Реакторами размножителями

пример, на морских судах). Такие ГТУ обычно работают в диапазоне нагрузок 30—110% номинальной, с частыми пусками и остановками. Единичные мощности таких ГТУ составляют от десятков киловатт до 10 МВт. Быстрое развитие атомных энергетических установок с реакторами, охлаждаемыми, например, гелием, открывает перспективу применения в них одноконтурных ГТУ, работающих по замкнутому циклу (рабочее тело не покидает установку).

Эксперты комиссии по атомной энергии США произвели расчет возможности аварий на 100 атомных электростанциях с реакторами, охлаждаемыми кипящей водой; под давлением. Тщательно изучили вероятность аварий вообще и последствия 12 гипотетических аварий. Выяснили, что другие виды аварий — самолетов, автомобилей и т. п.— происходят значительно чаще, чем даже самые незначительные неполадки на атомных электро-етанщшх. Вероятность тысячи и более смертельных случаев ва Ш0 атомных электростанциях Америки равна приблизительно одной миллионной. Это означает, что такая авария возможна не чаще, чем один раз в м-илли-ев лет. Вероятность смертельных случаев при пожарах в

В США, например, в качестве сальниковых набивок в арматуре АЭС с реакторами, охлаждаемыми водой, применяют набивку из чистой асбестовой пряжи с сердечником из инконелевой проволоки. В целях повышения смазочных свойств набивку пропитывают графитом, а для предотвращения коррозии щпин-деля в нее в качестве ингибитора добавляют окись цинка. Для повышения герметичности набивку предварительно спрессовывают давлением 70—105 МПа и после укладки в сальниковую камеру нагружают давлением 63 МПа. Для работы при высоких температурах сальниковую набивку изготовляют из чистого графита, кольца из графита предварительно спрессовывают при давлении 35 МПа, а в сальниковой камере нагружают давлением 28 МПа. В некоторых случаях применяют комбинированные сальники, в которых верхнее и нижнее кольца выполняют из асбеста с инконелевым сердечником, а между ними размещают набивку из чистого графита.

К защитным клапанам относятся отсечные, отключающие, впускные и автоматические. Отсечные НЗ-клапаны (табл. 2.20) предназначены для быстрого отключения трубопровода при аварийной ситуации или по технологическим требованиям. Характерной особенностью их является быстродействие, которое обеспечивается поршневым пневмоприводом или пакетом тарельчатых пружин, действующих в момент закрывания. Пружины взводятся пневмо- или электроприводом. В электроприводной арматуре для удержания пружин во взведенном состоянии используют защелки, управляемые электромагнитами. Быстродействующие отсечные клапаны устанавливаются, например, во втором контуре ЯЭУ с реакторами, охлаждаемыми водой, между парогенератором и турбиной.

Одноконтурная схема может быть применена также в ядерных энергетических установках (ЯЭУ) с реакторами, охлаждаемыми газом или перегретым паром. По такой схеме выполнен проект судовой газотурбинной установки закрытого цикла (рис. 5), в которой рабочим телом является гелий. Применение газа вследствие

попадание радиоактивного или химически активного первичного теплоносителя в энергетический контур, а также загрязнение первичного теплоносителя рабочим телом. Такая схема получила широкое распространение в ядерных энергетических установках с реакторами, охлаждаемыми жидкими щелочными металлами, в частности по этой схеме работают установки Энрико Фермии EBR-II в США и Даунри в Англии.

7. Невструева Е. И., Ушаков П. А. Тепло- и массообмен в атомных энергетических установках с реакторами, охлаждаемыми жидкими металлами. М.: ВНИИТИ, 1982. (Итоги науки и техники. Сер. Тепло- и массообмен. Т. 2).

Первый опыт конструирования теплообменников для жидко-металлических теплоносителей был получен при создании ртутно-водяных бинарных установок. В настоящее время конструкции жидкометаллических теплообменников разрабатываются большей частью для АЭС с реакторами, охлаждаемыми натрием.

Более высокая температура газа достигнута в ядерных установках с реакторами, охлаждаемыми газами. Парогазовый цикл позволит значительно повысить к. п. д. ядерных установок.

Реакторы с газовым охлаждением. Эксплуатируются атомные электростанции (АЭС) с газоохлаждаемыми реакторами и паровым циклом общей мощностью около 7 млн. кВт. Это сравнительно низкотемпературные реакторы с температурой газа (СО2) на выходе до 675° С и давлением до 18 ата. Дальнейшее повышение температуры газа на выходе из реактора лимитируется химическим взаимодействием СО2 с графитом.

В настоящее время в СССР преимущественно применяются АЭС с корпусными реакторами на тепловых нейтронах, охлаждаемыми водой под давлением (ВВЭР), и с канальными реакторами, охлаждаемыми «кипящей» водой (РБМК).

Теплоносителем первого и второго контуров в трехконтурной АПТУ (см. рис. 4.30, б) с начальным и промежуточным перегревом (см. рис. 4.31, е) обычно является натрий. АПТУ по такому циклу наиболее применимы для АЭС с реакторами-размножителями на быстрых нейтронах. Теплоносителями третьего контура служат вода и пар. Теплообмен между теплоносителями контуров осуществляется последовательно в промежуточном (натрий — натрий) теплообменнике и в парогенераторе (натрий — вода).

В большинстве случаев в ядерных реакторах, работающих на медленных нейтронах, применяют природный уран, поскольку обогащение урана для повышения в нем содержания U235 увеличивает его стоимость. При работе на быстрых нейтронах возможно пользоваться реакторами-размножителями, в которых количество вновь образующегося делящегося материала при протекании цепной реакции превосходит количество первоначально загруженного.

энергий нейтроновт«оэффициент размножения под воздействием быстрых нейтронов может стать равным 1,2. Иными словами, 20 % нейтронов, появившихся в результате деления воспроизводящего материала, иолучено минуя ядерное топливо в активной зоне. Анализ рис. 7.4 показывает, что спектр энергий нейтронов деления без замедления будет наиболее благоприятным диапазоном для работы реактора-размножителя. Нейтроны в этом диапазоне энергий называются быстрыми, а реакторы, работающие в этом диапазоне, называются реакторами-размножителями на быстрых нейтронах или быстрыми реакторами.

Высокая эффективность ядерного топлива является одним из преимуществ атомных электростанций. Достаточно сказать, что]1 кг урана-235 содер-„„жит такое же количество энергии, что и 2500 т каменного угля, иначе говоря, "l г урана-235 эквивалентен по отдаче тепла 3 т угля, а один грамм дейтерия — ^ГО т угля. В реакторах, работающих на тепловых нейтронах, используется в основном уран-235 и до 1% урана-238. JB недалеком будущем АЭС будут оснащаться реакторами-размножителями на быстрых нейтронах. Эти реакторы не имеют замедлителей, и часть нейтронов, испускаемых в процессе распада урана-235, поглощается ураном-238, который в результате множества производственных циклов превращается в плутоний-239, также используемый в качестве ядерного топлива. По данным академиков В. А. Кириллина и М. А. Стыри-ковича, реактор-размножитель позволит примерно в 20 раз полнее использовать ядерные ресурсы по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах. Это позволит резко увеличить ресурсы ядерного топлива г. Д

Для 2000 г. новый прогноз предусматривает увеличение мощности АЭС до 1700 тыс. МВт, а выработку электроэнергии — до 2300 млрд. кВт-ч. В этом случае 80% электроэнергии на континенте будут давать АЭС, что позволит удовлетворять 35% общей потребности в энергии в Западной Европе. Новый-прогноз будет осуществлен лишь в том случае, если 35% АЭС будут оснащены реакторами—размножителями. Как известно, в настоящее время АЭС оснащаются различными реакторами (преимущественно с кипящей водой и с водой: под давлением). Некоторые специалисты полагают, что водо-водяные реакторы будут преобладать в программах развития ядерной энергетики в ближайшие 20 лет.

Первый реактор на быстрых нейтронах был создан в США и установлен на АЭС Энрико-Ферми. Коэффициент использования АЭС составил лишь 3,4%. Реактор этот был демонтирован. В настоящее время работают опытные реакторы-размножители в США, Франции и Советском Союзе. Мощность реакторов в первых двух странах 250 МВт. В СССР на одной из АЭС работает реактор-размножитель мощностью 350 тыс. кВт. Сооружается атомный реактор на быстрых нейтронах мощностью 600 тыс. кВт. В США АЭС с реакторами-размножителями мощностью 350—400 тыс. кВт предполагается ввести в эксплуатацию в 1980 г. в Ок-Ридже.

расширить строительство АЭС с энергетическими реакторами—размножителями ядерного топлива в комплексе с соответствующими предприятиями топливного цикла и подготовить таким образом более широкое при-

Это воспроизводство топлива реакторами-размножителями будет продолжаться до тех пор, пока в будущем на Земле не израсходуется весь запас природного урана. А что будет дальше? Где достать новое сырьевое топли-

Более или менее ясны общие принципы термоядерного синтеза, но необходимые экспериментальные разработки чрезвычайно дороги и требуют международного сотрудничества. Поэтому прогресс в этой области замедлен, и, по-видимому, на первой стадии потребуется создание очень крупных централизованных электростанций. Как термоядерный синтез, так и быстрые реакторы-размножители открывают возможности практически неограниченного производства энергии. Коммерческое использование реакторов-размножителей ожидается в обозримом будущем, поэтому при разработке прогнозов они включались в сектор «традиционной» ядерной энергетики. Техническая возможность термоядерного синтеза в широких масштабах должна быть еще доказана, поэтому при прогнозировании он включался в сектор «нетрадиционных источников» энергии. Термоядерный синтез имеет ряд теоретических преимуществ по сравнению с реакторами-размножителями: меньшую степень риска как в физическом, так и в политическом отношениях, меньший уровень радиоактивности при эксплуатации и в отходах, а также, при разумном проектировании с самого начала, меньшую степень воздействия на окружающую среду.

Для более полного использования природных запасов ядерного топлива развитие ядерной энергетики целесообразно строить на сочетании реакторов на тепловых нейтронах, работающих на воде, с реакторами-размножителями на быстрых нейтронах. По ядерно-физическим и теплофизическим • свойствам наиболее пригодными теплоносителями в реакторах на быстрых нейтронах могут быть натрий, литий, гелий. Успехи, достигнутые в области технологии жидких металлов, выдвинули на первое место натрий. Интенсивные исследовательские работы проводятся по использованию щелочных металлов в качестве рабочих тел в циклах с МГД-преобразованием и паротурбинных. Изучается использование указанных циклов для транспортных установок, а также применение их в качестве надстройки на обычных тепловых электростанциях. Бинарные циклы со щелочными металлами позволяют заметно повысить КПД станций.

реакторами и реакторами-размножителями на быстрых нейтронах. Эти реакторы позволяют применять высокие начальные температуры рабочих тел, допускающих, в частности, использование в будущем МГД-преобразователей в качестве надстройки к основному циклу с целью значительного повышения общей эффективности комбинированных энергетических установок.