ПОИСК Статьи Чертежи Таблицы Энергетические реакторы и воспроизводство горючего — Ядерная электроэнергетика из "Атомная промышленность " В энергетическую атомную установку, кроме реактора, входят теплообменник, турбина и другое оборудование. Тепло, выделяющееся в реакторе, нагревает охлаждающую среду, которая поступает в теплообменник. За счет выделяющегося тепла образуется пар, который может приводить в движение турбину, а та в свою очередь любое механическое устройство, электрогенератор и т. д. Чтобы добиться максимальной отдачи энергии, нужно определить, какой реактор будет наиболее эффективным, как лучше всего отвести тепловую энергию. [c.176] В качестве тенлонос11теля можно использовать воду под высоким давлением. Но ее нельзя нагревать до очень высоких температур и, следовательно, получать высокие параметры рабочего пара в турбогенераторе, что является большим недостатком подобного реактора. Кроме того, при высоком давлении воды требуется большое количество конструктивных материалов в реакторе, частично поглощающих нейтроны. Это заставляет увеличивать обогащение урана изотопом урана-235, что удорожает установку. Тем не менее реакторы с охлаждением водой, как мы увидим дальше, успешно применяются в атомных энергетических установках. [c.177] Для охлан дения реакторов можно применять газы. Достоинство газового охлаждения реактора — возможность повышать параметры рабочего пара. Одпако у газов низка теплоемкость, поэтому необходимы газодувкп большой мощности, а следовательно, и большой расход энергии. [c.177] Интересными свойствами обладает реактор, у которого и замедлитель нейтронов и теплоноситель — обыкновенная вода. Для такого реактора характерно то, что в нем при наличии тесной решетки урановых блоков количество нейтронов возрастает в результате деления ядер урана-238 быстрыми нейтронами. Это позволяет допустить больший резонансный захват нейтронов ураном-238, а значит, получить больше плутония, чем в других реакторах на медленных нейтронах. Именно водо-водяные реакторы и предназначаются в нашей стране для электростанций мощностью 210 тыс. кет. В этих реакторах тепловыделяющие элементы будут состоять из обогащенной до 1,5% окиси урана, заключенной в циркониевую оболочку. [c.178] Новым шагом вперед по пути повышения эффективности атомных энергетических установок является переход на генерирование пара в самих реакторах и подача его непосредственно в турбины. В результате отпадет необходимость в промежуточных парогенераторах и целом ряде элементов вспомогательного оборудования. [c.178] Весьма перспективным считается реактор на медленных нейтронах с тяжелой водой в качестве замедлителя. Тяжелая вода — хороший замедлитель, так как она слабо поглощает нейтроны. Если и другие элементы реактора будут слабо поглощать нейтроны, то реактор сможет работать на сравнительно дешевом естественном уране. [c.178] Подобные реакторы позволят избенгать дорогостоящих операций по производству и обработке тепловыделяющих элементов. [c.179] Все рассмотренные выше реакторы относятся к типу регенеративных. Они работают на естественном или на обогащенном уране и не только производят энергию, но и частично воспроизводят сгорающее топливо. Использование естественного зфапа в них значительно удешевляет установку, ибо естественный уран в металлических слитках гораздо дешевле урана-235. [c.179] Основой будущей энергетики является реактор на быстрых нейтронах. Он существенно от.личается от реактора на медленных нейтронах. В нем уменьшается бесполезный захват нейтронов конструктивными элементами. Поэтому значительную долю нейтронов можно использовать для того, чтобы облучать ядерное сырье, и в первую очередь уран-238, который мало используется и идет в отход в энергетических установках на медленных нейтронах. В результате он будет полностью переработан и использован в энергетических целях. [c.179] Для примера можно сослаться на данные о размножающем реакторе с тепловой мощностью 500 тыс. кет. В его центральной зоне, имеющей форму цилиндра с высотой и диаметром 980 мм, помещается высокообогащенный уран. Вокруг сердечника расположена оболочка из обычного или из обедненного урана. Предусматривается специальная система охлаждения как центральной части, так и оболочки. Наибольшая трудность возникает при охлаждении сердечника, ибо в нем выделяется около 90% тепла. Для охлаждения можно использовать жидкие металлы, например жидкий натрий. [c.179] Подобный реактор для электростанции мощностью 155 тыс. кет может иметь коэффициент полезного действия около 30%. В год такая станция может дать не менее миллиарда киловатт-часов электроэнергш . При этом будет израсходовано 153 кг ядерного горючего (урана-235), но зато будет произведено нового горючего (плутония) 200 кг. [c.179] Размножающие реакторы, позволяющие получать ядерное горючее и вырабатывать энергию, наиболее выгодны для применения в крупных энергетических установках. [c.179] Однако широкому применению реакторов на быстрых нейтронах препятствует то, что эти реакторы требуют значительно больших первоначальных загрузок ураном-235 или плутонием, нежели реакторы на тепловых нейтронах. Отношение загруженного урана-235 (или плутония) к загруженному урану-238 будет составлять для реакторов на тепловых нейтронах 0,01—0,03, а для реакторов на быстрых нейтронах — 0,2- - 0,5, т. е. в десятки раз больше. [c.181] Получить достаточные запасы плутония-239 и урана-233 можно, используя реакторы на медленных нейтронах. Таким образом, можно отметить три этапа в развитии ядерной энергетики. На первом этапе создаются реакторы на медленных нейтронах, могущие давать энергию и новое ядерное горючее. На этом этапе, по данным печати, 1 т урана оказывается эквивалентной 10 тыс. т угля. На втором этапе наряду с реакторами на медленных нейтронах создаются реакторы, работающие на быстрых нейтронах. В этот период 1 т урана уже сможет давать энергию, равную энергии 100 тыс. тп угля. В конце концов преимущественное распространение будут иметь реакторы на быстрых нейтронах. Восстанавливая ядерное горючее и используя в конечном счете не только уран-235, но и весь уран-238, они позволят выделять из каждой тонны урана столько энергии, сколько способен дать 1 млн. т каменного угля. [c.181] Развитие и совершенствование ядерных реакторов явится основой широкого применения атомной энергии на электростанциях, в силовых установках на транспорте и промышленных предприятиях. [c.181] Производство электроэнергии является одним из основных путей использования ядерного горючего. Именно поэтому советские люди по праву гордятся тем, что наша страна — родина первой атомной электростанции — занимает ведущее место в развитии атдмной электроэнергетики. [c.181] Большие трудности вызывает обеспечение бесиеребой-ного отвода тепла от реактора. Теплоноситель должен быть способным быстро поглощать и отдавать большое количество тепла, иметь высокую температуру кипения, мало поглощать нейтронов. Но выбором теплоносителя дело не заканчивается. На выходе из реактора теплоноситель становится радиоактивным, поэтому трубы, по которым он течет, и теплообменник, где он отдает тепло, нужно окружать надежной защитой, чтобы избежать поражения персонала радиоактивными излучениями. В результате сложность и вес экранировки повышаются. [c.183] Серьезного внимания требует создание автоматической системы управления работой реактора. На первой советской атомной электростанции управление работой реактора на заданном уровне мощности производится автоматически. Специальный пульт управления имеет все необходимые приборы, чтобы следить за положением регулирующих стержней, за ходом цепной реакции, температурой воды в любом канале и свойствами пара. Для замены стержней имеются два подъемных крана, управляемых дистанционно из хорошо изолированной кабины. [c.183] Советские ученые глубоко проанализировали факторы, от которых зависит экономичность атомной электростанции. Она, как отмечал на конференции в Женеве В. С. Емельянов, определяется степенью выгорания урана-235 и основными параметрами пара (его температурой и давлением). И степень выгорания, и повышение параметров пара определяются конструкцией тепловыделяющих элементов и других частей реакторов. Над совершенствованием их трудятся наши ученые. [c.184] Вернуться к основной статье