Техника - молодёжи 1965-08, страница 24

БУДУЩЕЕ -

ЗА РЕАКТОРАМИ-РАЗМНОЖИТЕЛЯМИ!

НА ВОПРОСЫ НАШЕГО ЖУРНАЛА ОТВЕЧАЕТ Н. М. С И Н Е В, ЗАМЕСТИТЕЛЬ ПРЕДСЕДАТЕЛЯ КОМИТЕТА ПО ИСПОЛЬЗОВАНИЮ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ

13 опрос. Чем можно объяснить обилие различных типов атомных энергетических установок? Тем ли, что атомная энергетика не вышла еще из состояния промышленного экспериментирования, или техническими и экономическими условиями в разных странах?

Ответ. Действительно, даже неспециалисту, следящему за развитием атомной энергетики, бросается в глаза непонятное обилие типов ядерных энергетических реакторов, уже построенных, строящихся или планируемых к постройке в ближайшие годы.

Например, в реакторах Велоярской АЭС для замедления нейтронов применена графитовая кладка, а для отвода тепла — кипящая вода. В реакторах Ново-Воронежской и пускаемой в 1965 году Ульяновской АЭС легкая вода под давлением 100—110 атм служит одновременно и замедлителем нейтронов и теплоносителем. Такие водо-водяные реакторы получили сейчас наибольшее распространение. В 1964 году из 11 энергетических реакторов в США 7 были водо-водяными и на их долю приходилось больше 90% всей электрической мощности американских АЭС.

Графито-водяные и водо-водяные реакторы на легкой воде не позволяют применять природный уран, так как содержат много поглощающих нейтроны материалов. Им требуется ядерное горючее, обогащенное ураном-235. А производство этого изотопа весьма сложно, энергоемко, дорого, доступно пока лишь нескольким странам.

Чтобы работать на более дешевом природном уране, необходимо использовать материалы, слабо поглощающие тепловые нейтроны. В качестве замедлителя следует применять тяжелую воду, а обычную воду заменить такими теплоносителями, как углекислый газ, гелий, азот или органические высококипящие жидкости. Оболочки для тепловыделяющих элементов лучше делать не из стали, а из более «прозрачных» для тепловых нейтронов металлов: циркония, алюминия, магния, бериллия или их сплавов.

Эти ухищрения позволяют применить в качестве ядерного горючего природный уран. По объему его приходится закладывать в реактор очень много: ведь в 1 т урана содержится всего 7 кг урана-235, из которых в реакторе «выгорает» не больше 3-~4 кг. Образно говоря, работа реактора на природном уране подобна работе топки на сырых дровах или на очень плохом угле.

Однако в любом реакторе наряду с делением ядер урана-235 одновременно происходит процесс поглощения нейтронов ядрами урана-238, который в результате превращается в новый делящийся элемент — плутоний, пригодный как для военного, так и для энергетического применения. На каждые 10 разделенных атомов урана-235 может возникнуть 4—6—8 атомов плутония.

На такой путь развития ядерной энергетики стали Англия, Франция и Канада. Англия не развила достаточно мощную промышленность для получения обогащенного урана. Франция только в этом году ввела в действие первый разделительный завод, а Канада, крупный экспортер урана, не имеет и не собирается строить таких заводов, считая наиболее экономически выгодными реакторы на природном уране с тяжеловодным замедлителем.

США, имеющие крупные промышленные реакторы, вырабатывающие плутоний для военных целей, и мощные газодиффузионные заводы, наоборот, всю свою программу строят на использовании обогащенного урана. Поэтому здесь

водо-водяные реакторы, в том числе и кипящие, доведены до высокого уровня технической отработанности и экономической рентабельности.

Таким образом, наблюдающаяся пестрота в типах энергетических реакторов на тепловых нейтронах определяется не только поисками технически и экономически выгодных решений, но и особенностями развития каждой страны.

Вопрос. Можно ли считать, что вопросы экономики являются определяющими для современной атомной энергетики?

Ответ. Атомная энергетика выходит из стадии опытных разработок. Ныне признают — и это подтвердила Ml Международная женевская «конференция (сентябрь 1964 г.) по мирному использованию атомной энергии, — что созрели предпосылки для широкого, экономически оправданного строительства атомных электростанций.

Реактор БР-5, около шести лет успешно эксплуатирующийся в г. Обнинске, предвестник будущих мощных энергетических реакторов на быстрых нейтронах.