Чтение онлайн

Мы рассмотрим схему АЭС с наиболее распространенным водоводяным реактором, или, как его кратко называют, ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор). Принципиальная схема АЭС этого типа представлена на рис. 52. Реактор представляет собой толстостенный сосуд, рассчитанный на высокое давление. В нем размещены: твэлы — тепловыделяющие элементы, состоящие из сердечника, содержащего в качестве основного «материала» ядерное топливо, и оболочки, герметически отделяющей сердечник от теплоносителя, и объединенные в кассеты (так называемые сборки); компенсирующие стержни, с помощью которых, как уже говорилось, осуществляется управление реактором; вода, протекающая через реактор, служащая одновременно и замедлителем нейтронов и теплоносителем. Они составляют активную зону реактора.

Рис. 52. Схема устройства АЭС с водоводяным реактором.

Активная зона защищена снаружи не показанным на схеме отражателем нейтронов, назначение которого — вернуть в активную зону «выскочившие» из нее нейтроны. Кроме того, любой реактор имеет, так называемую, биологическую защиту (также не показанную на рисунке), которая должна резко уменьшить (практически ликвидировать) его радиоактивное излучение.

Вода, непрерывно циркулирующая через активную зону реактора, исполняя свое назначение теплоносителя, воспринимает тепло от твэлов, поступает в теплообменник-парогенератор и передает тепло воде второго контура, превращая ее в пар. Из сказанного ясно, почему схему такого рода АЭС называют двухконтурной.

Рис. 53. Схема устройства АЭС с реактором на быстрых нейтронах.

У читателя, может быть, возникнет вопрос: можно ли испарить воду второго контура за счет тепла, передаваемого водой первого контура, учитывая, что температура воды первого контура по условиям теплообмена должна быть выше температуры воды второго контура и в то же время в первом контуре все время вода остается в жидком состоянии, а во втором — более холодная вода испаряется?

Оказывается вполне возможно. И даже весьма просто. Вспомним, что температура парообразования, т. е. температура, выше которой вода существовать не может, зависит от давления. Так, например, при давлении 0,04 абсолютных атмосферы (ата) — это как раз обычное давление пара в конденсаторе (см; рис. 49) — температура парообразования (конденсации) равна 29 °C, при давлении 1 ата температура парообразования равна 99,6 °C, при давлении 160 ата — уже 347,3 °C. Поэтому если давление воды в первом контуре выше, чем во втором, воду второго контура можно превратить в пар за счет тепла, отдаваемого водой первого контура. Так практически и поступают. В водо-водяном реакторе мощностью 1 млн кВт, установленном на Нововоронежской АЭС, давление воды первого контура избрано 160 ата, а давление воды второго контура — 60 ата. Температуры парообразования равны соответственно 347,3 и 275,6 °C.

Из теплообменника-парогенератора пар поступает в турбину, и дальше все происходит так же, как на ТЭС (см. рис. 49), и поэтому в дополнительных объяснениях пет нужды.

Следовательно, ТЭС и АЭС отличаются «только» агрегатами, производящими водяной пар: на ТЭС это паровой котел, источником тепла для которого служит органическое топливо, а на АЭС это прежде всего ядерный реактор (в нашем случае реактор и теплообменник-парогенератор). Но это принципиальное различие.

На схеме устройства АЭС с водоводяным реактором (см. рис. 52) блок ядерный реактор и теплообменник-парогенератор выделен оконтуривающей линией. Это сделано для того, чтобы показать принципиальные различия между схемами ТЭС и АЭС.

Следует заметить, что вне пределов оконтуривающей линии практически радиоактивности нет. В этом и есть основное назначение создания двухконтурной схемы.

На рис. 53 представлена одна из возможных схем устройства АЭС с реактором на быстрых нейтронах.

Используя этот тип реактора (именуемого также реактором-размножителем или бридером), можно, как уже говорилось, гораздо полнее использовать природное ядерное горючее.

В Советском Союзе (после проведения опытных работ на установках относительно малой мощности) первый крупный атомный реактор на быстрых нейтронах мощностью 350 мВт, БН-350, был введен в действие в 1973 г. в г. Шевченко на берегу Каспийского моря. На Белоярской АЭС (па Урале) введен в действие реактор на быстрых нейтронах — БН-600 — мощностью 600 мВт. Работы в этом направлении продолжаются.

Возвращаясь к схеме устройства АЭС с реактором на быстрых нейтронах, мы можем заметить, что часть схемы, специфичная для атомной станции и также оконтуренная здесь специальной линией, сложнее, чем в предыдущем случае, т. е. для схемы АЭС с реакторами типа ВВЭР на тепловых нейтронах. Действительно, в данном случае схема является трехконтурной, тогда как в предыдущем была двухконтурной. В соответствии с этим в предыдущей схеме было два теплоносителя: «реакторная», радиоактивная, вода и вода (водяной пар) не радиоактивная.

В данном случае приходится иметь дело с тремя теплоносителями: радиоактивным жидким металлом (обычно натрием), омывающим твэлы и забирающим от них тепло; менее радиоактивным (но все-таки еще радиоактивным) жидким металлом, являющимся промежуточным теплоносителем между жидким металлом первого контура и водой, нагревающейся и превращающейся в пар в парогенераторе (см. рис. 53). Вода — третий по-порядку теплоноситель — практически нерадиоактивна.

Остальная часть схемы за пределами контура обычна для ТЭС и АЭС.

Есть основания полагать, что АЭС с реакторами на быстрых нейтронах найдут широкое использование в ближайшие годы.

В Советском Союзе атомная наука и энергетика развиваются успешно, высокими темпами. Большая заслуга в этом принадлежит Игорю Васильевичу Курчатову (1902–1960), Анатолию Петровичу Александрову (р. 1903) и многим другим советским ученым и инженерам.

Теперь необходимо остановиться на имеющихся на Земле энергетических ресурсах, прежде всего па ресурсах органического топлива — угля, нефти, природного газа, горючих сланцев. Естественно возникает вопрос: надолго ли этих ресурсов хватит человечеству? Для того чтобы ответить на него, надо знать ресурсы топлива на Земле и годичное потребление его всеми странами мира.

Большинство специалистов, оценивая общие прогнозные запасы органического топлива на Земле, называет цифру, близкую к 1013 т у. т., т. е. 10 трлн, т у. т., причем доля угля и горючих сланцев, вместе взятых, составляет более 80 %. Но оказывается, что не все эти запасы могут быть извлечены из земных или морских глубин. Коэффициент извлечения зависит от вида топлива, характера месторождения и техники добычи: для нефти он в пределах 30–40 %, для природного газа 80 %, для угля и сланцев около 50 %. Такое низкое значение коэффициента извлечения для угля принято потому, что среди его месторождений имеется много тонких пластов, лежащих глубоко под землей.

Специалистами принят средний коэффициент извлечения 0,5. Другими словами, вместо общего прогнозного запаса органического топлива 1013 т у.т. нужно рассматривать общие прогнозные извлекаемые запасы топлив 51012 т у. т.

Что касается потребления органического топлива всеми странами мира в год, ответ дает статистика: известно, что эта цифра составляет около 10 млрд, т у. т/год. Но потребление органического топлива с каждым годом растет, необходим прогноз потребления, например, на 2000 г. Эта задача оказывается труднее. Лет 10 назад предполагалось, что потребление органического топлива всеми странами мира будет составлять 15–20 млрд, т у.т./ /год. За последние 2–3 года произошли существенные изменения: многие специалисты считают, что на уровне 2000 г. надо ожидать, что мировая потребность составит 13–17 млрд, т у. т./год, а далее, возможно, будет снижаться вследствие все большего использования атомной и других видов энергии.