Чтение онлайн

Рис. 80. Расположение аппаратуры реактора EBR

Основываясь на опыте работы реактора EBR, американцы строят второй экспериментальный размножающий реактор — EBR-II тепловой мощностью 60 тысяч киловатт, который должен быть закончен в 1958 году. Как видно из рис. 81, весь реактор вместе с электромагнитным насосом первого контура, первичным теплообменником и хранилищем для тепловыделяющих элементов (на рисунке не показано) погружается в большой бак, наполненный жидким натрием.

Рис. 81. Схема реактора EBR-II:

1 — первичный теплообменник; 2 — нейтронная защита; 3 — активная зона; 4 — герметический бак с натрием; 5 — зона воспроизводства; 6 — регулирующий стержень; 7 — защита от гамма-излучения; 8 — объединенный униполярный генератор и электромагнитный насос

Ни при каких авариях уровень жидкого натрия не может падать ниже верхнего уровня активной зоны реактора. В случае аварии большая теплоемкость натрия, заполняющего бак, позволяет поглотить большое количество тепла и охладить реактор естественной конвекцией. В случае остановки реактора топливные тепловыделяющие элементы могут немедленно заменяться, так как во время перемещения из активной зоны реактора в хранилище они все время охлаждаются жидким натрием. Таким образом, гарантируется удаление значительного количества тепла, выделяющегося при радиоактивном распаде продуктов деления, содержащихся в заменяемом топливном элементе. Хотя промежуточный теплообменник и расположен очень близко к реактору, но благодаря наличию защиты от нейтронов вокруг реактора натрий во вторичном контуре не становится радиоактивным. Таким образом, единственной частью установки, требующей защиты, является сам бак с натрием. Предполагается, что реактор EBR-II будет объединен с установкой для металлургической обработки старых топливных элементов. Установлено, что 90 процентов продуктов деления выходят в шлак при расплавлении ядерного горючего. Поэтому когда старые топливные элементы будут освобождены от оболочки и расплавлены, то после удаления шлака в топливе останется всего 10 процентов примесей. Эти примеси при работе реактора на быстрых нейтронах не так вредны, поскольку они слабо поглощают быстрые нейтроны. Когда вместо выгоревшего делящегося материала будет добавлено соответствующее количество плутония, из полученной смеси можно изготовить новые топливные элементы для использования в реакторе.

Для электромагнитных насосов, перекачивающих жидкий натрий, необходим электрический ток огромной силы (до 250 000 ампер). Поэтому для реактора EBR-II разработан специальный агрегат, состоящий из особой конструкции генератора и непосредственно связанного с ним электромагнитного насоса постоянного тока, причем насос полностью погружен в натрий.

Интересный проект реактора с жидко-металлическим топливом (LMFR) был доложен делегацией США на Женевской конференции. Этот проект находится в настоящее время в стадии предварительного экспериментального и конструктивного изучения. В этом реакторе будет применяться в качестве ядерного горючего сплав висмута и урана в жидком состоянии. Схема реактора приведена на рис. 82.

Рис. 82. Схема реактора LMFR

Ядерный реактор состоит из активной зоны. Она включает графит в качестве замедлителя, сквозь который протекает сплав висмута с ураном233. Проходя через активную зону, жидкий сплав нагревается до температуры 550° C и отдает свое тепло в теплообменник вторичному натриевому теплоносителю. Натриевый теплоноситель, попадая в парогенератор, образует там сухой пар при давлении 88 атмосфер. Активную зону окружает зона воспроизводства, по которой протекает жидкий сплав висмута с торием. При поглощении торием нейтронов образуется опять уран233. Горячий ториево-висмутовый сплав отдает свое тепло через натриевый теплоноситель во втором теплообменнике парогенератору. Преимущества жидкого ядерного горючего обсуждались нами в предыдущей главе. Это прежде всего непрерывная очистка горючего и возможная замена его без остановки реактора. Однако на этом пути имеется еще много трудностей. Основные технические затруднения связаны с коррозией металлов, из которых состоят конструкции, соприкасающиеся с жидким радиоактивным горючим. Кроме того, многие из новых предлагаемых технических вариантов оборудования не проходили испытаний в большом масштабе. Поэтому авторы проекта считают, что реактор LMFR сможет быть пущен не ранее 1960 года.

Военно-морской флот США пополнился первой атомной подводной лодкой, получившей название «Наутилус» (рис. 83).

Рис. 83а. Американская подводная лодка «Наутилус»

Рис. 83б. Разрез «Наутилуса»:

1 — кубрики для команды; 2 — машинное отделение; 3 — реактор; 4 — боевая рубка; 5 — рубка управления; 6 — столовая для команды; 7 — аккумуляторная; 6 — кладовые; 9 — мостик; 10 — перископная; 11 — каюта командира; 12 — офицерская кают-компания; 13 — камбуз; 14 — кубрики для команды; 15 — торпедный отсек

Водоизмещение лодки 2700 тонн. Источником энергии служит ядерный реактор на тепловых нейтронах типа STR, уже описанный нами в предыдущей главе. В качестве замедлителя и первичного теплоносителя используется обычная вода под высоким давлением. Вода проходит последовательно через активную зону реактора и теплообменник. Вторичная вода, находящаяся в теплообменнике, превращается в пар, используемый для работы паровых турбин. Силовое оборудование подводной лодки размещено в двух отсеках. В одном отсеке установлены ядерный реактор и теплообменник. В машинном отделении находятся две паровые турбины, здесь же размещены турбогенераторы, снабжающие подводную лодку электроэнергией, и главный пульт управления механизмами машинного и реакторного отсеков. В случае аварии двигатель подводной лодки может работать от аккумуляторной батареи или от генератора, приводимого в движение дизелем. Безопасность команды при работе реактора обеспечивается специальной защитой. По рекламным сообщениям американской печати, эта защита якобы настолько эффективна, так снижает интенсивность излучения, что члены экипажа при непрерывном многолетнем плавании получат меньшую дозу излучения, чем они получают за свою жизнь в результате действия космических лучей и естественной радиоактивности земли. «Наутилус» снабжен специальными приборами, контролирующими радиоактивные излучения. Приборы реагируют на повреждение труб в теплообменнике, предупреждают о проникновении радиоактивного теплоносителя первичного контура в незащищенный паровой контур. Индикаторы радиоактивности могут обеспечить невозможность спуска радиоактивной воды во время стоянки в доке или других местах, где это создает опасность для людей.

21 июля 1955 года в США была спущена на воду вторая подводная лодка — «Морской волк» — с атомным двигателем. Водоизмещение лодки — 3260 тонн, длина — около 100 метров и диаметр — 9,15 метра. Реактор подводной лодки работает на промежуточных нейтронах. В качестве горючего используется обогащенный уран. Замедлителем служит графит, теплоносителем — жидкий натрий. США строят еще семь различных подводных лодок с атомным двигателем.

Создание атомных двигателей для транспортных установок — задача более трудная, нежели строительство стационарных энергетических установок. Эти трудности связаны главным образом с весом и размером биологической защиты реактора. Для крупных кораблей эти трудности вполне преодолимы, так как размеры судов довольно велики. Английская фирма «Роллс-Ройс» предложила один из типов атомных двигателей для больших морских судов. Реактор охлаждается жидким натрием. Для превращения ядерной энергии в электрическую используется газовая турбина низкого давления. В качестве рабочего газа используется гелий. Гелий имеет значительные преимущества перед воздухом вследствие очень малого поглощения нейтронов и более высокой теплопроводности. Схема атомного двигателя приведена на рис. 84.

Рис. 84. Схема атомного двигателя для морских судов:

1 — предварительное охлаждение газа; 2 — промежуточное охлаждение газа; 3 — компрессор низкого давления; 4 — компрессор высокого давления; 5 — вторичный теплообменник; 6 — к первичному теплообменнику; 7 — гелиевый контур газовой турбины с замкнутым циклом; 8 — турбина компрессора; 9 — турбина низкого давления; 10 — нагрузка; 11 — теплообменник для возврата тепла в первичный контур; 12 — первичный натриевый контур

Гелий при температуре 21° C и давлении 15,4 атмосферы поступает в компрессор низкого давления, затем проходит через промежуточный холодильник, откуда попадает в компрессор высокого давления. Сжатый до 42,5 атмосферы при температуре 96° C гелий направляется во вторичный теплообменник, где нагревается до температуры 662° C. Нагретый газ проходит через две последовательно соединенные турбины. Часть энергии он отдает турбине, приводящей в движение компрессоры и турбину низкого давления, соединенную с валом — винтом корабля или генератором электрической энергии. Мощность на валу 11 000 киловатт. После главной турбины гелий отдает свое остаточное тепло теплообменнику включенного в контур жидкого натрия, охлаждающего реактор. В конечном счете остаточная энергия газа после турбины используется во вторичном теплообменнике для нагревания рабочего газа.

За последнее время в ряде стран проводятся исследования, направленные на создание самолета с атомным двигателем. Задачи, возникающие при конструировании самолетов с атомным двигателем, являются, по-видимому, наиболее трудными за всю историю самолетостроения. Основные трудности связаны с отводом тепла от реактора и эффективным использованием его в различных двигателях: турбовинтовых, турбореактивных и ракетных, а также с необходимостью уменьшить вес и габариты биологической защиты. Вместо защиты, общей для реактора и двигателя, американцы, например, предполагают использовать раздельную защиту. США располагают опытным самолетом (В-36), на котором установлен экспериментальный ядерный реактор. Для обеспечения безопасности населения реактор работает только в то время, когда самолет пролетает над специально отведенной (безлюдной) территорией в штате Техас. Взлет и посадка совершаются с остановленным реактором. Приняты меры предосторожности, исключающие возможность взрыва реактора даже в случае аварии самолета. Кроме того, в США проходит стендовые испытания опытный реактор для самолетного двигателя. Тепловыделяющие элементы сделаны из окиси урана, заключенной в контейнеры из нержавеющей стали. Температура этих элементов при работе реактора достигает 1000° C. Замедлителем служит вода, теплоносителем — воздух, подаваемый непосредственно в газовую турбину. Преимуществами такого типа реактора являются: небольшой вес, высокая температура и относительно низкое давление теплоносителя. К недостаткам следует отнести: низкий коэффициент теплоотдачи, радиоактивность воздуха, делающая турбину недоступной для обслуживания, большое количество прокачиваемого воздуха. Исследования показывают, что нет пока полной уверенности в надежной работе реактора. Расходы, связанные с этими работами, в США достигают многих миллионов долларов. Аналогичные исследования проводятся в Англии, Франции и других странах.

ГЛАВА 6.

ПОЛУЧЕНИЕ И ИСПОЛЬЗОВАНИЕ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ

Получение радиоактивных веществ в ядерных реакторах. Почти все химические элементы при облучении их в ядерном реакторе поглощают тепловые нейтроны и превращаются в радиоактивные изотопы. Так, например, могут быть получены радиоактивные углерод и фосфор:

Азот14+нейтрон1– >углерод14+протон1,