Техника - молодёжи 1958-02, страница 20

В дни, когда внимание буквально всего мира было приковано к советским искусственным спутникам Земли, люди мирного труда с удовлетворением вспоминали и о другом удивительном достижении советской науки и техники, которое произошло 27 июня 1954 года. В этот день была введена в эксплуатацию первая в мире атомная электростанция. ГГуск ее знаменовал начало эры атомной энергетики, равно как запуск искусственных спутников эиамеиует первые практические шаги человечества в космос.

Осуществляя свою неизменную политику использования величайших научных достижений науки на мирные созидательные цели для блага чело ека, наша страна строит ряд атомных электростанций. Программа рвбот предусматривает как строительство мощных атомных электростанций (по 400—600 тыс. кат), так и создание опытных станций небольшой мощности, с различными типами реакторов.

Сооружение атомных электростанций прес. дует, наряду с выработкой электроэнергии, еще и цель изучения опыта эксплуатации крупных станций и определения их экономики.

Следует при этом иметь в виду и то обстоятельство, что около 80% всей вырабатываемой электроэнергии и добываемого в стране топлива потребляют Европейская часть СССР и Урал. Даже в 1975 году эти районы будут еще расходовать fya вырабатываемой в стране энергии. Удовлетворение этой потребности за счет Донецкого и Печорского угольных бассейнов становится уже делом трудным и дорогостоящим, а подвоз топлива из восточной части СССР (где сосредоточено свыше 70% энергетических ресурсов страны) экономически ие оправдывается. Поэтому испольэо ать в этих районах атомную энергию экономически целесообразно уже сейчас.

В ближайшие годы будут сооружены мощнье атомные электростанции с реакторами трех различных типов,

К первому относится станция, конструкция которой аналогична уже действующей в СССР, только значительно большей мощности. На ней будут применены современные паровые турбины мощностью 100 тыс. квт, рассчитанные на •ысокие парам тры пара, в частности давление 90 атм, температура перегретого пара —S00^cC. Перегрев пара на этой станции производится в самом реакторе. Поэтому отпадает нужда иметь отдельный пароперегреватель — самую дорогую часть парогенератора.

Благодаря применению высоких параметров пара Коэффициент полезного действия этой атомной станции будет довольно высоким — более 35%. Примерно таким же кпд обладают лучшие соврем иные крупные тепловые электростанции, работающие на высоких и сверхвысоких параметрах пара.

На атомной электростанции второго типа будут установлены реактор I на тепловых (медленных) нейтронах с водой под давлением. В качестве замедлителя и теплоносителя в ней используется обычная вода,

В этом случае применена двухкоитуриая схема отвода тепла. Первый контур — вода под давлением, второй контур _ перегретый пар н конденсат турбины.

Сама пароэнергетическая установка состоит из нескольких отдельных блоков. В каждый такой блок мощностью 210 тыс. квт входят: один реактор и три петли со своими

/. Принципиальная схема одного блока атомной электростанции с водо-водяным реактором а корпусе под давлением: 1 — реактор; 2 — парогенератор; 3 — циркуляционный насос первичного контура; 4 — коэтенсатор объема воды-, 5 — турбогенератор; 6 — конденсатор;

АТОМНАЯ

Н. НИКОЛАЕВ, заместитель начальника Главного управления по использованию атомной энергии при Совете Министров СССР

парогенераторами, циркуляционными насосами первичного контура и турбогенераторами мощностью по 70 тыс. квт каждый. За час .из реактора в каждый из трех парогенераторов подается около 10 тыс. куб. м воды под давлением 100 атм н с температурой 275°С.

Поступая в парогенератор, эта вода отдает свое тепло воде вторичного контура, охлаждается до темп» ратуры 250³С и циркуляционными насосами вновь возвращается I в реактор. Питательные насосы вторичного контура нагие- ₍ тают нагретую воду в парогенераторы, откуда насыщенный пар под давлением 30 атм поступает в турбины.

Блочная схема станции позволяет в случае необходимости отключить любую пароэиергетическую петлю от реактора при помощи двух задвижек, благодаря чему реактор и вся станция смогут работать на пониженной мощности. Все это позволяет спокойно ремонтировать и осматривать основное оборудование, входящее в первичный контур без необходимости остановки реактора и станции в целом.

В качестве ядерного горючего в реакторе применяются малообогащеиный уран (в виде его двуокиси), заключенный в оболочки из циркониевого сплава. Общий вид и разрез реактора показан иа пврвой странице обложки журнала

Преимуществом станции этого типа является возможность глубокого выжигания урана и относительная простота конструкции реакторной установки. Предполагается, что стоимость ее электрической энергии будет сравнима со стоимостью электроэнергии, вырабаты 1емой тепловыми электростанциями.

Большой интерес представляет третий тип атомной электростанции — с реактором иа тепловых нейтронах, в котором в качестве замедлителя используется тяжелая вода а в качестве теплоносителя — углекислый газ, циркулирующий под давлением 60—70 атм по замкнутому контуру.

Углекислый газ, на р тый в реакторе до температуры 500^СС, поступает в парогенератор, где отдает тепло воде вторичного контура и нагнетается гаэодувкой обратно в реактор. Вода вторичного контура подается в парогенератор, где она переходит в перегретый пар с давлением 30 атм и температурой 400^СС и направляется в стандартную турбину среднего давления мощностью 50—100 тыс. квт.

В связи с применением тяжелой воды в качестве замедлителя в реакторе может быть использован естественный уран, стоимость которого значительно ниже обогащенного. В этом преимущество данной станции.

Атомная энергетика еще молода, но многообещающа, и было бы неправильным уже сейчас замыкаться в рамки, казалось бы, проверенных, отработанных и оправдавших себя конструкций ядерных реакторов и атомных электростанций. Поэтому в ближайшие годы будут построены четыре энергетические установки сравнительно небольшой мощности, дающие возможность практически испытать и изучить те новые направления в области конструирования подобных установок, которые в данный момент, по-видимому, являются наиболее перспективными.

Одна из этих установок мощностью 70 тыс. квт будет иметь кипящий реактор, работающий на тепловых (медленных) нейтронах. Это реактор, в котором обычная вода одновременно служит и в качестве замедлителя и теплоносителя. Насыщенный пар, получаемый в реакторе, будет направляться под давлением 29 атм непосредственно в турбину, а ие через парогенератор (теплообменник), как в большинстве известных установок. Поскольку этот пар, побывав в реакторе, становится радиоактивным, придется окружать не только реактор, но и самую турбину надежной биологической защитой и применять дистанционное управление основным оборудованием. Несмотря на этот существенный недостаток, подобная одноконтурная схвма весьма заманчива, так как устранение парогенераторов значительно упрощает устройство станции, уменьшает ее размеры и вес, а также снижает ее стоимость.

Подобные установки весьма перспективны в качестве передвижных электростанций и силовых установок на судах.