Ядерные реакторы — страница 22 из 35

IIВ. Там температура его повышается до 540 градусов, и он подается в одну из ступеней паровой турбины высокого давления. В турбине перегретый пар отдает часть своей энергии, охлаждается и затем проходит второй пароперегреватель IIА. Здесь уже он приобретает свою конечную температуру 620 градусов и поступает в основную ступень паровой турбины.

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.

Дистиллированная вода при работе станции загрязняется. Кроме того, существуют небольшие утечки воды через различные соединения и сальники насосов. Замена и добавление воды в первичном контуре производятся из бака 13 с помощью вспомогательного насоса 12. Чтобы предупредить возможность попадания в реактор случайных взвешенных твердых частиц, на трубопроводе первичного контура поставлен фильтр 14. В теплообменниках 4 образуется пар с давлением 12,5 атмосферы при температуре 255 градусов.

Вода первичного контура, проходя через реактор, приобретает некоторую активность. А в случае разрушения оболочек рабочего канала вода вступает в контакт с ураном и радиоактивность ее может стать очень большой. Для защиты обслуживающего персонала от возможных сильных облучений все элементы схемы станции, связанные с первичным контуром, установлены в помещениях с толстыми бетонными стенами.

Вторичный контур состоит из двух участков. По трубопроводу 5 пар подается в турбину 6, где, отдавая свою энергию, охлаждается. В конденсаторе 7 пар превращается в воду, а затем эта вода по участку трубопровода 8 с помощью насоса 9 перекачивается в теплообменник 4 для испарения.

Во вторичном контуре есть ответвление, с помощью которого пар можно направлять не в турбину, а в специальный пусковой конденсатор 15. Это устройство дает возможность отбирать от реактора значительную тепловую мощность даже и в том случае, если турбина 6 по каким-нибудь причинам не может работать. Охлаждение пара в кондесаторах 7 и 15 осуществляется с помощью речной воды.

Первая атомная электростанция Советского Союза размещается в трех зданиях. В главном здании (рис. 61) находится ядерный реактор, парогенераторы, насосы и оборудование для обслуживания станции. Там же размещается и пульт управления станцией. Во втором здании установлены паровая турбина с электрическим генератором, электрическое распределительное устройство, конденсатор и другое оборудование, относящееся к схеме движения пара и вторичной воды. Наконец, в третьем здании размещаются вентиляционные устройства, необходимые для выброса в трубу радиоактивных газов, выделяющихся при работе ядерного реактора.