Техника - молодёжи 1958-02, страница 21

Не второй экспериментальной станции мощностью 50 тыс. квт будет установлен реактор тоже на тепловых нейтронах, но с графитовым замедлителем. В качестве теплоносителя здесь будет использован уже жидкий металл — расплавленный натрий. Принципиальная схема станции включает в себя реактор, охлаждаемый четырьмя первичными натриевыми петлями с промежуточными теплообменниками и насосами, две вторичные натриевые петли с парогенераторами и насосами и турбогенератор с конденсатором и водяными питательными насосами. Кен известно, применение в первом контуре реактора жидкого металла позволяет при низком давлении нагревать его до высоких температур и благодаря этому во втором контуре (в парогенераторе) получать пар высоких параметров, что, в свою очередь, обеспечивает более высокий кпд электростанции.

Температура натрия по выходе иэ реактора равна 560³С. Это позволяет иметь темперетуру теплоносителя во вторичном контуре 540°С к получать перегретый пар с температурой 500 С и давлением 90 атм.

Применение в качестве замедлителя нейтронов графита об ясняется тем, что химически он слабо взаимодействует с жидким натрием. Работа этой установки позволит выяснить возможность и перспективность создания более мощных станций с реакторами такого типа.

ЭНЕРГЕТИКА

Рис. С. ВЕЦРУМБ

На третьей экспериментальной станции будет установлен гомогенный реактор кипящего типа с естественной циркуляцией теплоносителя. Это реактор, в котором в качестве горючего будет применяться мелкий порошок урана, взвешенный в тяжелой воде или же в виде раствора солей урана. Этот тип реактора замечателен еще и тем, что, помимо получения электрической энергии, он одновременно будет предназначен и для частичного так называемого воспроизводства ядерного горючего. В реактор, кроме делящегося материала, будет закладываться неделящийся торий 232, кото|: й под действием нейтронной бомбардировки превращается в уран 233. Последний при облучении его нейтронами способен делиться так же, как уран 235 или плутоний. Это позволит использовать для получения ядерного горючего и торий, запасы которого в коре земного шера эиачитель о превосходят запасы урана.

Тяжелая вода первичного контура, нагреваясь в реакторе до кипения, в виде насыщенного пара поступает в парогенератор, где отдает тепло воде вторичного контура, а затем возвращается в активную зону реактора, где она снова подогревается до кипения. Питательная вода вторичного контура поступает в парогенератор, где нагревается, испаряется и перегревается, а затем напревляется в турбину.

Гомогенные реакторы могут иметь большую мощность при сравнительно небольшом количестве загруженного в них ядерного горюче 'о — обычно обогащенного урана. Преимуществом их также является возможность производить непрерывную очистку растворенного в ннх ядерного горючего от продуктов деления урана. Однако эти реактор так же как и другие реакторы, работающие на теп-ловьх нейтронах, не решают проблему полного использования природного урана.

С этой точки зрения весьма перспективной является четвертая сооружаемая экспериментальная атомная установка с реактором на быстрых нейтронах и с расширенным воспроизводством. В ней, в активной зоне реактора, в качестве горючего будет применяться плутоний. Одновременно в тек называемой зоне воспроизводства будет находиться уран 238 который под fen вием нейтронного облучения лревращеется в плутоний 239. Самым замечательным свойством такого реактора является то, что на каждый грамм израсходованного плутония - в зоне воспроизведения из ранее не использованного и идущего в отходы урана 238 будет получаться уже несколько больше грамма плутония 239, что теоретически позволяет почти в 140 раз увеличить ресурсы уранового ядерного горючего. Реакторы этого типа позволяют получать более высокую плотность выделяемой энергии (то есть удельную мощность), равную примерно 1 ть с- квт на 1 п активной зоны, что требует создания особо эффективной системы отвода тепла.

Для отвода тепла от рвактора в этой установка будет применена более сложная трехконтурная схема.

В первом контуре в качестве теплоносителя будет циркулировать жидкий натрий с температурой 4В0°С на выходе иэ реактора. Проходя через теплообменники, жидкий натрий будет нагревать теплоноситвль второго промежуточного контура, состоящего иэ сплава натрия с калием или чистого натрия. Он же, в свою очередь, проходя через парогенератор, будет превращать во^, поступающую в третий контур, в пар с температурой 420³С и давлением 32 атм, который и вращает обычную паровую турбину.

Возникает естественный вопрос: какому иэ реакторов следует отдать предпочтение?

Необходимо изучать различные типы реакторов, несмотря на кажущееся преимущество того или иного типа в настоящее время. Опыт эксплуатации строящихся в текущем пятилетии крупных промышленных атомных электростанций и экспериментальных установок позволит в дальнейшем выбрать наиболее верные пути в развитии атомной энергетики нешей страны.

III. Принципиальная схема атомной электростанции с реактором на быстрых нейтронах: 1 — активная вон а; 2 — зона воспроизводства ив урана 238; 3, 4 — насосы для теплоносителя — жидкого металла; 5 — парогенератор (испаритель): 6 — пароперегреватель; 7 — _

турбогенератор; 8 — кон- ПЕРЕГРЕТЫЙ ' денсатор; 9 — конденсат- ПАР

ный насос; 10 — сепаратор пара.

и^гм

ОСКОЛКИ ДЕЛЕНИЯ

КОНДЕНСАТ Q

ПЕРЕРАБОТКА ГОРЮЧЕГО

ЖИДКИМ МЕТАЛЛ ПЕРБИЧНОГС КОНТУРА

НАСЫЩЕННЫЙ ПАР

2

КОНДЕНСАТ

II. Принципиальная схема атомной электростанции с водо-водяным кипнщим реактором: 1 — реактор; 2 — сепаратор пара; 3 — турбогенератор; 4 — конденсатор; 5 — конденсатный насос; 6 — питательный насос; 7 — регенеративные подогреватели.