС

характеризуется применением магноксовых реакторов, второй – усовершенст-

вованных реакторов (AGR), третий – высокотемпературных (HTR). На рис. 1.1

наглядно показано изменение по годам показателей АЭС с газоохлаждаемыми

реакторами (магноксовыми, AGR и HTR).

§ 1.2. Перспективы развития АЭС с газоохлаждаемыми

реакторами

Опыт сооружения и эксплуатации АЭС с газоохлаждаемыми реакторами

разных типов показывает, что наибольшими потенциальными возможностями и

высокими характеристиками обладают АЭС с высокотемпературными реакто-

рами, которые могут быть не только конкурентоспособными с современными,

наиболее экономичными АЭС, но и по некоторым показателям превосходить

их. Это ставит данный тип АЭС в ряд весьма перспективных для дальнейшего

развития ядерной энергетики.

К достоинствам АЭС с высокотемпературными ядерными реакторами от-

носятся:

•

более высокая экономичность (в сравнении с АЭС с реакторами AGR) ввиду

меньших удельных капиталовложений, меньшей стоимости производимой электро-

энергии, более высокой глубины выгорания топлива и большого КПД АЭС;

•

меньший расход охлаждающей воды и меньшие сбросы тепла в окру-

жающую среду (на ~25% меньше, чем для АЭС с легководными реакторами);

•

меньшее потребление ядерного топлива, обеспечиваемое за счет больше-

го коэффициента воспроизводства (чем для АЭС с легководными реакторами);

•

возможность осуществления различных топливных циклов с использова-

нием низкообогащенных урана и тория;

•

возможность применения прямого цикла с газовой турбиной и экономич-

ных парогазовых циклов;

•

возможность использования серийных паровых турбин при любых пара-

метрах перегретого пара;