§267.  Понятие о ядерной энергетике

Большое значение в ядерной энергетике приобретает не только осуществление цеп­ной реакции деления, но и управление ею. Устройства, в которых осуществляется и поддерживается управляемая цепная реакция деления, называются ядерными реакторами. Пуск первого реактора в мире осуществлен в Чикагском университете (1942) под руководством Э.Ферми, в СССР (и в Европе) — в Москве (1946) под руководством И. В. Курчатова.

Для пояснения работы реактора рассмотрим принцип действия реак­тора на тепловых нейтронах (рис.345). В активной зоне реактора расположены тепловыделяющие элементы 1 и замедли­тель 2, в котором нейтроны замедляются до тепловых скоростей. Тепловыделяющие элементы (твэлы) представляют собой блоки из делящегося материала, заклю­ченные в герметическую оболочку, слабо поглощающую нейтроны. За счет энергии, выделяющейся при делении ядер, твэлы разогреваются, а поэтому для охлаждения они помещаются в поток теплоносителя (3—канал для протока теплоносителя). Активная зона окружается отражателем 4, уменьшающим утечку нейтронов.

Управление цепной реакцией осуще­ствляется специальными управляющими стержнями 5 из материалов, сильно по-

 

 

432

глощающих нейтроны (например, В, Cd). Параметры реактора рассчитываются так, что при полностью вставленных стержнях реакция заведомо не идет, при постепен­ном вынимании стержней коэффициент размножения нейтронов растет и при не­котором их положении доходит до едини­цы. В этот момент реактор начинает рабо­тать. По мере его работы количество де­лящегося материала в активной зоне уменьшается и происходит ее загрязнение осколками деления, среди которых могут быть сильные поглотители нейтронов. Что­бы реакция не прекратилась, из активной зоны с помощью автоматического устрой­ства постепенно извлекаются управляю­щие (а часто специальные компенсирую­щие) стержни. Подобное управление реакцией возможно благодаря существо­ванию запаздывающих нейтронов (см. §265), испускаемых делящимися яд­рами с запаздыванием до 1 мин. Когда ядерное топливо выгорает, реакция пре­кращается. До нового запуска реактора выгоревшее ядерное топливо извлекают и загружают новое. В реакторе имеются также аварийные стержни, введение кото­рых при внезапном увеличении интенсивности реакции немедленно ее об­рывает.

Ядерный реактор является мощным источником проникающей радиации (ней­троны, g-злучение), примерно в 10¹¹ раз превышающей санитарные нормы. Поэто­му любой реактор имеет биологическую защиту — систему экранов из защитных материалов (например, бетон, свинец, во­да), располагающуюся за его отражате­лем, и пульт дистанционного управления

Ядерные реакторы различаются:

1) по характеру основных материалов, находящихся в активной зоне (ядерное топливо, замедлитель, теплоноситель); в качестве делящихся и сырьевых веществ

используются ²³⁵₉₂U, ²³⁹₉₄Pu, ²³³₉₂U, ²³⁸₉₂U, ²³²₉₀Th, в качестве замедлителей — вода (обычная и тяжелая), графит, бериллий, органиче­ские жидкости и т. д., в качестве теплоно­сителей — воздух, вода, водяной пар. Не, СО₂ и т. д.;

2) по характеру размещения ядерного

топлива и замедлителя в активной зоне: гомогенные (оба вещества равномерно смешаны друг с другом) и гетерогенные (оба вещества располагаются порознь в виде блоков);

3) по энергии нейтронов (реакторы на тепловых и быстрых нейтронах; в послед­них используются нейтроны деления и замедлитель вообще отсутствует);

4) по типу режима (непрерывные и им­пульсные);

5) по назначению (энергетические, ис­следовательские, реакторы по производст­ву новых делящихся материалов, радио­активных изотопов и т.д.).

В соответствии с рассмотренными при­знаками и образовались такие названия, как уран-графитовые, водо-водяные, графито-газовые и т. д.

Среди ядерных реакторов особое место занимают энергетические реакторы-раз­множители. В них наряду с выработкой электроэнергии идет процесс воспроизвод­ства ядерного горючего за счет реакции (265.2) или (266.2). Это означает, что в реакторе на естественном или слабообогащенном уране используется не только изотоп ²³⁵₉₂U, но и изотоп ²³⁸₉₂U. В настоящее время основой ядерной энергетики с вос­производством горючего являются реакто­ры на быстрых нейтронах.

Впервые ядерная энергия для мирных целей использована в СССР. В Обнинске под руководством И. В, Курчатова вве­дена в эксплуатацию (1954) первая атом­ная электростанция мощностью 5 МВт. Принцип работы атомной электростан­ции на водо-водяном реакторе приведен на рис. 346. Урановые блоки 1 погружены в воду 2, которая служит одновременно и замедлителем, и теплоносителем. Горя-

 

433

чая вода (она находится под давлением и нагревается до 300 °С) из верхней .части активной зоны реактора поступает через трубопровод 3 в парогенератор 4,.где она испаряется и охлаждается, и возвращает­ся через трубопровод 5 а реактор. На­сыщенный пар 6 через трубопровод 7 по­ступает в паровую турбину 8, возвращаясь после отработки через трубопровод 9 в па­рогенератор. Турбина вращает электриче­ский генератор 10, ток от которого по­ступает в электрическую сеть.

Создание ядерных реакторов привело к промышленному применению ядерной энергии. Энергетические запасы ядерного горючего в ру­дах примерно на два порядка превышают за­пасы химических видов топлива. Поэтому, если, как предполагается, основная доля электро­энергии будет вырабатываться на АЭС, то это, с одной стороны, снизит стоимость электроэнер­гии, которая сейчас сравнима с вырабатывае­мой на тепловых электростанциях, а с другой — решит энергетическую проблему на несколько столетий и позволит использовать сжигаемые сейчас нефть и газ в качестве ценного сырья для химической промышленности.

В СССР помимо создания мощных АЭС (например, Нововороиежской общей мощностью примерно 1500 МВт, первой очереди Ленинград­ской им. В. И. Ленина с двумя реакторами по 1000 МВт) большое внимание уделяется созда­нию небольших АЭС (750—1500 кВт), удобных для эксплуатации в специфических условиях, а также решению задач малой ядерной энерге­тики. Так, построены первые в мире передвиж­ные АЭС, создан первый в мире реактор («Ро­машка»), в котором с помощью полупроводни­ков происходит непосредственное преобразова­ние тепловой энергии в электрическую (в актив­ной зоне содержится 49 кг ²³⁵₉₂U, тепловая мощность реактора 40 кВт, электрическая — 0.8 кВт), и т.д.

Огромные возможности для развития атом­ной энергетики открываются с созданием ре­акторов-размножителей на быстрых нейтронах (бридеров), в которых выработка энергии со­провождается производством вторичного горю­чего — плутония, что позволит кардинально ре­шить проблему обеспечения ядерным горючим. Как показывают оценки, 1 т гранита содержит примерно 3 г ²³⁸₉₂U и 12 г ²³²₉₀Th (именно они используются в качестве сырья в реакторах-размножителях), т.е. при потреблении энергии 5•10⁸МВт (на два порядка выше, чем сейчас) запасов урана и тория в граните хватит на 10⁹

лет при перспективной стоимости 1 кВт•ч энер­гии 0,2 коп.

Техника реакторов на быстрых нейтронах находится в стадии поисков наилучших инже­нерных решений. Первая опытно-промышленная станция такого типа мощностью 350 МВт постро­ена в г. Шевченко на берегу Каспийского моря. Она используется для производства электроэнер­гии и опреснения морской воды, обеспечивая водой город и прилегающий район нефтедобычи с населением порядка 150000 человек. Шевчен­ковская АЭС положила начало новой «атомной отрасли» — опреснению соленых вод, которая в связи с дефицитом пресноводных ресурсов во многих районах может иметь большое значение.