ПОИСК Статьи Рисунки Таблицы Энергетические ядерные реакторы из "Общая химическая технология Том 2" Рассмотрим энергетическую часть описанного реактора атомной электростанции АН СССР. [c.260] Для отвода тепла, выделяющегося в реакторе, и превращения его в электрическую энергию применена система двух контуров. В первичном контуре циркулирует теплоноситель—обычная вода под давлением 100 ат. Трубы контура выполнены из нержаве(ощей стали и размещены за слоем биологической защиты. Вода, нагретая в реакторе до 280°, поступает в парогенераторы, в которых отдает тепло воде вторичного контура, охлаждаясь при этом до 190°. Три насоса (четвертый в резерве) обеспечивают циркуляцию воды в количестве 300 т час. [c.260] Радиоактивность воды первичного контура (0,2 кюри1л) на выходе из реактора обусловлена радиоактивностью ядер кислорода (активация при захвате нейтронов). Вследствие малой длительности периода полураспада этих ядер ( 7 сек.) радиоактивность воды быстро убывает и на входе в реактор составляет 2-10- кюри л. Эта активность вызывается наличием примесей, неизбежно присутствующих в воде и активирующихся под действием нейтронного облучения. [c.260] Вода вторичного контура (конденсат), уже не являющаяся радиоактивной, нагнетается питательными насосами в подогреватель парогенератора. При работе станции иа полную мощность парогенераторы вырабатывают 40 mime пара давлением 12,5 ат при температуре 255—260°. Пар направляется в турбогенератор. Радиоактивность в помещениях станции тщательно контролируется. О появлении радиоактивности специальные приборы сигнализируют световым и звуковым сигналами. [c.260] На основе опыта работы советской атомной электростанции и внимательного изучения экспериментальных и теоретических работ в области ядерной энергетики установлена возможность получения на станциях большой мощности электроэнергии, стоимость которой не превысит стоимости электроэнергии, вырабатываемой тепловыми электростанциями. [c.260] Для выработки электроэнергии могут быть использованы реакторы различных типов. [c.260] Реакторы с водяным охлаждением. Использование воды для отвода тепла от ядерных реакторов (как это сделано на атомной электростанции АН СССР) имеет ряд существенных преимуществ перед другими системами охлаждения относительно слабый захват нейтронов, безопасность для обслуживающего персонала, малая стоимость. Большой опыт использования воды в обычных паросиловых установках может быть успешно применен и в данном случае. Существенным недостатком воды является сравнительно низкая температура ее кипения. Чтобы значительпо повысить температуру кипения воды, необходимо применять высокое давление и, следовательно, увеличивать толщину водяных трубок, т. е. увеличивать количество стали в активной зоне реактора. Это в свою очередь (вследствие большего паразитного поглонхе-ння нейтронов в активной зоне) потребует большего обогащения урана изотопом 235, т. е. удорожания используемого ядерного горючего без улучшения теплового коэффициента полезного действия электростанции. Тем не менее, как показывает практика, строительство атомных электростанций с реакторами такого типа целесообразно. [c.260] Реакторы с охлаждением жидкими металлам и. Этот способ совмещает достоинства газового и водяного охлаждения. Вследствие высокой температуры кипения расплавленных металлов не требуется создавать высокие давления в первичном контуре, а значительно ббльшая теплоемкость расплавленного металла по сравнению с теплоемкостью газов исключает необходимость пропускать через контур большие объемы теплоносителя. [c.261] Недостатком охлаждения жидким натрием является его высокая радиоактивность со сравнительно большим периодом полураспада ( 14 час.). В связи с этим натриевый контур трудно доступен для обслуживания. Усложняется также теплообменная аппаратура из-за необходимости предварительного разогрева натрия и соблюдения специальных мер предосторожности, которые необходимы для предотвращения контакта натрия с водой и воздухом. [c.261] Вод о-в о д я и ы е р е а к т о р ы. Наибольшее распространение получили реакторы, в которых замедлителем и теплоносителем является обыкновенная вода. Как замедлитель вода имеет ряд особенностей, нанример длина замедления нейтронов в ней очень мала (5,7 см). Наиболее интересной ее особенностью является зависимость сечения рассеяния нейтронов от энергии частиц. Прн больших энергиях сечение рассеяния мало, а прн малых велико. Если расположить урановые блочки в решетке с небольшим шагом, нейтроны, рождающиеся в одном каком-либо блочке, частично будут проскакивать в соседние блочки урана и вызывать в иих дополнительное деление урана-238, которое возможно только иа быстрых нейтронах. Благодаря этому коэффициент размножения системы возрастает. [c.261] НЫХ реакторов такого типа (в США) показало, что эти факторы не столь существенны. [c.262] Некоторым недостатком водо-водяных реакторов является трудность компенсации температурного и других эффектов реакции, а также жесткие условия работы материала корпуса, подвергающегося действиям излучения и высокого давления. [c.262] Реакторы на тяжелой воде. Потерн нейтронов в любом реакторе могут быть снижены путем уменьшения поглощения нейтронов в замедлителе. Таким замедлителем, исключительно слабо поглощающим нейтроны, является тяжелая вода. Реакторы с тяжелой водой могут работать на естественном уране, что следует отнести к их достоинствам. [c.262] Недостатком является высокая стоимость тяжелой воды и сравнительно небольшой запас реактивности. Поэтому тепловыделяющие элементы такого реактора должны содержать минимальное количество конструкционных материалов. Иначе сводится на нет его преимущество—возможность использования естественного урана. [c.262] Гомогенные реакторы. Большинство рассмотренных ранее реакторов являются гетерогенными. Уран находится в них в виде блочков, образующих решетку с определенным шагом. Можно избрать и другой путь, равномерно распределив в замедлителе уран посредством его растворения или суспендирования. Преимуществом такого реактора является возможность удаления из активной зоны ксенона (отравляющего любой реактор, который работает на тепловых нейтронах) и продуктов деления. В противном случае приходится применять обогащенный уран. [c.262] Несомненным достоинством гомогенных реакторов является также отсутствие тепловыделяющих элементов (изготовление их всегда связано с известными трудностями) и более простая химическая обработка горючего. [c.262] Недостаток всех описанных реакторов заключается в том, что энергия вырабатывается в них почти полностью за счет сжигания урана-235, количество которого в природе в 140 раз меньше, чем урана-238. [c.262] В реакторах, работающих на тепловых нейтронах, уран-238 используется только частично вследствие превращения его при радиационном захвате и последующих радиоактивных распадах в плутоний-239, так же делящийся под действием тепловых нейтронов, как и уран-235. Коэффициент воспроизводства плутония из урана-238, т. е. количество атомов плутония, образующихся при разделении одного атома урана-235, в реакторах на тепловых нейтронах не больше единицы. Поэтому проблема полного использования природных запасов делящихся материалов не может быть решена исключительно путем строительства реакторов, работающих на тепловых нейтронах. [c.262] Среди делящихся изотопов урана имеется отсутствующий в природном уране изотоп—уран-233. Он может быть получен искусственно, путем захвата нейтронов торием-232. Используя этот изотоп в качестве горючего в реакторе на тепловых нейтронах, можно получить коэффициент воспроизводства несколько больше единицы (1,1). Такой реактор будет не только производить энергию, но и вырабатывать из тория делящийся изотоп—уран-233. [c.262] Вернуться к основной статье