Чтение онлайн

Отработанный пар конденсируется в холодильнике, и вода перекачивается через последний теплообменник IID, где нагреваясь до 240 градусов, поступает снова в паровой котел IIС. Тепло, выделяемое в холодильнике при конденсации паров, может быть использовано в различных отопительных системах.

Подобная схема обладает лучшими, чем в первом случае, экономическими показателями. Коэффициент полезного действия здесь значительно выше и достигает 30–35 процентов. Кроме того, в этой схеме полностью используется весь уран238.

Природный уран, находящийся во внешней части размножающих реакторов, время от времени поступает на обрабатывающие химические и металлургические заводы, где от него отделяется плутоний. Этот плутоний сплавляется с висмутом и добавляется в циркулирующую горючую смесь реакторов. Очищенные урановые блоки вновь направляются во внешнюю часть реактора. Отработанное ядерное горючее частично отбирается из центральной части реактора и после химической переработки снова направляется в реактор.

Необходимо отметить, что в этой схеме для получения энергии легкий изотоп урана не используется: в цепном процессе участвует только плутоний. Материал внешней части реактора обогащается ураном235, который здесь практически не вступает в ядерную реакцию. Обогащенный уран может быть успешно использован в реакторе на медленных нейтронах, как это показано на первой схеме атомной электростанции. Там уран235 используется полностью.

В малых установках для превращения атомной энергии в электрическую может быть использована также и газовая турбина. Подобная установка может работать так, как показано на рис. 56. С помощью компрессора воздух прогоняется по трубам ядерного реактора, где нагревается до высокой температуры. Горячие газы, обладающие большим давлением, поступают на лопатки газовой турбины, которая приводит в движение и компрессор и электрический генератор. Газ, выходящий из турбины, направляется обратно в компрессор. Все три агрегата находятся на одном валу.

Рис. 56. Использование газовой турбины в атомной электростанции. Воздух нагнетается компрессором в реактор, где нагревается до высокой температуры. Горячие газы имеют большое давление и приводят в движение газовую турбину, находящуюся на одном валу с компрессором и электрическим генератором

Советская атомная электростанция. С 27 июня 1954 года в Советском Союзе работает первая в мире электрическая станция, использующая атомное горючее. В ней используется гетерогенный ядерный реактор с графитовым замедлителем (рис. 57). Тепловая мощность реактора — 30 тысяч киловатт. Он представляет собой графитовый цилиндр диаметром 1,5 и высотой 1,7 метра, вокруг которого расположен отражатель. В цилиндре помещены 128 рабочих каналов, окруженных графитовой оболочкой. Эти каналы по своей конструкции напоминают каналы реактора РФТ. Уран, находящийся в рабочих каналах, пронизан системой труб, по которым протекает охлаждающая вода под высоким давлением. Эта вода отбирает тепло, получающееся при делении урана. На атомной станции применяется уран с пятипроцентным содержанием легкого изотопа. Всего загружено в реактор около 550 килограммов урана.

Рис. 57. Ядерный реактор советской атомной электростанции;

1 — графитовая кладка реактора; 2 — нижняя опорная плита; 3 — верхняя плита; 4 — рабочий канал; 5 — аварийная защита; 6 — автоматическое регулирование, 7 — ионизационная камера, 8 — боковая защита (вода); 9 — распределение охлаждающей воды, поступающей в рабочие каналы; 10 — отвод воды от рабочих каналов; 11 — верхняя защита (чугун)

Тело реактора вместе с графитовым отражателем помещается в герметическом стальном цилиндре. В этот цилиндр нагнетается инертный газ, и тем самым создаются внутри реактора благоприятные условия для работы деталей установки. В инертном газе процесс окисления не происходит даже при высокой температуре.

Защита обслуживающего персонала осуществляется с помощью метрового слоя воды и трехметровой бетонной стены. Кроме того, верхняя часть реактора прикрыта чугунной плитой толщиной в 250 миллиметров. Эта плита видна на рис. 58, где приведена верхняя часть реактора.

Рис. 58. Верхняя часть реактора электростанции. Видна чугунная плита, закрывающая реактор

Реактор снабжен 22 регулирующими стержнями. Из них 4 стержня поддерживают мощность реактора на нужном уровне и 18 предназначены для компенсации постепенного выгорания урана235. Регулирующие стержни подвешены на тросах и перемещаются с помощью устройств, управляемых из центрального пульта электростанции. Автоматическое управление реактором осуществляется при помощи механизма, передвигающего стержни и связанного с ионизационными камерами. Камеры расположены вблизи активной зоны реактора. Аварийных стержней для быстрого прекращения цепной реакции — два. Они падают в активную зону реактора, когда появляется аварийный сигнал. Это может быть, например, при остановке насосов из-за аварии в электросети и при других неисправностях. На рис. 59 показана верхняя часть реактора без наружной чугунной плиты. Видны два стержня аварийной защиты с моторами и трубопроводы для подачи охлаждающей воды.

Рис. 59. Верхняя часть реактора без наружной плиты. Видны стержни аварийной защиты с мотором, рабочие каналы и трубы с охлаждающей водой

При замене какого-нибудь рабочего канала последний отсоединяется от охлаждающей системы, с помощью крана поднимается и отвозится в специальное хранилище. На его место устанавливается новый.

Принципиальная схема атомной электростанции приведена на рис. 60.

Рис. 60. Принципиальная схема советской атомной электростанции:

1 — ядерный реактор; 2 — трубопровод с охлаждающей водой; 3 — питающие насосы первичной воды; 4 — теплообменники; 5 — трубопровод с паром при давлении 12,5 атмосферы; 6 — паровая турбина; 7 — конденсатор; 8 — трубопровод с вторичной водой; 9 — насос вторичной воды; 10 — компенсаторы объема первичного контура; 11 — баллоны со сжатым воздухом; 12 — вспомогательный насос для замены дистиллированной воды первичного контура; 13 — бак с запасной водой; 14 — фильтр; 15 — пусковой конденсатор

Для отвода тепла от рабочих каналов реактора 1 используется дистиллированная вода, которая под давлением 100 атмосфер омывает урановые трубы.

Движение дистиллированной воды в первичном замкнутом контуре можно проследить на рисунке. Нагреваясь в реакторе 1 до 260 градусов, она поступает в теплообменники 4 (которых в контуре четыре) и там, охладившись до 190 градусов, перекачивается мощными насосами 3 по трубопроводу 2 опять в реактор. Так заканчивается цикл обращения первичного теплоносителя (дистиллированной воды).

Скорость обращения воды в первичном контуре обеспечивает отвод тепла из ядерного реактора в количестве, эквивалентном 30 тысячам киловатт. Первичный контур снабжен так называемыми компенсаторами 10, воздушный и водяной объем которых предохраняет трубопроводы и рабочие каналы реактора от сильных колебаний давления при изменении температуры воды. В компенсаторах объема с помощью сжатого воздуха, поступающего из газовых баллонов 11, поддерживается давление в 100 атмосфер.