Ядерные реакторы

ГЛАВА 5. ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА

Источники энергии. Энергетика в значительной степени определяет лицо века.

По характеру используемой энергии XIX век называют веком пара, а XX — веком электричества. Но энергия пара, которую мы затем превращаем в энергию движения, — это в конечном счете энергия каменного угля, нефти, газа, сгорающих в топке парового котла. Электрическая энергия — это опять-таки энергия пара или энергия падающей воды. Ни пар, ни электричество не являются новыми источниками энергии. И сейчас используется энергия горючих веществ, рек и ветра, то есть в конечном счете солнечная энергия.

В тяжелом труде обеспечивает человечество свою потребность в энергии. Так, например, в 1941 году было добыто больше 2,5 миллиарда тонн горючих ископаемых (табл. 2). А при использовании ядерного горючего для получения той же энергии было бы вполне достаточно одной тысячи тонн урана или тория.

Запасы урана и тория на земле не так уж малы. Эти элементы содержатся в различных горных породах и минералах. Крупные месторождения богатых ураном руд находятся в Бельгийском Конго, в Канаде (Медвежье озеро) и других местах. Много урановых руд содержат недра Советского Союза и стран народной демократии. Сейчас уран и торий добываются только из сравнительно богатых руд, с содержанием урана или тория от 100 граммов до 100 килограммов на тонну породы. Это — урановые и ториевые руды, монациты, карнаатиты и горючие сланцы.

Если учесть мировые запасы урана и тория только в этих сравнительно богатых рудах и заменить во всех энергетических установках химическое горючее на ядерное, то даже при быстрорастущей потребности в энергии ядерного горючего хватит на несколько тысяч лет. Но, безусловно, недалеко то время, когда будет разработана технология обогащения таких бедных ураном и торием пород, как гематит, гранит, различные базальты, пески и известняки. Даже в морской воде есть уран. Правда, его содержание там ничтожно, всего около миллиграмма на один кубометр воды. Однако в будущем, если не будут открыты другие виды ядерного горючего, по всей вероятности, найдут способы извлечения урана и из морской воды.

Запасы обычных горючих ископаемых не очень велики. Эти вещества, представляющие собой остатки древнего растительного мира, в которых в течение миллионов лет накапливалась солнечная энергия, практически не возобновляются. Если не будут найдены какие-нибудь новые, очень богатые месторождения, то запасов угля и нефти, по всей вероятности, хватит не больше чем на двести — триста лет.

Овладев атомной энергией, человечество получило совершенно новый богатейший источник энергии.

Большие трудности на великом пути. Основная энергия, получающаяся при делении ядер, — это энергия движения очень быстрых «осколков» и нейтронов. Температура вещества определяется скоростью движения молекул и атомов: чем больше скорость, тем выше температура. Подсчет показывает, что «осколки» ядер при делении разлетаются со скоростями, соответствующими температуре в несколько миллиардов градусов. Поэтому как будто бы нет особого предела для достижения сверхвысоких температур в процессе деления урана.

Однако очень высокая температура, порядка нескольких миллионов градусов, может быть получена только при атомном взрыве, когда очень большое число ядер урана делится за весьма короткий промежуток времени. При управляемом процессе такой температуры получить нельзя. Она ограничивается прежде всего теплостойкостью материалов, из которых построен ядерный реактор. Кроме того, мы уже знаем, что реактивность установки с повышением температуры обычно падает. Поэтому в ядерном реакторе на природном уране, где запас реактивности мал, нельзя получить высоких температур. При некоторой, сравнительно небольшой температуре коэффициент размножения становится равным единице и мощность реактора не достигает желаемой величины. Использование же тепловой энергии при низких температурах невыгодно: коэффициент полезного действия паросиловой установки при этом очень мал.

Для увеличения коэффициента полезного действия атомной установки, по-видимому, наиболее целесообразным является использование ядерных реакторов на обогащенном уране с большим содержанием легкого изотопа или искусственного ядерного горючего — урана²³³ или плутония²³⁹. В таких реакторах коэффициент размножения достаточно велик и предельная температура практически зависит только от жаропрочности материалов, из которых изготовлен реактор.

Казалось бы, что, поскольку в ядерном реакторе могут быть получены высокие температуры, создание паротурбинного атомного двигателя является несложным делом. В самом деле, если в обычной теплосиловой энергетической установке используется химическая энергия горючих материалов, которые сгорают в топке парового котла, то здесь роль топки играет ядерный реактор, в котором выделяется атомная энергия при делении урана. Все остальные агрегаты — паровой котел, турбина — могут оставаться прежними.

Можно, конечно, как мы это делали в предыдущих главах, провести некоторую аналогию между горением и цепным процессом в уране. Однако ядерное топливо все же существенно отличается от химического.

В обычной паросиловой установке время от времени из топки котла необходимо удалять золу. Нечто вроде этого надо делать и при цепном процессе. «Золой» при делении урана являются два «осколка», на которые расщепляется ядро урана²³⁵. Но удаление их — несравненно более сложная операция, чем удаление золы сгоревшего угля: ведь «осколки» обладают большой радиоактивностью. Выгребать же радиоактивные вещества так, как мы выгребаем золу из топки, нельзя. Кроме того, «зола» цепного процесса скапливается внутри урановых блоков, и выбрасывать эти блоки нельзя, так как они содержат очень много весьма ценных материалов: почти весь уран²³⁸, идущий на изготовление искусственного ядерного горючего, значительное количество урана²³⁵, а также получающийся в ядерных превращениях плутоний²³⁹. Все эти материалы, после того как они будут химическим путем очищены от «осколков», снова могут быть использованы в работе реакторов.

Радиоактивность продуктов ядерного реактора вызывает необходимость в разработке весьма сложных механизмов для транспортировки и переработки использованных урановых блоков. Люди должны управлять этими операциями на больших расстояниях.

Наконец, цепной процесс предъявляет особые требования к материалам, применяемым в ядерном реакторе.

Мы видели, что поглощение нейтронов в реакторе затрудняет получение атомной энергии и искусственного горючего. В реакторе, работающем на природном уране, большая потеря нейтронов приводит к прекращению цепного процесса. Особенно вредно поглощение нейтронов в размножающем реакторе. Каждый потерянный там нейтрон означает потерю ядра плутония²³⁹ или урана²³³.

Поглощение нейтронов ядрами веществ приводит к образованию изотопа того же элемента. Если этот изотоп радиоактивен, то он постепенно переходит в другой элемент. При этом может измениться объем вещества. В результате меняется прочность материалов, разрушаются металлические оболочки конструкций и стенки труб. Поэтому материалы, используемые в различных конструкциях ядерных реакторов, должны как можно меньше поглощать нейтроны.

Кроме того, эти материалы должны быть стойкими и в отношении интенсивного радиоактивного облучения. Многие вещества при радиоактивном облучении разрушаются, активнее вступают в различные химические реакции, усиливается коррозия их поверхности. В последнее время ученые исследовали и начали использовать в реакторах мало применявшиеся до сих пор редкие металлы, такие, например, как цирконий. Оказалось, что очень чистый цирконий слабо поглощает нейтроны и почти не изменяет своих химических свойств при интенсивном радиоактивном облучении. По-видимому, этот тугоплавкий металл в ближайшее время найдет себе широкое применение при строительстве ядерных реакторов для атомных двигателей.

При использовании атомной энергии надо тепло, выделяемое реактором, передать энергетической установке. Для отвода тепла обычно применяют жидкие или газообразные вещества — теплоносители, которые пропускаются по трубам, проходящим через тело ядерного реактора. Охлаждая реактор, теплоноситель нагревается и передает тепло потребителю, которым может быть паровой котел или отопительная сеть.

К теплоносителям, применяемым в ядерной энергетике, также предъявляются особые требования. Они должны слабо поглощать нейтроны, то есть практически не изменять реактивности реактора. В противном случае произойдет значительное и иногда невосстановимое уменьшение коэффициента размножения, и цепной процесс будет невозможно осуществить. Кроме того, поглощая нейтроны, такой теплоноситель будет обладать большой радиоактивностью, а радиоактивность теплоносителя потребует дополнительных мер для того, чтобы обезопасить обслуживающий персонал от излучения трубопроводов, по которым протекает теплоноситель.

Таким образом, прежде чем удалось достаточно эффективно использовать энергию ядерного реактора ученым и инженерам пришлось преодолеть ряд больших трудностей, произвести многочисленные исследования, проявить выдумку и изобретательность.

Химики затратили много труда на разработку методов эффективного отделения «осколков», плутония и чистого урана²³⁸ из отработанных урановых блоков.

Высокая радиоактивность отработанных блоков и «осколков» не допускает непосредственного участия людей в этих операциях. Поэтому механики, электротехники и радиотехники построили систему управления на расстоянии процессом химической и металлургической обработки продуктов ядерного реактора.

Такая же автоматизация была предусмотрена для замены вышедших из строя деталей работающего ядерного реактора. Нужно помнить, что как только реактор вступил в строй, его центральная часть становится весьма радиоактивной. Присутствие людей возле центральной части даже остановленного реактора при капитальном и предупредительном ремонте совершенно недопустимо.

Физики и радиоинженеры разработали такую систему управления ядерным реактором, которая гарантирует полную безопасность и совершенно исключает возможность выхода цепной реакции из управления. Заданная мощность реактора поддерживается автоматически.

Технологи и металлурги нашли материалы, которые слабо поглощают нейтроны. В этих материалах ядерные реакции с нейтронами не приводят к значительным нарушениям прочности конструкций и к необходимости частой замены деталей. Кроме того, слабое поглощение нейтронов не уменьшает заметно реактивности ядерного реактора, изготовленного из таких материалов.

Эти материалы являются также стойкими в отношении действия радиоактивных излучений. Специальные покрытия предохраняют поверхность конструкций от коррозии.

Энергетиками и физиками были найдены теплоносители, которые не только хорошо отводят тепло, но и обладают малой активностью в отношении реакций с нейтронами. Сравнительно слабая радиоактивность таких теплоносителей облегчает их использование в тепловой схеме.

Физиками были разработаны и исследованы различные защитные средства, предохраняющие обслуживающий персонал от биологически вредных излучений.

Эти и многие другие очень трудные задачи были решены советскими учеными и инженерами, прежде чем первая в мире советская атомная электростанция дала промышленный ток.

Ядерное топливо. Атомная энергетика ближайшего будущего в качестве ядерного горючего будет использовать не только уран²³⁵, но и весь природный уран и торий. Размножающий реактор будет давать не только атомную энергию для вращения генераторов электростанции, но и вырабатывать определенное количество искусственного ядерного горючего.

Однако читатель уже знает, что для работы такого реактора необходим либо чистый уран²³⁵, либо уран, обогащенный легким изотопом.

Существующие методы разделения изотопов или обогащения урана очень сложны и дороги. Но, оказывается, можно в энергетической схеме использовать природный уран и торий.

Мы можем всегда накопить первоначально некоторое количество плутония в реакторе на природном уране, использующем медленные нейтроны. Вряд ли в таком реакторе можно эффективно получать атомную энергию, так как он при высоких температурах работает неустойчиво. Однако в результате работы такого реактора в нем получается достаточное количество плутония, из которого может быть затем изготовлена центральная часть размножающего реактора.

Такая вполне возможная схема использования природного ядерного горючего в энергетической установке представлена на рис. 46. Урановая руда из рудника направляется на обогатительную фабрику, где урановые соединения (минералы) отделяются от пустой породы. Из минералов на химическом заводе получается чистый металлический уран, из которого на металлургическом заводе отливаются урановые блоки.

Металлический уран легко окисляется на воздухе, поэтому урановые блоки на том же заводе заделываются в тонкую оболочку из алюминиевого сплава.

В таком виде блоки природного урана поступают в урановый котел, работающий на медленных нейтронах, и участвуют в ядерных реакциях по накоплению плутония. Отработанные урановые блоки, содержащие плутоний и «осколки», подвергаются химической и металлургической обработке на заводе. Здесь от них отделяются «осколки» и плутоний. Плутоний затем направляется или в центральную часть размножающего реактора, работающего на быстрых нейтронах, или на склады; «осколки» идут на завод по изготовлению радиоактивных препаратов. Остальной материал, который состоит в основном из урана²³⁸, используется во внешней части размножающего реактора, где снова образуется плутоний²³⁹.

Атомное горючее центральной части размножающего реактора время от времени требует замены, так как плутоний «выгорает» и в нем накапливаются «осколки». Отработанный плутоний отправляют на обрабатывающие химические и металлургические заводы, где он подвергается очистке от «осколков». После очистки он снова возвращается обратно в размножающий реактор, а «осколки» используются для изготовления радиоактивных препаратов. Нейтроны, выходящие из центральной части реактора, поглощаются в наружной оболочке, где образуют плутоний. Время от времени блоки с ураном²³⁸ вынимают из оболочки и направляют на обработку. Выделенный из них плутоний тоже идет в центральную часть размножающего реактора, а урановые блоки возвращаются обратно в наружную оболочку. Так сгоревший плутоний полностью восполняется. В урановых блоках внешней части реактора также образуются «осколки» ядер, так как имеющийся там уран делится под действием быстрых нейтронов, вылетающих из центральной части размножающего реактора.

После того как урановый котел на медленных нейтронах произвел достаточное для размножающего реактора количество плутония, его работа больше не нужна. В дальнейшем размножающий реактор может не только обеспечить себя необходимым количеством плутония, но и создать некоторый запас искусственного ядерного горючего. Этот запас может быть использован для пускового периода других энергетических установок.

Если рассматривать строительство атомных электростанций в большом государственном масштабе, то, по всей вероятности, целесообразнее создать производство плутония в больших реакторах на природном уране. Нескольких лет работы таких реакторов достаточно, чтобы затем можно было произвести одновременный запуск большого числа размножающих реакторов крупных энергетических установок.

Примерно по той же схеме работает атомная станция, использующая торий. При использовании тория химическая обработка блоков должна заключаться в отделении урана²³³ от тория.

В таких схемах предусмотрено полное использование природного урана или тория. Тепло размножающего реактора превращается в электрическую энергию на атомной электростанции. Некоторое количество накапливающегося плутония²³⁹ или урана²³³ идет на запуск других энергетических установок. Наконец, «осколки», вес которых примерно равен весу разделившегося урана²³³ или плутония²³⁹, могут быть использованы как радиоактивные препараты в различных отраслях народного хозяйства.

Отвод тепла от ядерного реактора. В работающем реакторе большая часть атомной энергии превращается в теплоту и нагревает тело реактора. Для охлаждения его, для отвода получившегося тепла от реактора и использования тепла в промышленных условиях используются жидкие или газообразные вещества — теплоносители.

Проще всего, казалось бы, использовать в качестве охлаждающей жидкости расплавленный уран, плутоний или жидкий замедлитель. Но для достаточно эффективного отвода тепла нужны большие количества теплоносителя. Это обстоятельство, а также высокая радиоактивность ядерного горючего во время цепного процесса затрудняют использование таких охлаждающих веществ в реакторе. Поэтому сейчас в большинстве случаев применяют «нейтральные» теплоносители, которые, нагреваясь, не принимают непосредственного участия в самом процессе получения энергии.

Таким теплоносителем может быть, например, простая вода в урано-графитовом реакторе на медленных нейтронах, где применяется природный уран. На рис. 47 приведен разрез небольшого участка рабочей части такого реактора. Урановые блоки помещаются в алюминиевой трубке, которая вставляется в цилиндрическое отверстие графитового блока прямоугольной формы. Вода поступает в зазор между алюминиевой оболочкой уранового блока и стенкой трубки. Так как вода сильно поглощает нейтроны, то для того чтобы избежать большой потери нейтронов, заставляют воду проходить через тонкие зазоры с очень большой скоростью. Недостатком такой системы является то, что нельзя получить температуру теплоносителя выше 100 градусов. При более высоких температурах усиленное парообразование приводит к разрывам потока воды и, следовательно, к сильным местным перегревам.

Очевидно, что при температуре 100 градусов практически нельзя получить атомную энергию для промышленных целей. Поэтому такой теплоноситель может быть применен только в первичных реакторах, где природный уран используется для получения искусственного ядерного горючего — плутония²³⁹ и радиоактивных изотопов. Положение могло бы измениться, если бы заставить воду проходить в реакторе под большим давлением. Как известно, под большим давлением вода кипит при более высокой температуре, но тогда стенки труб надо делать более прочными и толстыми, а это приведет к поглощению ими большого количества нейтронов. При использовании природного урана такая потеря нейтронов исключает осуществление цепного процесса.

Как мы уже видели на примере реактора РФТ при работе с обогащенным ураном, вода может быть использована в качестве теплоносителя более эффективно. В этом случае слой охлаждающей воды может быть значительно толще. Потеря нейтронов в воде не имеет здесь решающего значения. Вода является здесь также и замедлителем нейтронов. При конструировании таких реакторов это учитывается, и количество другого замедлителя, например графита, в этих реакторах берется меньше обычного.

Необходимо учесть, что вода, проходя через ядерный реактор, вследствие захвата нейтронов кислородом и различными примесями становится радиоактивной. Перед спуском ее в водную систему она должна три — четыре недели находиться в отстойнике. За это время ее радиоактивность становится ничтожно малой.

Для того чтобы уменьшить поглощение нейтронов и избежать засорения охлаждающих каналов, обычно используют дистиллированную воду.

Очень выгодно применять в качестве теплоносителя некоторые расплавленные металлы (рис. 48), слабо поглощающие нейтроны. Для тепловых нейтронов таким металлом является висмут. Расплавленный металл можно перекачивать в трубах через зазоры между урановыми блоками и алюминиевыми трубами, как воду. Поскольку поглощение нейтронов в висмуте в сотни раз меньше, чем в воде, зазоры могут быть значительно шире. Такой теплоноситель позволяет получать температуру порядка 500–600 градусов, что дает возможность построить энергетическую установку с большим коэффициентом полезного действия.

Нейтральный, не участвующий в цепном процессе теплоноситель может быть использован также для отвода тепла из центральной части размножающего реактора. Расплавленный металл попадает в теплообменник, например в паровой котел, где отдает свое тепло вторичному теплоносителю (воде). Вторичный теплоноситель уже не обладает радиоактивностью.

Для отвода тепла от реактора могут применяться свинец, висмут, натрий и калий.

В качестве теплоносителя может быть использован и замедлитель, как это сделано, например, в описанном раньше советском ядерном реакторе на тяжелой воде.

В ядерном реакторе Zoé, построенном известным французским физиком Фредериком Жолио-Кюри (рис. 49), охлаждение урановых стержней тоже производится тяжелой водой, которая служит одновременно и замедлителем. Тяжелая вода перекачивается с помощью насоса через алюминиевый бак, в который опущены урановые металлические стержни. Омывая урановые стержни, она отбирает от них тепло, нагревается и попадает в теплообменник, где охлаждается простой водой.

Очень эффективно может быть использована тяжелая вода в качестве теплоносителя в гомогенных реакторах типа «водяной котел». Такой ядерный реактор (рис. 50) представляет собой котел, заполненный раствором урановых солей в тяжелой воде. Когда коэффициент размножения нейтронов достигнет значений несколько выше единицы, в котле развивается цепной процесс, скорость которого регулируется кадмиевым стержнем. Почти вся выделяемая мощность здесь расходуется на нагревание воды. Это по существу паровой котел, непосредственно использующий атомную энергию. Температура тяжелой воды, а следовательно, и давление паров в таком котле определяются прочностью бака и трубопроводов. Пар, получающийся в таком ядерном реакторе, обладает большой радиоактивностью, но, применяя защиту и антикоррозийные покрытия, его можно использовать в паровой турбине. Проще, однако, получить вторичный пар в специальном теплообменнике: этот вторичный пар уже нерадиоактивен. Ядерные реакторы с тяжелой водой обладают очень большим отрицательным температурным коэффициентом. Это значит, что при увеличении температуры реактивность реактора или коэффициент размножения нейтронов падает. Очень часто температура реактора с тяжелой водой и природным ураном не может подняться выше 90–120 градусов. Такой котел совершенно безопасен в эксплуатации, но не имеет промышленного значения, так как его пар обладает слишком малым давлением.

Очевидно, что для промышленного использования «водяные котлы» надо строить с обогащенным ураном.

Как уже говорилось, можно изготовить совсем маленький реактор — «водяной кипятильник», применяя обогащенное ядерное горючее и простую воду. Сейчас существуют ядерные реакторы, состоящие из 800–900 граммов урана²³⁵ (в виде урановой соли) и 12–15 литров простой воды. В них простая вода является и замедлителем и теплоносителем. Потеря тепловых нейтронов при их поглощении водородом воды восполняется высокой реактивностью системы, работающей на почти чистом расщепляющемся материале — уране²³⁵. Такой маленький реактор может дать достаточную мощность для вращения небольшой турбины.

Пожалуй, наиболее перспективным является использование в качестве теплоносителя жидкого ядерного горючего. Применение, например, жидкой смеси урана²³⁵ с каким-либо другим веществом (разбавителем) устраняет ряд трудностей, возникающих при работе ядерного реактора. Так как энергия деления урана переходит в тепло во всей массе ядерного горючего, то устраняются потери, которые сопровождают передачу тепла постороннему теплоносителю. Горючая смесь, проходя по трубам теплообменника (парового котла), отдает это тепло вторичному теплоносителю, например воде или пару.

Цепной процесс может осуществляться только в шаровой камере, так как только в ней ядерное горючее имеет вес, близкий к критическому (рис. 51). Для того чтобы довести коэффициент размножения до значений, превышающих единицу, надо уменьшить выход нейтронов через шаровую поверхность. Поэтому активную зону реактора окружают слоем отражателя нейтронов. Регулировку мощности реактора можно производить, уменьшая или увеличивая выход нейтронов из шаровой камеры передвижением некоторой части отражателя нейтронов. Тем самым мы будем изменять коэффициент размножения.

Применение в качестве теплоносителя жидкой горючей смеси чрезвычайно облегчает ее замену и удаление из нее продуктов деления во время работы реактора. Можно время от времени часть ядерного горючего отбирать и направлять на обрабатывающие химические и металлургические заводы для отделения от него «осколков». Очищенное ядерное горючее с добавлением некоторого количества свежей смеси в расплавленном состоянии опять направляют в работающий ядерный реактор.

Как было указано, управление цепным процессом может производиться только за счет запаздывающих нейтронов, которые вылетают из «осколков» ядер через 60–80 секунд после деления. Если применять в качестве теплоносителя циркулирующее ядерное горючее, то часть запаздывающих нейтронов будет выделяться уже вне рабочего объема реактора; доля запаздывающих нейтронов, участвующих в цепном процессе, таким образом, уменьшается, а это затрудняет управление ядерным реактором. Однако если объем труб, насосов и теплообменника мал по сравнению с шаровой камерой, то доля запаздывающих нейтронов, выбрасываемых «осколками» вне активной зоны реактора, будет также невелика.

Запаздывающие нейтроны, выделяющиеся в теплообменнике, производят ядерные реакции, а следовательно, вызывают радиоактивность уже вторичного теплоносителя. Большая интенсивность радиоактивных излучений вторичного теплоносителя может иногда вызвать необходимость установки второго теплообменника. Теплоноситель, нагревающийся во втором теплообменнике, уже не будет радиоактивным.

Подобным же образом может быть построен гетерогенный ядерный реактор на медленных нейтронах (рис. 52). Ядерное горючее, которым является природный или обогащенный легким изотопом уран, в расплавленном виде пропускают через каналы твердого замедлителя. Тем самым в активной зоне реактора создаются условия, необходимые для осуществления цепного процесса.

Управление процессом производится с помощью тугоплавких стальных стержней, содержащих бор и жадно поглощающих медленные нейтроны.

Жидкая горючая смесь, содержащая радиоактивные «осколки» деления, требует дополнительных мер защиты обслуживающего персонала от излучений. Окружать защитным слоем в этом случае надо не только сам ядерный реактор, но также трубопроводы с теплоносителем, насосы и первичные теплообменники.

В качестве теплоносителя могут быть использованы и газы. Проходя через реактор, они нагреваются и, имея большие давления, могут приводить во вращение турбины или осуществлять реактивное движение. Горячие газы можно пропускать через трубы парового котла и образующийся там пар высокого давления направлять на лопатки паровой турбины.

Тепловая энергия ядерного реактора с газовым теплоносителем может быть применена для отопления зданий. Таким образом частично был использован уже упомянутый в предыдущей главе английский реактор BEPO.

Этот реактор имеет мощность 4 тысячи киловатт и используется как мощный источник нейтронов для физических исследований и производства радиоактивных изотопов. Замедлителем в нем служат 850 тонн графита, а ядерным горючим — 40 тонн природного урана. Общий вид этого реактора и схема использования его тепла для отопления зданий приведены на рис. 53.

Для охлаждения реактора 3 через каналы, пронизывающие графитовый замедлитель, продувается воздух в количестве 5400 кубических метров в минуту. Воздух нагревается до температуры 100 градусов и направляется в теплообменник 6. Горячая вода из теплообменника при 70 градусах проходит через второй теплообменник 9, представляющий собой часть схемы отопления здания 10. Эта схема состоит из системы труб и радиаторов 11, где циркулирует горячая вода. В установке используется только 25 процентов всей энергии ядерного реактора, то есть 1000 киловатт. Показанные в схеме отопления заслонки первого теплообменника 5 служат для переключения горячего газа. Когда открыты нижние заслонки, горячий газ нагревает воду отопительной системы. Часть горячего газа можно пустить прямо в вытяжную трубу, открыв верхние заслонки.

Использование ядерного горючего для получения электрической энергии. Если ядерный реактор дает тепловую энергию, то нельзя ли это тепло известными нам способами превратить в механическую и электрическую энергию?

Одна из возможных схем превращения атомной энергии в электрическую приведена на рис. 54.

Расплавленный висмут (температура плавления 271 градус), играющий роль теплоносителя, пропускают через ядерный реактор, где он нагревается до 600 градусов. Затем горячий металл, проходя через паровой котел, отдает свое тепло на парообразование и возвращается в реактор при температуре 275 градусов. Выходящий из парового котла пар, имеющий температуру до 260 градусов и давление 40 атмосфер, поступает в паровую турбину, где и приводит в движение вал, связанный с электрическим генератором. При таком давлении и температуре пара коэффициент полезного действия установки равен 20–25 процентам. Отработанный пар пропускают через холодильник, где он конденсируется и перекачивается насосом обратно в паровой котел. Вода, охлаждающая пар, нагревается и может быть применена для отопления жилых или производственных помещений.

В схеме применяется реактор, работающий на медленных нейтронах, и используется уран с содержанием ядерного горючего около одного процента. Замедлителем служит графит. Во время пускового периода реактор работает на природном уране, содержащем всего 0,7 процента урана²³⁵. При таких условиях урановые тепловыделяющие элементы реактора приходится довольно часто заменять. Но в этих блоках накапливается плутоний, который после отделения и химической очистки добавляют в освобожденные от «осколков» урановые блоки. Содержание ядерного горючего (урана²³⁵ и плутония²³⁹) в этих блоках увеличивается, и постепенно среднее содержание расщепляющегося материала в урановом котле доводится до одного процента.

По истечении некоторого времени в реакторе устанавливается такой режим, при котором только частично используется природный уран, добавляемый в котел в виде «свежих» урановых блоков. Основное же количество урана поступает в реактор с химического и металлургического заводов после обработки и имеет повышенное содержание ядерного горючего. Но в этой установке нет полного восстановления ядерного горючего. Около 50 процентов урана²³⁸ не используется и поступает на склад. Этот уран может быть использован в размножающем реакторе.

Более совершенной является схема атомной электростанции, показанная на рис. 55. В этой схеме использованы два размножающих реактора, работающие на быстрых нейтронах. Теплоносителем здесь служит сплав плутония с висмутом. Расплавленное ядерное горючее из первого реактора перекачивается в один из первичных теплообменников IA и попадает во второй реактор. Здесь смесь вновь участвует в цепной реакции, нагревается, отдает свое тепло в другом теплообменнике IВ и попадает обратно в центральную часть первого реактора.

Вторичным теплоносителем является газ гелий. Он проходит через теплообменники IА и IВ и нагревается до температуры 650 градусов. Свое тепло гелий отдает целому ряду теплообменников IIА, IIВ, IIС и IID и затем возвращается обратно. Один из вторичных теплообменников IIС является паровым котлом. Вся получаемая им тепловая энергия расходуется на образование большого количества пара с температурой 240 градусов. Однако для эффективного использования пара в турбине нужно давление и температуру его повысить. Для этого пар поступает в пароперегреватель, которым является теплообменник 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.

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.

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.

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.

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.

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.

Посмотрим на разрез главного здания атомной электростанции (рис. 62).

В центральном зале главного здания помещается «сердце» атомной электростанции — ядерный реактор 1. Его верхняя часть находится на уровне пола, что облегчает замену рабочих каналов. В этом зале находится чугунная кабина с тремя толстыми стеклянными иллюминаторами, из которой машинист управляет движением подъемного крана 5 при выемке рабочего канала из реактора. Отработанный канал переносится тем же краном в хранилище, где он будет выдерживаться до тех пор, пока его радиоактивность не станет сравнительно безопасной. Стены кабины защищают машиниста от вредного излучения.

К главному залу слева примыкает помещение с компенсаторами объема 4. Справа находятся помещения, где размещена основная часть оборудования станции. В самом нижнем этаже расположены насосы первичного контура 2. Из рисунка видно, что они отделены от электродвигателя 6 стеной и помещаются в отдельной кабине. Такое устройство облегчает обслуживание электродвигателя и защищает обслуживающий персонал от действия лучей радиоактивной воды.

Теплообменники 3 расположены в крайнем правом помещении второго этажа. В верхнем этаже расположен главный пульт и щит управления атомной электростанцией 7. Кроме того, на особый щит 8 выведены сигналы, предупреждающие о возникновении опасной радиоактивности в различных помещениях станции.

Автоматизация управления всеми элементами процесса на первой атомной электростанции Советского Союза доведена до высокого уровня. На пульте управления станцией оператор может по приборам следить за работой всех агрегатов электростанции (рис. 63). Перед глазами дежурного инженера находятся измерители мощности и положения регулирующих стержней, приборы, отмечающие температуру, давление и количество воды, протекающей в каждом из 128 рабочих каналов реактора. Здесь же оператор получает сведения о давлении пара, идущего в турбину, о работе всех насосов и парогенераторов.

Наблюдая за показаниями соответствующих приборов, инженер, находясь у пульта, может устранить различные неполадки. Но даже в том случае, если оператор не примет необходимых мер, авария не произойдет, так как при нарушении режима в работе аварийный стержень сам опустится в реактор и остановит цепной процесс, то есть выделение атомной энергии.

Работа атомной электростанции совершенно безопасна. На особом пульте находятся дозиметры — приборы, сигнализирующие о наличии опасных радиоактивных излучений в различных помещениях электростанции. Оператор всегда видит, в каком помещении излучение превышает норму. Кроме того, в этом помещении автоматически вспыхивает красная лампа и дается звуковой сигнал. Получив такое предупреждение, люди удаляются из зоны радиоактивного заражения. Подобные случаи бывают очень редко. Мощные вентиляторы удаляют радиоактивные пыль и газ из помещений электростанции через высокую дымовую трубу, где они и рассеиваются на большой высоте. Управление работой всей атомной электростанции производится с главного пульта двумя инженерами. У машин находится несколько механиков и электриков.

Питание всех агрегатов станции производится за счет электроэнергии, вырабатываемой ею же. Однако в случае аварии в электрической сети питания все механизмы и приборы автоматически переключаются на аккумуляторную батарею.

Электрическая энергия атомной электростанции подается на трансформаторную подстанцию, включенную в общее высоковольтное кольцо района.

Первая атомная электростанция СССР построена с целью накопления научного и инженерного опыта, необходимого для проектирования и строительства крупных атомных электростанций. Для этого при сооружении станции были предусмотрены различные устройства и приспособления, позволяющие физикам и техникам проводить необходимые исследования.

Используя опыт работы первой атомной электростанции, наши ученые и инженеры разрабатывают мощные энергетические установки. Пройдет немного лет, и в строй войдут атомные электростанции мощностью 400–600 тысяч киловатт.

Пути развития ядерной энергетики. Опыт работы промышленной атомной электростанции СССР мощностью 5 тысяч киловатт позволяет ученым произвести некоторую оценку ядерной энергетики ближайшего будущего.

Электроэнергия, вырабатываемая первой атомной электростанцией, пока еще дороже электроэнергии, даваемой крупными тепловыми станциями в СССР, но сравнима со стоимостью энергии тепловых электростанций той же мощности.

Высокая себестоимость электроэнергии объясняется в первую очередь малыми размерами станции, что вызывает повышенный расход урана²³⁵ на единицу мощности, и большими затратами на изготовление тепловыделяющих урановых элементов. Дорого стоит и дополнительное оборудование, повышающее надежность работы электростанции. Но опыт эксплуатации уже показал, что от многих приспособлений такого рода можно отказаться.

На Международной конференции в Женеве в 1955 году советскими учеными был представлен вариант атомной электростанции мощностью 100 тысяч киловатт. Эта станция будет оборудована двумя реакторами с тепловой мощностью по 200 тысяч киловатт каждый.

Увеличение размеров реактора позволяет снизить содержание урана²³⁵ в урановых блоках реактора. Расчеты показывают, что такая станция требует до 200 тонн урана в год с содержанием 2,5 процента легкого изотопа, то есть в год такая станция будет расходовать всего 500 килограммов урана²³⁵[9]. Это обстоятельство, а также ряд усовершенствований, вводимых на новой станции, значительно удешевит стоимость киловатт-часа вырабатываемой электроэнергии. Она станет близкой к стоимости электроэнергии тепловой станции на высокосортном угле.

Сравнение количества оборудования, материалов и некоторых работ, необходимых для сооружения электростанций разных типов мощностью по 100 тысяч киловатт, приведенное в табл. 3, говорит в пользу атомных электростанций.

Таблица убедительно показывает, что материальные затраты на оборудование атомной электростанции значительно меньше, чем для угольной. Это объясняется прежде всего тем, что атомной станции не нужны большие топливные склады, сложные системы подачи топлива, углеразмольные мельницы, золоудаляющие и другие сооружения, характерные для угольных электростанций.

Атомная электростанция уже сейчас более экономична, чем тепловая, удаленная от месторождения угля или работающая на низкосортном топливе. Для того чтобы обеспечить атомную станцию мощностью 100 тысяч киловатт горючим на один год, требуется всего один рейс грузового самолета. Для угольной же станции той же мощности необходимо ежедневно подавать 20–30 вагонов угля.

Сравнение характеристик атомной и угольной электростанций мощностью по 100 тысяч киловатт указывает на рентабельность строительства электростанций, аналогичных первой промышленной атомной электростанции в СССР. Разработанный советскими учеными вариант мощной атомной электростанции имеет неоспоримое преимущество перед другими возможными вариантами, так как он основывается на опыте действующей электростанции.

Однако, как мы видели, тип реактора, избранный в атомной станции Академии наук, не является единственным. Разнообразие реакторов, которые могут быть применены для энергетических целей, весьма велико.

Так, например, если взять тот же гетерогенный реактор с замедлителем из графита, то в качестве теплоносителя может быть использована не только вода, но и различные газы и металлы. Если отводить тепло водой под высоким давлением, как это сделано в реакторе первой атомной электростанции СССР, то сравнительно низкая температура теплоносителя (260 градусов) не позволяет получить высокий коэффициент полезного действия турбогенератора. Это большой недостаток схемы подобного типа.

Для получения пара с температурой 375 градусов давление в первичном контуре придется поднять выше 225 атмосфер. При этом необходимо увеличить прочность конструкций рабочих каналов и реактора, а это потребует введения в активную зону дополнительного количества поглощающих нейтроны материалов (стали). Для осуществления устойчивой цепной реакции нужно будет увеличить содержание урана²³⁵ в тепловыделяющих элементах реактора. Увеличение стоимости ядерного горючего не будет компенсировано улучшением коэффициента полезного действия электростанции. Тем не менее, как это показано на примере работы первой атомной электростанции СССР и расчета советских ученых, строительство атомных электростанций на реакторах такого типа экономически вполне оправдывается.

При использовании газового охлаждения нет нужды создавать в каналах реактора очень большие давления. Но так как газ обладает очень малой теплоемкостью, то для отвода тепла нужно очень большое его количество продувать через реактор. Это вызывает значительные затраты энергии и является существенным недостатком газового охлаждения энергетических ядерных реакторов.

Примером может служить описанный раньше английский реактор ВЕРО, где для отвода тысяч киловатт тепловой мощности требуются воздуходувки, продувающие 5400 кубометров воздуха в минуту.

Охлаждение жидким металлом совмещает в себе достоинства газового и водяного охлаждения. Расплавленные металлы обладают высокой температурой кипения и поэтому позволяют избежать высоких давлений в первичном контуре реактора. Большая по сравнению с газами теплоемкость металла не вызывает необходимости прогонять через реактор большие массы теплоносителя. Одним из самых приемлемых теплоносителей такого типа является легкоплавкий металл натрий.

Если в графитовом реакторе заменить воду натрием, то при давлении теплоносителя 5–10 атмосфер можно значительно поднять температуру в первичном контуре и получить коэффициент полезного действия атомной электростанции, превышающий 30 процентов.

Натрий сравнительно слабо поглощает нейтроны, и поэтому в больших реакторах такого типа можно обойтись ураном с малым обогащением (около одного процента). Если же применять урановые элементы, покрытые цирконием или слоем очень тонкой стали, то можно работать и на природном уране. Графито-натриевые реакторы в ближайшее время будут применяться в энергетических установках. Недостатком натриевого охлаждения является довольно высокая радиоактивность натрия. Вследствие этого первичный контур, выполненный с расплавленным натрием, трудно обслуживать.

В атомных электростанциях вполне возможно также применение гомогенных и гетерогенных реакторов, где в качестве замедлителя используется тяжелая или простая вода.

Общий недостаток всех описанных выше реакторов заключается в том, что вырабатываемая в них энергия получается в основном за счет урана²³⁵. В будущей атомной энергетике, по всей вероятности, главную роль будут играть размножающие реакторы, в которых атомная энергия выделяется из природного урана и тория. В этом направлении и работают советские ученые. Так, академик А. И. Алиханов с сотрудниками разработали схему гомогенного размножающего реактора с кипящей водой, о которой было рассказано в предыдущем разделе.

Значение развития ядерной энергетики огромно. Дело не только в стоимости электроэнергии. Перевод тепловых электростанций на ядерное топливо даст возможность передать огромные количества угля и нефти химической промышленности. При их химической переработке получается много весьма ценных и необходимых нам материалов. Запасы угля и нефти на земле не так уж велики, и, вероятно, через 30–40 лет будет считаться варварством сжигать химическое сырье в топке паровых котлов. Вся потребность человечества в электрической энергии будет обеспечена гидроэлектрическими и ядерными станциями.

Имеется у ядерных электростанций и ряд других преимуществ.

В приведенной на рис. 64 сравнительной диаграмме видна работа тепловой и атомной электростанций. Слева размещено сырье, необходимое для выработки электроэнергии, справа — продукция электростанций.

Тепловая электростанция требует для своей работы большое количество топлива, воды и воздуха. При ее эксплуатации получаются газообразные отходы в виде дыма, содержащего большое количество золы и несгоревшего угля. Этот дым загрязняет атмосферу городов и поселков.

Для работы атомной электростанции не нужен воздух. Она потребляет ничтожные количества ядерного топлива — урана или тория. По весу они в два с половиной миллиона раз меньше, чем соответствующие по запасу энергии количества угля. Атомная электростанция не дает дыма. Получающееся некоторое количество радиоактивных «осколков» может быть использовано для изготовления радиоактивных препаратов. Ядерный реактор электростанции излучает большое количество нейтронов и радиоактивных излучений, которые в основном поглощаются бетонной защитой. Но часть нейтронов может быть использована для облучения различных элементов с целью получения радиоактивных изотопов, которые используются в народном хозяйстве.

Атомный двигатель. Атомная энергия может быть использована не только для получения электричества.

Сейчас вполне возможна установка атомного двигателя на больших морских судах (рис. 65). Теплоноситель, выходящий из ядерного реактора, нагревает воду паровых котлов. Пар может быть использован обычным способом: либо для работы паровых машин, связанных с гребным валом, либо (что энергетически значительно выгоднее) для вращения паровой турбины. Паровая турбина имеет очень большое число оборотов, поэтому ее нельзя связывать прямо с гребным валом. Между турбиной и гребным валом устанавливается редуктор — прибор, позволяющий получать уменьшенное число оборотов вала.

Расчеты показывают, что для кругосветного плавания морского судна водоизмещением 15–20 тысяч тонн необходимо всего 800–900 граммов урана²³⁵.

Такое судно практически не связано с топливной базой. Оно может плавать месяцы и даже годы без пополнения запасов горючего. Отработанное, нуждающееся в химической обработке ядерное горючее может складываться в больших свинцовых ящиках. После нескольких месяцев хранения большая часть радиоактивных веществ в основном распадется, и восстановление ядерного горючего можно будет произвести на находящемся на берегу предприятии.

Уже сейчас при недостаточно совершенной еще ядерной технике эксплуатация атомных двигателей на больших судах обойдется не дороже, чем эксплуатация тепловых машин, использующих химическое топливо.

Атомный двигатель не требует для своей работы воздуха и поэтому может быть вполне успешно использован на подводной лодке (рис. 66).

Такая лодка является уже в полном смысле подводной. Она может двигаться под водой неограниченное время. Ей не нужно, как это приходится делать современной лодке, время от времени подниматься на поверхность воды для зарядки аккумуляторов. Атомная подводная лодка может действовать под водой длительное время. Необходимый для дыхания команды кислород может запасаться в конденсированном виде в баллонах или извлекаться при помощи электролиза прямо из морской воды. Сейчас подводные лодки используются в основном для военных целей. Атомные подводные лодки могут быть использованы и для пассажирских и грузовых перевозок. В любую погоду, и зимой, и летом, они смогут плавать от Мурманска до Владивостока вдоль нашего северного и восточного побережья. Им не страшны мощные ледяные поля, преграждающие путь надводным кораблям: они пройдут подо льдами.

Можно, как мы уже указывали, построить совсем маленький ядерный реактор, состоящий из 15 литров простой воды и 700–800 граммов урана²³⁵ или другого расщепляющегося материала. Пар этого котла может быть использован для вращения небольшой турбины. Казалось бы, такой маленький реактор можно установить на любой транспортной установке, даже на легковом автомобиле. Однако этот реактор, так же как и любой другой, излучает очень большое количество нейтронов и гамма-лучей. Для того чтобы оградить водителя, пассажиров и даже прохожих от этих опасных излучений, надо окружить пятнадцатилитровый реактор слоем бетона или другого равноценного по поглощению материала толщиной не менее полутора — двух метров.

Нечего, конечно, и думать об установке такого реактора на легковом и даже на грузовом автомобиле. Применение атомных двигателей на малых транспортных установках является пока делом будущего. Не следует обольщаться надеждой на то, что удастся когда-нибудь найти легкий материал, тонкий слой которого сможет поглотить излучения реактора. Таких материалов в природе не существует. Надо искать другие пути получения и использования атомной энергии.

Имеется реальная возможность построить атомный теплоэлектровоз (рис. 67). Такое сооружение будет представлять собой небольшую атомную электростанцию на колесах, в которой газовая турбина приводится во вращение горячими газами, выходящими из труб ядерного реактора. На одном валу с турбиной находится компрессор, нагнетающий газ в ядерный реактор, а также электрический генератор, питающий электромоторы тепловоза.

Коэффициент полезного действия такого тепловоза может достигать 30–35 процентов. Необходимо только учесть, что газ, проходящий через реактор, становится радиоактивным и выпускать его в атмосферу нельзя.

Газ, выходящий из газовой турбины, нагнетается компрессором обратно в реактор, где он вновь нагревается, и цикл повторяется.

Такой тепловоз, увлекая за собой большой состав вагонов, будет, вероятно, в ближайшем будущем пересекать огромные пространства нашей страны.

Надо полагать, что недалеко то время, когда атомные двигатели начнут применяться и для воздушных сообщений. Самое удивительное заключается в том, что атомный авиационный двигатель будет незначительно отличаться от реактивного двигателя современных самолетов.

Реактивный двигатель (рис. 68) содержит два основных элемента: камеру сгорания, где происходит сжигание топлива, и выхлопное сопло, куда направляются раскаленные газы. Так же как и двигатель внутреннего сгорания, реактивный двигатель превращает тепловую энергию в механическую. Только тяга здесь создается не за счет винта, а за счет реакции отбрасываемого двигателем потока газов. Чем выше температура газа, тем больше скорость его истечения, тем больше скорость ракеты, снаряда или самолета.

Очевидно, что при использовании атомной энергии для осуществления реактивного движения роль камеры сгорания должен играть ядерный реактор. Простейшая схема такого прямоточного реактивного двигателя изображена на рис. 69. Воздух нагнетается здесь в каналы реактора благодаря быстрому поступательному движению самолета. В каналах реактора воздух нагревается и с большой скоростью вытекает через выхлопное сопло. Такая схема может быть осуществлена только при очень больших скоростях самолета, когда создается высокое давление воздуха в каналах ядерного реактора.

Более совершенным является турбореактивный двигатель (рис. 70). Здесь высокое давление воздуха создается компрессором независимо от скорости самолета. Часть энергии нагретого газа расходуется на вращение газовой турбины, приводящей в движение компрессор. Основная же энергия тратится на тяговое усилие, создаваемое реакцией выхлопных газов.

Возможна также постройка винтового атомного самолета, где будет применена уже знакомая нам схема с замкнутым циклом компрессор—реактор—газовая турбина (рис. 71).

Основным препятствием к использованию ядерной энергии в самолетах является большой вес бетонной защиты для предохранения экипажа и пассажиров от вредных излучений реактора. Она весит примерно 100 тонн. Если бы удалось снизить этот вес до 40 тонн, то, как показывают расчеты, в настоящее время была бы вполне реальна постройка самолета грузоподъемностью 15 тонн, предназначенного для перевозки 180 пассажиров со скоростью 1600 километров в час. Стоимость подобного самолета, по приближенным оценкам, только в 15 раз превысила бы стоимость современного крупного реактивного самолета, предназначенного для пассажирских перевозок.

Следует напомнить, что ядерное горючее обладает колоссальной концентрацией энергии: один килограмм урана эквивалентен 1800 тоннам бензина. Поэтому такой самолет будет иметь практически неограниченную дальность полета. Имея на борту тысячу килограммов ядерного горючего, атомный самолет фактически будет обладать запасом топлива, равноценным примерно двум миллионам тонн бензина. Это позволяет надеяться, что овладение атомной энергией даст возможность в скором времени осуществить давнишнюю мечту ученых — межпланетные путешествия. Ракета подобного рода должна быть рассчитана на полет в безвоздушном пространстве и поэтому для осуществления реактивного движения должна иметь с собой достаточный запас газа в жидком виде. Таким газом может быть, например, водород.

На пути к решению этой задачи есть еще очень много трудностей, связанных с выбором газа, его хранением, теплостойкостью применяемых материалов и т. д. Но эти затруднения преодолимы. Только ракета с ядерным горючим разовьет такую большую скорость, что сможет пройти область действия сил земного тяготения и выйти в безбрежные просторы вселенной.

Атомная энергия наших дней. Если бы лет восемнадцать — двадцать назад кто-нибудь написал увлекательную научно-фантастическую книгу о нашем будущем, в которой рассказывалось бы о том, как советские люди в 1954 году построили первую промышленную атомную станцию, а уже в 1960 году атомная энергетика заняла видное место в нашей стране; если бы смелый автор предположил, что общая мощность введенных в эксплуатацию атомных станций превысила два миллиона киловатт, описал бы созданные в труднодоступных районах страны, где нет топлива и рек, гиганты индустрии и даже подсчитал, что для годичного обеспечения всех атомных станций «топливом» понадобится всего один рейс грузового самолета, — ему сказали бы: «Уж слишком наивно, это не научная фантазия».

А сейчас…

Конечно, наше предположение о точном научном предвидении автора фантастического романа тоже фантазия. Бессмысленно было бы требовать даже от самого гениального ученого, чтобы он достаточно полно описал в 1938 году то, что мы будем иметь в 1958 году. В 1938 году ни один физик даже не имел представления о том, как подойти к проблеме использования атомной энергии. Но в 1939 году все изменилось. Открытие деления урана и связанная с этой реакцией возможность получения цепного процесса открыли путь получения атомной энергии. Сейчас мы знаем значительно больше и можем увереннее говорить о ядерной энергетике.

В нашей стране построено много ядерных реакторов, в которых происходит цепной процесс с освобождением атомной энергии. Кроме того, в них образуется ядерное горючее для мощных промышленных установок и производятся радиоактивные вещества, используемые в промышленности, сельском хозяйстве и медицине. А в 1954 году в Советском Союзе пущена первая атомная электростанция мощностью в пять тысяч киловатт.

Пять тысяч киловатт! Мы, советские люди, прекрасно знаем, что при современном уровне энергетики, когда у нас в стране входят в строй гидростанции мощностью в миллионы киловатт, это немного. Но мы понимаем также, что из этого малого рождается великое — новая ядерная энергетика. Первый раз за период существования человечества для облегчения труда была использована энергия атомного ядра.

Строительство первой промышленной атомной электростанции было делом большого коллектива физиков, конструкторов, теплотехников, технологов и других специалистов. Не все шло гладко, были трудности, а иногда и частичные неудачи. Потребовалось глубокое и смелое решение новых задач, настойчивое преодоление серьезных препятствий. К созданию электростанции Советское правительство привлекло различные институты и предприятия, которые вели свою работу на основе широкой кооперации и творческого сотрудничества.

Теперь строительство атомных электростанций у нас настолько реально, что по шестому пятилетнему плану развития народного хозяйства СССР на 1956–1960 годы предусмотрено создание атомных электростанций общей мощностью 2–2,5 миллиона киловатт.

В нашей стране довольно много районов, значительно удаленных от месторождений угля и нефти. Топливо приходится возить за тысячи километров. Если в этих районах построить угольные станции обшей мощностью 2,5 миллиона киловатт, то это повлечет за собой колоссальное увеличение железнодорожных перевозок. В год к этим станциям придется доставлять около 10 миллионов тонн высокосортного угля — примерно 10 тысяч железнодорожных составов!

А годовое потребление ядерного горючего — урана²³⁵ и плутония²³⁹ — атомными станциями той же мощности не превышало бы 3,5 тонны. Таким образом, проблема транспортировки топлива совершенно отпадет.

В районах Сибири богатые водные ресурсы и мощные угольные месторождения позволяют получать дешевую электрическую и тепловую энергию. Однако Европейская часть СССР не так богата энергетическими ресурсами, и в несколько более отдаленном будущем атомная энергия может оказаться весьма существенным и практически неисчерпаемым источником, который в изобилии будет обеспечивать нужды промышленности этой части страны.

Советские ученые создают атомную энергетику, которая. по крайней мере в условиях Европейской части СССР, будет более выгодной, нежели энергетика, основанная на обычном топливе.

В шестом пятилетии (1956–1960 годы) намечается построить пять больших атомных электростанций мощностью 400–600 тысяч киловатт каждая. По-видимому, только такие крупные атомные электростанции способны дать достаточно дешевую энергию. Эти электростанции будут использовать реакторы на медленных нейтронах. В качестве замедлителя будут применяться простая вода и графит.

В реакторах, где простая вода будет служить для замедления нейтронов, топливными элементами являются стержни из двуокиси природного и обогащенного урана с защитной оболочкой. Реактор заключается в стальной толстостенный цилиндр, способный выдержать большое давление. Вода под давлением 100 атмосфер поступает в реактор, где нагревается до 270–275° C и входит в парогенератор. В парогенераторе первичная вода отдает свое тепло вторичной воде, охлаждается до температуры 250° C и с помощью насосов перекачивается обратно в реактор. Таким образом, первичная вода, двигаясь по замкнутому циклу, образует в парогенераторе пар с давлением 30 атмосфер. Этот пар приводит в действие специальные турбогенераторы по 70 тысяч киловатт каждый. Один реактор будет приводить в действие три турбогенератора.

Одна электростанция будет использовать ядерные реакторы типа аппарата, использованного на первой атомной электростанции СССР. В качестве замедлителя здесь используется графит. Делящимся материалом является обогащенный уран в виде специального сплава. Урановые блоки представляют собой полые цилиндры с внутренней и внешней стальными трубами. Рабочий канал состоит из системы таких блоков, охлаждаемых водой и паром.

В большинстве рабочих каналов тепло отводится водой высокого давления, которая нагревается, кипит и образует насыщенный пар. Этот пар пропускают через остальные каналы, где он отбирает тепло и нагревается до температуры 500° C. Перегретый пар поступает в парогенератор и отдает тепло воде, образуя пар с давлением 90 атмосфер и температурой 480–500° C. На этой атомной электростанции будут работать две турбины мощностью по 100 тысяч киловатт каждая.

Третий тип атомных электростанций, которые будут построены в шестом пятилетии, использует реакторы с замедлением нейтронов тяжелой водой. Рабочие каналы содержат прутки из природного урана, служащего ядерным топливом, и охлаждаются углекислым газом. Углекислый газ передает свое тепло паротурбинному циклу.

В 1959–1960 годах будет введено также в действие несколько экспериментальных атомных электростанций мощностью по 50 тысяч киловатт каждая.

Одна станция будет состоять из реактора на тепловых нейтронах с замедлением кипящей простой водой. Турбина будет работать на слаборадиоактивном паре, идущем прямо из реактора. Эта установка будет обладать более высоким коэффициентом полезного действия и даст возможность значительно снизить рабочее давление в реакторе по сравнению с обычным реактором, охлаждаемым простой водой.

Будет построена также электростанция, использующая реактор с графитовым замедлителем и с отводом тепла с помощью жидкого натрия. Как уже указывалось, такой теплоноситель позволяет, не прибегая к высокому давлению в реакторе, получить большие температуры в парогенераторе и пар высоких давлений.

Наконец, предполагается сооружение двух станций с размножающими реакторами. Один реактор гомогенного типа, в котором горючее находится в виде тонкого порошка, взвешенного в тяжелой воде. Активная зона реактора будет окружена взвесью порошка тория²³². Второй размножающий реактор будет использовать быстрые нейтроны. Нейтроны, выходящие из активной зоны, будут образовывать во внешней оболочке из урана²³³ искусственное ядерное горючее — плутоний²³⁹.

Такова обширная программа ближайших лет по развитию советской атомной энергетики.

При освоении Арктики большую роль играют морские суда особого типа — ледоколы. Редко какой-нибудь пароходный рейс у наших северных берегов обходится без помощи ледокола. Ледокол обычно по нескольку месяцев находится далеко от топливной базы, встречает караваны судов в наиболее опасных местах и прокладывает им путь в тяжелом, а подчас и в сплошном льду. За это время мощный двигатель ледокола поглощает огромное количество топлива, которое доставляется ему специальными грузовыми судами.

В шестом пятилетнем плане развития народного хозяйства СССР предусмотрено строительство ледокола с атомным двигателем.

Советские ученые и судостроители разработали технический проект и завершили сооружение такого корабля, предназначенного для работы в Арктике. Такой ледокол (рис. 72) позволит изменить условия ледового плавания, продлит сроки навигации в северных морях. Судоходными станут трассы, проходящие в тяжелых льдах.

Значительно расширятся исследования в Полярном бассейне. И, как знать, может быть, этот ледокол достигнет Северного полюса. Ведь об этом мечтал еще знаменитый русский полярный мореплаватель С. О. Макаров.

Атомный двигатель даст ледоколу ряд преимуществ. При тех же размерах его мощность может превышать мощность ледоколов на химическом топливе в полтора — два раза. Он сможет плавать без захода в порты для бункеровки в десять — двенадцать раз дольше.

В обычных ледоколах около 30 процентов грузоподъемности судна составляют запасы топлива, исчисляемые тысячами тонн. Суточный расход топлива превышает сто тонн. А на атомном ледоколе суточный расход — это граммы «горючего». Поэтому район плавания атомного ледокола почти неограничен.

Кроме того, часть корабля, которая раньше предназначалась для запасов топлива, может теперь использоваться под установку более мощных двигателей и для конструкций, увеличивающих прочность корпуса. Ледокол будет преодолевать льды, которые для обычных ледоколов считаются непроходимыми. Советский атомный ледокол будет иметь главные двигатели мощностью 44 тысячи лошадиных сил. Его водоизмещение составит 16 тысяч тонн.

Общие экспедиционные запасы, которые атомный корабль сможет взять на борт (ядерное топливо, продукты питания и прочее), достаточны, чтобы ледокол в течение года находился в плавании. Там будут созданы все условия для научной работы, труда и культурного отдыха.

Научные работники и экипаж разместятся в очень удобных одноместных и двухместных каютах. На корабле предусматривается кают-компания, салоны, клуб, киноустановка, читальный зал и медицинские кабинеты, оснащенные современной лечебно-профилактической аппаратурой. Помещения корабля будут совершенно надежно защищены от радиоактивных излучений. Благодаря полной автоматизации управления тяжелый труд кочегаров заменится работой операторов у пульта управления.

В суровых условиях Арктики метеорологическая обстановка очень сложна. Ледоколу придется прокладывать путь в любую погоду: в туман, в снегопад, во мраке полярной ночи. Поэтому он будет снабжен самыми современными навигационными и радиолокационными устройствами и средствами связи. Два вертолета, находящиеся на судне, будут обеспечивать ледовую разведку.

Таким будет первый советский атомный ледокол.

В течение ближайших пяти лет всемерно разовьются работы по дальнейшему использованию радиоактивных изотопов в промышленности, сельском хозяйстве и медицине. Они будут использованы, в частности, для контроля за качеством материалов и изделий, для управления производственными процессами и их автоматического регулирования, а также для диагностики и лечения различных болезней. Метод меченых атомов найдет более широкое применение в промышленности и в научных исследованиях.

Таким образом, шестой пятилетний план предусматривает весьма существенное расширение использования атомной энергии в мирных целях. Атомная энергия будет играть значительную роль в народном хозяйстве Советского Союза.

Атомная энергетика за рубежом. В капиталистических странах развитие атомной энергетики в сильной степени тормозится тем, что оно противоречит интересам крупных нефтяных и угольных монополий. Эти компании, опасаясь снижения потребности в химическом топливе, естественно, всеми методами стараются задержать использование ядерного горючего для мирных, энергетических целей. В связи с этим буржуазные экономисты, ученые и инженеры пытаются обосновать нецелесообразность, например, в США широкого строительства атомных электростанций в ближайшие десятилетия. Этот промежуток времени США намерены использовать только для проведения экспериментов в области производства электрической энергии на атомном горючем. Поэтому доля электрической энергии, получаемая от атомных электростанций, в общей выработке энергии в США даже в 1965 году будет мала.

В Англии положение несколько иное. Перед этой страной уже сейчас стоит угроза весьма значительного повышения стоимости электроэнергии. Ввиду того что добыча угля почти не увеличивается, цены на уголь растут, а ввоз топлива, естественно, обходится весьма дорого. Поэтому немедленное создание атомных электростанций вызывается экономическими соображениями, и такое строительство уже начато. Предполагается, что вследствие высокой цены на уголь в Англии стоимость энергии уже от этих первых атомных электростанций будет такого же порядка, что и стоимость энергии электростанций, работающих на угле. По намечаемой в Англии программе атомные электростанции должны стать весьма существенным добавлением к существующим источникам энергии. Очевидно, что повышение стоимости обычного топлива, наряду со снижением капитальных расходов в электростанциях нового типа весьма скоро сделает атомные электростанции способными конкурировать с угольными электростанциями.

Эти обстоятельства привели к тому, что в Англии (Колдер-Холл) началось строительство первой английской атомной электростанции с двумя урано-графитовыми реакторами с газовым охлаждением. Первая очередь атомной электростанции вступила в строй 17 октября 1956 года. Энергия получается от двух урано-графитовых реакторов. Схема одного из колдер-холлских реакторов приведена на рис. 73.

Активная зона реактора сложена из большого числа графитовых блоков, применяемых в качестве замедлителя. В графите имеются вертикально расположенные каналы, в которых помещаются тепловыделяющие урановые элементы и регулирующие стержни. Топливом является естественный уран в виде стержней в металлической оболочке. Реактор заключен в стальной герметический котел диаметром 12 метров, высотой 18 метров, изготовленный из стальных плит толщиной 50 миллиметров. Отвод тепла из реактора осуществляется с помощью углекислого газа, находящегося под давлением 7 атмосфер. Углекислый газ проходит через активную зону, нагревается и отдает свое тепло четырем теплообменникам. В теплообменниках образуется пар высокого давления, приводящий в движение турбины, связанные с генераторами электрического тока. Общий вид атомной электростанции приведен на рис. 74.

В Англии в районе Аннама в будущем будет построена еще одна атомная станция на четырех реакторах колдер-холлского типа. До 1965 года намечено построить несколько атомных электростанций такого типа общей мощностью 1200–1400 тысяч киловатт.

С марта 1955 года начато строительство второй английской атомной электростанции с реактором на быстрых нейтронах. Станция создается в Даунри, на Северном побережье Шотландии. Установка состоит из бака (рис. 75), в котором помещен реактор на быстрых нейтронах и находится наружная оболочка для воспроизводства ядерного горючего.

Активная зона представляет собой цилиндр диаметром и высотой 0,6 метра. Через активную зону прокачивается теплоноситель в количестве, достаточном для отвода 60 тысяч киловатт тепловой мощности. В качестве теплоносителя выбран натрий с некоторым добавлением калия для понижения точки плавления. Контур охлаждения будет целиком выполнен из нержавеющей стали. В схеме предусмотрен теплообменник, в котором тепло первичного теплоносителя передается вторичному, также состоящему из натриево-калиевого сплава. Вторичный теплоноситель не должен быть радиоактивным, поэтому между реактором и теплообменником находится защита от нейтронов, выполненная в виде графитовой стены толщиной 1,2 метра, окружающая бак с реактором. Графит содержит бор в количестве, достаточном для поглощения нейтронов после их замедления.

Графит и бак реактора расположены на стальной раме, установленной на бетонное основание, образующее часть биологической защиты. В целом защита представляет собой бетонный бак с внешним диаметром 27,5 метра и высотой 14 метров. Даунрийский реактор будет заключен в сферу диаметром 41 метр, изготовленную из стальных листов толщиной около 2,5 сантиметра. На рис. 76 приведена фотография строительства сферы второй английской атомной электростанции.

В январе 1956 года во Франции, в Маркуле, был пущен первый в стране энергетический реактор G-1. Этот реактор имеет газовое охлаждение (рис. 77).

Атомное горючее состоит из 100 тонн естественного урана, содержащегося в 2700 тепловыделяющих стержнях. Замедлителем служит графит. Кроме электроэнергии, реактор будет вырабатывать плутоний — около 13 килограммов в год. Тепловая мощность реактора — 40 тысяч киловатт, а электрическая — 5 тысяч киловатт. Малый коэффициент полезного действия объясняется низкой температурой газового теплоносителя на выходе из реактора — всего около 220° C. Естественно, что реактор нельзя рассматривать как атомную электростанцию, поскольку ее мощность недостаточна, чтобы обеспечить потребление энергии циркуляционных газовых насосов (около 5,6 тысячи киловатт). Основное назначение этой станции состоит в том, чтобы приобрести технический опыт, на котором можно было бы разработать проект промышленной атомной электростанции. Проект такой станции разрабатывается французским комиссариатом по атомной энергии; ее предполагается построить в Маркуле. В каждом из двух реакторов этой атомной электростанции в качестве горючего используется 100 тонн естественного урана. Замедлителем служит графит, теплоносителем — углекислый газ. Проектная электрическая мощность атомной электростанции — 40 тысяч киловатт. Кроме электроэнергии, два реактора электростанции будут производить около 100 килограммов плутония в год. Пуск станции предполагается в 1957 году.

В Канаде, в 150 милях от Оттавы, намечено построить первую канадскую атомную электростанцию. Схема реактора электростанции (реактор NPD) приведена на рис. 78.

В качестве замедлителя и теплоносителя будет применена тяжелая вода под давлением. На территории, занимаемой станцией, будут размещены реактор с парогенератором и насосом, перерабатывающий ядерное горючее завод и турбогенераторы. Реактор и парогенераторы помешаются в бетонированном котловане. Отдельная зашита ставится между реактором и парогенератором. Активная зона реактора заключена в цилиндрический сосуд с полусферическим дном. Тяжелая вода используется в реакторе в двух контурах: в контуре теплоносителя и контуре замедлителя. Теплоноситель из реактора поступает в парогенераторы, где отдает свое тепло, образуя сухой насыщенный пар. Замедлитель проходит через специальный теплообменник, где он охлаждается обычной водой. В реакторе NPD не будет регулирующих стержней. Реактивность аппарата будет поддерживаться на определенном уровне с помощью изменения количества замедлителя в системе. Строительство атомной станции в Канаде должно быть завершено в 1958 году.

В Соединенных Штатах Америки впервые преобразование ядерной энергии в электрическую было произведено на уже описанном в предыдущей главе опытном размножающем реакторе EBR. Основной целью сооружения этого реактора было экспериментальное исследование принципов системы размножающего реактора на быстрых нейтронах. Поэтому не было обращено внимание на получение достаточно высокого коэффициента полезного действия установки. Этот коэффициент был равен приблизительно 17 процентам, и от реактора с тепловой мощностью 1400 киловатт получалось не больше 200 киловатт электрической энергии. Схема реактора EBR приведена на рис. 79.

Тепло от натриевого теплоносителя передается в теплообменнике вторичному, тоже натриевому, теплоносителю. Вторичный теплоноситель поступает в парогенератор, где образуется сухой пар при давлении 28 атмосфер. Циркуляция металла в первичном и вторичном контурах осуществляется с помощью специальных электромагнитных насосов. Общее расположение аппаратуры размножающего реактора EBR показано на схеме рис. 80.

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.

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.

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).

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.

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.