Текст книги "Большая Советская Энциклопедия (АТ)"
Автор книги: Большая Советская Энциклопедия
Жанр:
Энциклопедии
сообщить о нарушении
Текущая страница: 13 (всего у книги 16 страниц)
На основе теории Бора удалось дать объяснение и периодичности свойств атомов. В сложном атоме образуются электронные оболочки, которые последовательно заполняются, начиная от самой внутренней, определёнными числами электронов (физическая причина образования оболочек стала ясна только на основании принципа Паули, см. ниже). Структура внешних электронных оболочек периодически повторяется, что обусловливает периодическая повторяемость химических и многих физических свойств элементов, расположенных в одной и той же группе периодической системы. На основе же теории Бора немецким химиком В. Косселем были объяснены (1916) химического взаимодействия в т. н. гетерополярных молекулах.
Однако далеко не все вопросы теории атома удалось объяснить на основе модельных представлений теории Бора. Она не справлялась со многими задачами теории спектров, позволяла получать лишь правильные значения частот спектральных линий атома водорода и водородоподобных атомов, интенсивности же этих линий оставались необъяснёнными; Бору для объяснения интенсивностей пришлось применить принцип соответствия.
При переходе к объяснению движений электронов в атомах, более сложных, чем атом водорода, модельная теория Бора оказалась в тупике. Уже атом гелия, в котором вокруг ядра движутся 2 электрона, не поддавался теоретической интерпретации на её основе. Трудности при этом не исчерпывались количественными расхождениями с опытом. Теория оказалась бессильной и в решении такой проблемы, как соединение атомов в молекулу. Почему 2 нейтральных атома водорода соединяются в молекулу водорода? Как вообще объяснить природу валентности? Что связывает атомы твёрдого тела? Эти вопросы оставались без ответа. В рамках боровской модели нельзя было найти подхода к их решению.
Квантовомеханическая теория атома. Ограниченность боровской модели атома коренилась в ограниченности классических представлений о движении микрочастиц. Стало ясно, что для дальнейшего развития теории атома необходимо критически пересмотреть основные представления о движении и взаимодействии микрочастиц. Неудовлетворительность модели, основанной на классической механике с добавлением условий квантования, отчётливо понимал и сам Бор, взгляды которого оказали большое влияние на дальнейшее развитие А. ф. Началом нового этапа развития А. ф. послужила идея, высказанная французским физиком Л. де Бройлем (1924) о двойственной природе движения микрообъектов, в частности электрона (см. Волны де Бройля). Эта идея стала исходным пунктом квантовой механики, созданной в 1925—26 трудами В. Гейзенберга и М. Борна (Германия), Э. Шрёдингера (Австрия) и П. Дирака (Англия), и разработанной на её основе современной квантовомеханической теории атома.
Представления квантовой механики о движении электрона (вообще микрочастицы) коренным образом отличаются от классических. Согласно квантовой механике, электрон не движется по траектории (орбите), подобно твёрдому шарику; движению электрона присущи также и некоторые особенности, характерные для распространения волн. С одной стороны, электрон всегда действует (например, при столкновениях) как единое целое, как частица, обладающая неделимым зарядом и массой; в то же время электроны с определённой энергией и импульсом распространяются подобно плоской волне, обладающей определённой частотой (и определённой длиной волны). Энергия электрона Е как частицы связана с частотой v электронной волны соотношением: E=hv, а его импульс р — с длиной волны l соотношением: р = h/l.
Устойчивые движения электрона в атоме, как показал Шрёдингер (1926), в некотором отношении аналогичны стоячим волнам, амплитуды которых в разных точках различны. При этом в атоме, как в колебательной системе, возможны лишь некоторые «избранные» движения с определёнными значениями энергии, момента количества движения и проекции момента электрона в атоме. Каждое стационарное состояние атома описывается при помощи некоторой волновой функции, являющейся решением волнового уравнения особого типа – уравнения Шрёдингера; волновой функции соответствует «электронное облако», характеризующее (в среднем) распределение плотности электронного заряда в атоме (см. Атом, там же на рис. 3 показаны проекции «электронных облаков» атома водорода). В 20—30-х гг. были разработаны приближённые методы расчёта распределения плотности электронного заряда в сложных атомах, в частности метод Томаса – Ферми (1926, 1928). Эта величина и связанное с ней значение т. н. атомного фактораважны при исследовании электронных столкновений с атомами, а также рассеяния ими рентгеновских лучей.
На основе квантовой механики удалось путём решения уравнения Шрёдингера правильно рассчитать энергии электронов в сложных атомах. Приближённые методы таких расчётов были разработаны в 1928 Д. Хартри (Англия) и в 1930 В. А. Фоком (СССР). Исследования атомных спектров полностью подтвердили квантовомеханическую теорию атома. При этом выяснилось, что состояние электрона в атоме существенно зависит от его спина — собственного механического момента количества движения. Было дано объяснение действия внешних электрических и магнитных полей на атом (см. Штарка явление, Зеемана явление). Важный общий принцип, связанный со спином электрона, был открыт швейцарским физиком В. Паули (1925) (см. Паули принцип), согласно этому принципу, в каждом электронном состоянии в атоме может находиться только один электрон; если данное состояние уже занято каким-либо электроном, то последующий электрон, входя в состав атома, вынужден занимать другое состояние. На основе принципа Паули были окончательно установлены числа заполнения электронных оболочек в сложных атомах, определяющие периодичность свойств элементов. Исходя из квантовой механики, немецкие физики В. Гейтлер и Ф. Лондон (1927) дали теорию т. н. гомеополярной химической связи двух одинаковых атомов (например, атомов водорода в молекуле H2), не объяснимой в рамках боровской модели атома.
Важными применениями квантовой механики в 30-х гг. ив дальнейшем были исследования связанных атомов, входящих в состав молекулы или кристалла. Состояния атома, являющегося частью молекулы, существенно отличаются от состояний свободного атома. Существенные изменения претерпевает атом также в кристалле под действием внутрикристаллического поля, теория которого была впервые разработана Х. Бете (1929). Исследуя эти изменения, можно установить характер взаимодействия атома с его окружением. Крупнейшим экспериментальным достижением в этой области А. ф. было открытие Е. К. Завойским в 1944 электронного парамагнитного резонанса, давшего возможность изучать различные связи атомов с окружающей средой.
Современная атомная физика. Основными разделами современной А. ф. являются теория атома, атомная (оптическая) спектроскопия, рентгеновская спектроскопия, радиоспектроскопия (она исследует также и вращательные уровни молекул), физика атомных и ионных столкновений. Различные разделы спектроскопии охватывают разные диапазоны частот излучения и, соответственно, разные диапазоны энергий квантов. В то время как рентгеновская спектроскопия изучает излучения атомов с энергиями квантов до сотен тыс. эв, радиоспектроскопия имеет дело с очень малыми квантами – вплоть до квантов менее 10-6эв.
Важнейшая задача А. ф. – детальное определение всех характеристик состояний атома. Речь идёт об определении возможных значений энергии атома – его уровней энергии, значений моментов количества движения и других величин, характеризующих состояния атома. Исследуются тонкая и сверхтонкая структуры уровней энергии (см. Атомные спектры), изменения уровней энергии под действием электрических и магнитного полей – как внешних, макроскопических, так и внутренних, микроскопических. Большое значение имеет такая характеристика состояний атома, как время жизни электрона на уровне энергии. Наконец, большое внимание уделяется механизму возбуждения атомных спектров.
Области явлений, исследуемых разными разделами А. ф., перекрываются. Рентгеновская спектроскопия измерением испускания и поглощения рентгеновских лучей позволяет определить главным образом энергии связи внутренних электронов с ядром атома (энергии ионизации), распределение электрического поля внутри атома. Оптическая спектроскопия изучает совокупности спектральных линий, испускаемых атомами, определяет характеристики уровней энергии атома, интенсивности спектральных линий и связанные с ними времена жизни атома в возбуждённых состояниях, тонкую структуру уровней энергии, их смещение и расщепление в электрическом и магнитном полях. Радиоспектроскопия детально исследует ширину и форму спектральных линий, их сверхтонкую структуру, сдвиг и расщепление в магнитном поле, вообще внутриатомные процессы, вызываемые очень слабыми взаимодействиями и влияниями среды.
Анализ результатов столкновений быстрых электронов и ионов с атомами даёт возможность получить сведения о распределении плотности электронного заряда («электронного облака») внутри атома, об энергиях возбуждения атома, энергиях ионизации.
Результаты детального исследования строения атомов находят самые широкие применения не только во многих разделах физики, но и в химии, астрофизике и других областях науки. На основании изучения уширения и сдвига спектральных линий можно судить о местных (локальных) полях в среде (жидкости, кристалле), обусловливающих эти изменения, и о состоянии этой среды (температуре, плотности и др.). Знание распределения плотности электронного заряда в атоме и её изменений при внешних взаимодействиях позволяет предсказать тип химических связей, которые может образовывать атом, поведение иона в кристаллической решётке. Сведения о структуре и характеристиках уровней энергии атомов и ионов чрезвычайно важны для устройств квантовой электроники. Поведение атомов и ионов при столкновениях – их ионизация, возбуждение, перезарядка – существенно для физики плазмы. Знание детальной структуры уровней энергии атомов, особенно многократно ионизованных, важно для астрофизики.
Таким образом, А. ф. тесно связана с другими разделами физики и другими науками о природе. Представления об атоме, выработанные А. ф., имеют и важное мировоззренческое значение. «Устойчивость» атома объясняет устойчивость различных видов вещества, непревратимость химических элементов в естественных условиях, например при обычных на Земле температурах и давлениях. «Пластичность» же атома, изменение его свойств и состояний при изменении внешних условий, в которых он существует, объясняет возможность образования более сложных систем, качественно своеобразных, их способность приобретать различные формы внутренней организации. Так находит разрешение то противоречие между идеей о неизменных атомах и качественным многообразием веществ, которое существовало и в древности, и в новое время и служило основанием для критики атомизма.
Лит.: Бор Н., Три статьи о спектрах и строении атомов, пер. с нем., М.—П., 1923; Борн М., Современная физика, пер. с нем., М., 1965; Бройль Л., Революция в физике, пер. с франц., М., 1963; Шпольский Э. В., Атомная физика, 5 изд., т. 1, М., 1963.
М. А. Ельяшевич. Р. Я. Штейнман.
Рис. 3. Модель атома Томсона. Точками обозначены электроны, вкрапленные в положительно заряженную сферу.
Рис. 1. Периодическая зависимость атомного объёма от атомного номера.
Рис. 4. Фотография следов a-частиц в кислороде; короткий след принадлежит атому кислорода, более длинный – a-частице , отклонившейся при столкновении примерно на 90° от первоначального направления.
Рис. 5. Зависимость тока от напряжения, полученная в опытах Дж. Франка и Г. Герца.
Рис. 2. Периодическая зависимость от атомного номера: 1) величины 1/Т 104, где Т – темп-ра плавления; 2) коэффициента линейного расширения a × 105; 3) коэффициента сжимаемости c × 106.
Атомная электростанция (АЭС)
А'томная электроста'нция (АЭС), электростанция, в которой атомная (ядерная) энергия преобразуется в электрическую. Генератором энергии на АЭС является атомный реактор (см. Ядерный реактор). Тепло, которое выделяется в реакторе в результате цепной реакции деления ядер некоторых тяжёлых элементов, затем так же, как и на обычных тепловых электростанциях (ТЭС), преобразуется в электроэнергию. В отличие от ТЭС, работающих на органическом топливе, АЭС работает на ядерном горючем (в основном 233U, 235U. 239Pu). При делении 1 г изотопов урана или плутония высвобождается 22 500 квтч, что эквивалентно энергии, содержащейся в 2800 кг условного топлива. Установлено, что мировые энергетические ресурсы ядерного горючего (уран, плутоний и др.) существенно превышают энергоресурсы природных запасов органического топлива (нефть, уголь, природный газ и др.). Это открывает широкие перспективы для удовлетворения быстро растущих потребностей в топливе. Кроме того, необходимо учитывать всё увеличивающийся объём потребления угля и нефти для технологических целей мировой химической промышленности, которая становится серьёзным конкурентом тепловых электростанций. Несмотря на открытие новых месторождений органического топлива и совершенствование способов его добычи, в мире наблюдается тенденция к относит увеличению его стоимости. Это создаёт наиболее тяжёлые условия для стран, имеющих ограниченные запасы топлива органического происхождения. Очевидна необходимость быстрейшего развития атомной энергетики, которая уже занимает заметное место в энергетическом балансе ряда промышленных стран мира.
Первая в мире АЭС опытно-промышленного назначения (рис. 1) мощностью 5 Мвт была пущена в СССР 27 июня 1954 г. в г. Обнинске. До этого энергия атомного ядра использовалась преимущественно в военных целях. Пуск первой АЭС ознаменовал открытие нового направления в энергетике, получившего признание на 1-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (август 1955, Женева).
В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 Мвт (полная проектная мощность 600 Мвт). В том же году развернулось строительство Белоярской промышленной АЭС, а 26 апреля 1964 генератор 1-й очереди (блок мощностью 100 Мвт) выдал ток в Свердловскую энергосистему, 2-й блок мощностью 200 Мвт сдан в эксплуатацию в октябре 1967. Отличительная особенность Белоярской АЭС – перегрев пара (до получения нужных параметров) непосредственно в ядерном реакторе, что позволило применить на ней обычные современные турбины почти без всяких переделок.
В сентябре 1964 был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 Мвт. Себестоимость 1 квт-ч электроэнергии (важнейший экономический показатель работы всякой электростанции) на этой АЭС систематически снижалась: она составляла 1,24 коп. в 1965, 1,22 коп. в 1966, 1,18 коп. в 1967, 0,94 коп. в 1968. Первый блок Нововоронежской АЭС был построен не только для промышленного пользования, но и как демонстрационный объект для показа возможностей и преимуществ атомной энергетики, надёжности и безопасности работы АЭС. В ноябре 1965 в г. Мелекессе Ульяновской области вступила в строй АЭС с водо-водяным реактором«кипящего» типа мощностью 50 Мвт, реактор собран по одноконтурной схеме, облегчающей компоновку станции. В декабре 1969 был пущен второй блок Нововоронежской АЭС (350 Мвт).
За рубежом первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 Мвт была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Англия).Через год вступила в строй АЭС мощностью 60 Мвт в Шиппингпорте (США).
Принципиальная схема АЭС с ядерным реактором, имеющим водяное охлаждение, приведена на рис. 2. Тепло, выделяющееся в активной зоне реактора 1, отбирается водой (теплоносителем) 1-го контура, которая прокачивается через реактор циркуляционным насосом 2. Нагретая вода из реактора поступает в теплообменник (парогенератор) 3, где передаёт тепло, полученное в реакторе, воде 2-го контура. Вода 2-го контура испаряется в парогенераторе, и образующийся пар поступает в турбину 4.
Наиболее часто на АЭС применяются 4 типа реакторов на тепловых нейтронах: 1) водо-водяные с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя; 2) графито-водные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем; 3) тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжёлой водой в качестве замедлителя; 4) графито-газовые с газовым теплоносителем и графитовым замедлителем.
Выбор преимущественно применяемого типа реактора определяется главным образом накопленным опытом в реакторостроении, а также наличием необходимого промышленного оборудования, сырьевых запасов и т. д. В СССР строят главным образом графито-водные и водо-водяные реакторы. На АЭС США наибольшее распространение получили водо-водяные реакторы. Графито-газовые реакторы применяются в Англии. В атомной энергетике Канады преобладают АЭС с тяжеловодными реакторами.
В зависимости от вида и агрегатного состояния теплоносителя создаётся тот или иной термодинамический цикл АЭС. Выбор верхней температурной границы термодинамического цикла определяется максимально допустимой температурой оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), содержащих ядерное горючее, допустимой температурой собственно ядерного горючего, а также свойствами тенлоносителя, принятого для данного типа реактора. На АЭС, тепловой реактор которой охлаждается водой, обычно пользуются низкотемпературными паровыми циклами. Реакторы с газовым теплоносителем позволяют применять относительно более экономичные циклы водяного пара с повышенными начальными давлением и температурой. Тепловая схема АЭС в этих двух случаях выполняется 2-контурной: в 1-м контуре циркулирует теплоноситель, 2-й контур – пароводяной. При реакторах с кипящим водяным или высокотемпературным газовым теплоносителем возможна одноконтурная тепловая АЭС. В кипящих реакторах вода кипит в активной зоне, полученная пароводяная смесь сепарируется, и насыщенный пар направляется или непосредственно в турбину, или предварительно возвращается в активную зону для перегрева (рис. 3). В высокотемпературных графито-газовых реакторах возможно применение обычного газотурбинного цикла. Реактор в этом случае выполняет роль камеры сгорания.
При работе реактора концентрация делящихся изотопов в ядерном топливе постепенно уменьшается, т. е. ТВЭЛы выгорают. Поэтому со временем их заменяют свежими. Ядерное горючее перезагружают с помощью механизмов и приспособлений с дистанционным управлением. Отработавшие ТВЭЛы переносят в бассейн выдержки, а затем направляют на переработку.
К реактору и обслуживающим его системам относятся: собственно реактор с биологической защитой, теплообменники, насосы или газодувные установки, осуществляющие циркуляцию теплоносителя; трубопроводы и арматура циркуляционного контура; устройства для перезагрузки ядерного горючего; системы спец. вентиляции, аварийного расхолаживания и др.
В зависимости от конструктивного исполнения реакторы имеют отличительные особенности: в корпусных реакторах ТВЭЛы и замедлитель расположены внутри корпуса, несущего полное давление теплоносителя; в канальных реакторах ТВЭЛы, охлаждаемые теплоносителем, устанавливаются в специальных трубах-каналах, пронизывающих замедлитель, заключённый в тонкостенный кожух. Такие реакторы применяются в СССР (Сибирская, Белоярская АЭС и др.).
Для предохранения персонала АЭС от радиационного облучения реактор окружают биологической защитой, основным материалом для которой служат бетон, вода, серпентиновый песок. Оборудование реакторного контура должно быть полностью герметичным. Предусматривается система контроля мест возможной утечки теплоносителя, принимают меры, чтобы появление неплотностей и разрывов контура не приводило к радиоактивным выбросам и загрязнению помещений АЭС и окружающей местности. Оборудование реакторного контура обычно устанавливают в герметичных боксах, которые отделены от остальных помещений АЭС биологической защитой и при работе реактора не обслуживаются. Радиоактивный воздух и небольшое количество паров теплоносителя, обусловленное наличием протечек из контура, удаляют из необслуживаемых помещений АЭС специальной системой вентиляции, в которой для исключения возможности загрязнения атмосферы предусмотрены очистные фильтры и газгольдеры выдержки. За выполнением правил радиационной безопасности персоналом АЭС следит служба дозиметрического контроля.
При авариях в системе охлаждения реактора для исключения перегрева и нарушения герметичности оболочек ТВЭЛов предусматривают быстрое (в течение несколько секунд) глушение ядерной реакции; аварийная система расхолаживания имеет автономные источники питания.
Наличие биологические защиты, систем специальной вентиляции и аварийного расхолаживания и службы дозиметрического контроля позволяет полностью обезопасить обслуживающий персонал АЭС от вредных воздействий радиоактивного облучения.
Оборудование машинного зала АЭС аналогично оборудованию машинного зала ТЭС. Отличительная особенность большинства АЭС – использование пара сравнительно низких параметров, насыщенного или слабоперегретого.
При этом для исключения эрозионного повреждения лопаток последних ступеней турбины частицами влаги, содержащейся в пару, в турбине устанавливают сепарирующие устройства. Иногда необходимо применение выносных сепараторов и промежуточных перегревателей пара. В связи с тем что теплоноситель и содержащиеся в нём примеси при прохождении через активную зону реактора активируются, конструктивное решение оборудования машинного зала и системы охлаждения конденсатора турбины одноконтурных АЭС должно полностью исключать возможность утечки теплоносителя. На двухконтурных АЭС с высокими параметрами пара подобные требования к оборудованию машинного зала не предъявляются.
В число специфичных требований к компоновке оборудования АЭС входят: минимально возможная протяжённость коммуникаций, связанных с радиоактивными средами, повышенная жёсткость фундаментов и несущих конструкций реактора, надёжная организация вентиляции помещений. На рис. показан разрез главного корпуса Белоярской АЭС с канальным графито-водным реактором. В реакторном зале размещены: реактор с биологической защитой, запасные ТВЭЛы и аппаратура контроля. АЭС скомпонована по блочному принципу реактор – турбина. В машинном зале расположены турбогецераторы и обслуживающие их системы. Между машинным и реакторным залами размещены вспомогательное оборудование и системы управления станцией.
Экономичность АЭС определяется её основными техническими показателями: единичная мощность реактора, кпд, энергонапряжённость активной зоны, глубина выгорания ядерного горючего, коэффициент использования установленной мощности АЭС за год. С ростом мощности АЭС удельные капиталовложения в неё (стоимость установленного квт) снижаются более резко, чем это имеет место для ТЭС. В этом главная причина стремления к сооружению крупных АЭС с большой единичной мощностью блоков. Для экономики АЭС характерно, что доля топливной составляющей в себестоимости вырабатываемой электроэнергии 30—40% (на ТЭС 60—70%). Поэтому крупные АЭС наиболее распространены в промышленно развитых районах с ограниченными запасами обычного топлива, а АЭС небольшой мощности – в труднодоступных или отдалённых районах, например АЭС в пос. Билибино (Якутская АССР) с электрической мощностью типового блока 12 Мвт. Часть тепловой мощности реактора этой АЭС (29 Мвт) расходуется на теплоснабжение. Наряду с выработкой электроэнергии АЭС используются также для опреснения морской воды. Так, Шевченковская АЭС (Казахская ССР) электрической мощностью 150 Мвт рассчитана на опреснение (методом дистилляции) за сутки до 150 000 т воды из Каспийского моря.
В большинстве промышленно развитых стран (СССР, США, Англия, Франция, Канада, ФРГ, Япония, ГДР и др.) по прогнозам мощность действующих и строящихся АЭС к 1980 будет доведена до десятков Гвт. По данным Международного атомного агентства ООН, опубликованным в 1967, установленная мощность всех АЭС в мире к 1980 достигнет 300 Гвт.
В Советском Союзе осуществляется широкая программа ввода в строй крупных энергетических блоков (до 1000 Мвт) с реакторами на тепловых нейтронах. В 1948—49 были начаты работы по реакторам на быстрых нейтронах для промышленных АЭС. Физические особенности таких реакторов позволяют осуществить расширенное воспроизводство ядерного горючего (коэффициент воспроизводства от 1,3 до 1,7), что даёт возможность использовать не только 235U, но и сырьевые материалы 238U и 232Th. Кроме того, реакторы на быстрых нейтронах не содержат замедлителя, имеют сравнительно малые размеры и большую загрузку. Этим и объясняется стремление к интенсивному развитию быстрых реакторов в СССР. Для исследований по быстрым реакторам были последовательно сооружены экспериментальные и опытные реакторы БР-1, БР-2, БР-З, БР-5, БФС. Полученный опыт обусловил переход от исследований модельных установок к проектированию и сооружению промышленных АЭС на быстрых нейтронах (БН-350) в г. Шевченко и (БН-600) на Белоярской АЭС. Ведутся исследования реакторов для мощных АЭС, например в г. Мелекессе построен опытный реактор БОР-60.
Крупные АЭС сооружаются и в ряде развивающихся стран (Индия, Пакистан и др.).
На 3-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (1964, Женева) было отмечено, что широкое освоение ядерной энергии стало ключевой проблемой для большинства стран. Состоявшаяся в Москве в августе 1968 7-я Мировая энергетическая конференция (МИРЭК-VII) подтвердила актуальность проблем выбора направления развития ядерной энергетики на следующем этапе (условно 1980—2000), когда АЭС станет одним из основных производителей электроэнергии.
Лит.: Некоторые вопросы ядерной энергетики. Сб. ст., под ред. М. А. Стыриковича, М., 1959; Канаев А. А., Атомные энергетические установки, Л., 1961; Калафати Д. Д., Термодинамические циклы атомных электростанций, М.—Л., 1963; 10 лет Первой в мире атомной электростанции СССР. [Сб. ст.], М., 1964; Советская атомная наука и техника. [Сборник], М., 1967; Петросьянц А. М., Атомная энергетика наших дней, М., 1968.
С. П. Кузнецов.
Рис. 2. Принципиальная схема АЭС: 1 – ядерный реактор; 2 – циркуляционный насос; 3 – теплообменник; 4 – турбина; 5 – генератор электрического тока.
Рис. 1. Атомная электростанция АН СССР. в г. Обнинске Калужской обл.
Расположение основных объектов станции: 1 – главный корпус; 2 – служебный корпус; 3 – химводоочистка; 4 – газгольдерная; 5 – спецводоочистка.
Рис. 3. Принципиальная тепловая схема АЭС с ядерным перегревом пара (2-й блок Белоярской АЭС): 1 – реактор; 2 – испарительный канал; 3 – пароперегревательный канал; 4 – барабан-сепаратор; 5 – циркуляционный насос; 6 – деаэратор; 7 – турбина; 8 – конденсатор; 9 – конденсатный насос; 10 – регенеративный подогреватель низкого давления; 11 – питательный насос; 12 – регенеративные подогреватели высокого давления; 13 – генератор электрического тока.
Разрез главного корпуса станции: 1 – реактор;2 – запасные ТВЭЛы; 3 – сепаратор; 4 – деаэратор; 5 – пульт управления; 6 – машинный зал; 7 – мостовой кран; 8 – главный циркуляционный насос; 9 – водоподогреватель; 10 – кран перегрузки ТВЭЛов; 11 – вытяжная вентиляция; 12 – воздухозаборняк приточной вентиляции.
