Техника - молодёжи 1976-05, страница 16

ТЕПЛОВАЯ СХЕМА 3-ГО БЛОКА Первый контур внлючает три петли (1), каждая из них имеет натриевый насос (2) и два ПТО (3). По выходе из наждого насоса натрий поступает в напорную камеру реактора (4), где он распределяется по пакетам (5) активной зоны и зоны воспроизводства, а также идет на охлаждение корпуса реактора, хранилища пакетов и нейтронной защиты. Нагретый в реакторе до 550— 580° С натрий поступает через кольцевой проход в защите реактора в ПТО каждой петли, где нагревает натрий второго контура до 520 —550 °С.

Натрий второго контура поступает в парогенератор (6), где генерирует и перегревает пар из буферной емно-сти (7). Насос (8) второго контура подает натрий в ПТО соответствующей петли. Для поддержания натрия в расплавленном состоянии при остановив блока предусмотрен электрообогрев всех трубопроводов и оборудования второго ионтура, включая парогенераторы. В состав третьего контура каждой петли входят турбо-установна (9) К-200-130 с типовым оборудованием и парогенератор «натрий — вода». Парогенератор вырабатывает в час 660 т пара с температурой 505 — 540° С и давлением 140 атм.

Рис. Виктора Добровольского

роста мощностей электроэнергетики за пятилетие.

Как указано в решениях XXV съезда КПСС, в европейской части СССР атомная энергетика получит опережающее развитие. Суммарные мощности АЭС к 1980 году в СССР составят 18—20 млн. кВт.

В последующие десятилетия, до конца XX века масштабы и темпы строительства АЭС в нашей стране еще более возрастут. В это время появятся атомные теплоэлектроцентрали, вырабатывающие электричество и тепло в виде пара и горячей воды, получат развитие в городах бездымные, безопасные и экономичные атомные станции теплоснабжения, которые возьмут на себя водоснабжение и отопление наших домов и квартир.

Изысканная урановая диета и хо-роший аппетит тепловых реакторов

Оценка «Зрелость атомной энергетики» относится к современным АЭС с ядерными реакторами на медленных нейтронах, охлаждаемыми водой. Их принято сокращенно называть тепловыми реакторами, потому что деление ядер урана в них осуществляется .нейтронами, энергия которых соответствует энергии теплового движения молекул газа при комнатной температуре. Эта энергия в несколько миллионов раз меньше их начальной энергии при ядерном распаде. Замедление нейтронов в тепловых реакторах осуществляется в основном прокачиваемой водой или графитовой кладкой.

При всех достоинствах у тепловых реакторов есть один серьезнейший

14

недостаток: в них могут подвергнуться делению не все атомы урана, а только ядра урана-235, изотопа, содержание которого в природном уране составляет всего 7 кг в тонне. Практически же удается использовать для деления не больше 4,5—5 кг. Остальной уран (993 кг из тонны) — это неделящий-ся изотоп — уран-238. Правда, этот пассивный элемент способен захватить и удержать в своем ядре тепловой нейтрон и превратиться в новый делящийся элемент — плуто-ний-239. Однако такому превращению в тепловом реакторе может подвергнуться лишь очень небольшое количество атомов урвна-238, примерно 6—8 ядер на 10 разделившихся. Вновь возникшие атомы плутония частично разделятся («сожгутся») в реакторе, остальные останутся в выгоревшем топливе и будут извлечены из него при радиохимической переработке. Если удастся вернуть в топливный цикл и «сжечь» в реакторе и этот плутоний, то все равно в тепловом легководном реакторе реально можно расщепить меньше 1 % всего добываемого иэ недр урана.

В то же время современные легководные тепловые реакторы требуют значительного расхода природного урана. Ориентировочно для АЭС мощностью 1 млн. кВт на один год работы (для выработки 6,5— 7 млрд. кВт • ч в год) требуется 170—190 т природного урана. Фактически же «сгорит» в реакторе за это время 1 т. Если построить очень много АЭС с тепловыми реакторами, например, общей мощностью 100 млн. кВт, то для их питания ядерным топливом потребуется с

учетом первых загрузок не менее 25 тыс. т природного урана в год.

Уран — весьма рассеянный, редкий металл. Его добыча и переработка стоят недешево и нуждаются в больших капиталовложениях. Руды, содержащие 2—3 кг урана на тонну, считаются очень хорошими. В ряде стран (например, ЮАР) разрабатываются руды, содержащие 200—500 г урана в тонне. До последнего времени американцы считали дешевым уран, который стоит 26 тыс. долларов за тонну. Но такого урана в природе не так много. В Японии и Англии разрабатывается метод извлечения урана из морской и океанской воды, где его содержание составляет 2—2,52 г на 1000 м³.

Заколдованные сокровища гигантской энергии

Чтобы обеспечить хорошую экономику АЭС с тепловыми реакторами, охлаждаемыми водой, необходимо применять урановое 'топливо, слабообогащенное (до 2-г-4%) по изотопу-235. Однако при обогащении не удается извлечь из природного урана весь уран-235. В отвалах разделительных заводов остается еще достаточно мно-го этого ценнейшего делящегося изотопа. И такие отвалы обедненного урана с каждым годом растут на складах. Они, как заколдованные кладовые гигантских сокровищ энергии, ждут своего мага-волшебника, который мог бы превратить изотоп-238 в ядерное топливо. Таким магом-волшебником являются потоки быстрых нейтронов (нейтронов большой ско-