Ядерные реакторы могут охлаждаться и газовым теплоносителем. На сегодняшний день наиболее приемлемым газом для охлаж-дения радиактивной зоны реактора является гелий (Не). Это инертный газ, что исключает вынос радиации из активной зоны. Свойства гелия позволяют эффективно охлаждать активную зону реактора, работающего как на быстрых, так и на тепловых нейтронах. На сегодняшний день технически возможно нагревания гелия в реакторе до 750 – 950 °С. Такие температуры позволяют использовать в таких АЭС паротурбинный цикл на перегретом водяном паре с вторичным перегревом пара. В отличии от жидкого металла (натрия) такой газовый теплоноситель значительно упрощает схему АЭС. Основным недостатком гелия (и других газовых теплоносителей) является необходимость пропуска большого количества газа через реактор (низкая теплопроводность газов по сравнению с металлами). В связи с этим в контуре охлажения реактора неоходимо устанавливать газодувку большой производительности и, соответственно, с мощным ее приводом (электрическим или турбоприводом). У гелия есть еще одно неприятное для технологов свойство, это высокая его текучесть. При малейшей неплотности гелий может вытечь из контура охлаждения реактора.
Принципиальная схема АЭС с гелиевым газовым теплоносителем приведена на рис. 7.55. Поскольку активная зона реактора охлаждается газом при высоких его температурах, и гелий выходит из реактора с температурой достигающей 950 °С, эти реакторы называют высокотемпературными газовыми реакторами (ВТГР).
АЭС с гелиевым теплоносителем выполняются как правило двухконтурными (рис. 7.55). В первом контуре газообразный гелий при большом давлении (до 5 МПа), создаваемом газодувкой (ГД) подается в реактор, где он нагревается до 750 – 950 °С и поступает в парогенератор (ПГ). В парогенераторе за счет охлаждения гелия получается перегретый водяной пар второго контура АЭС. Температура пара на выходе из парогенератора может достигать 500 °С, что позволяет использовать серийные ПТУ на перегретом паре с вторичным пароперегревателем (ВПП). ВПП размещается в газоводяном парогенераторе (ПГ). КПД таких АЭС могут превышать 40 %, и на сегодняшний день это наиболее перспективные АЭС.
Газовые теплоносители могут использоваться и в одноконтурных схемах АЭС [5]. В перспективном будущем, когда произойдет практическое освоение термоядерных реакторов, появится много АЭС с газовым и паровым рабочими телами. В таких АЭС выработка электроэнергии будет происходить непосредственно за счет движущейся плазмы (ТОКАМАК), в высокотемпературных газовых турбинах, и традиционных паротурбинных установках одновременно. КПД таких АЭС будут выше КПД современных ПТУ, а проблем запасов ядерного топлива для них не существует (дейтерий и тритий присутствуют в воде).
| предыдущий параграф | содержание | следующий параграф |