Текст книги "Ядерные реакторы"

Автор книги: Ефим Балабанов

сообщить о нарушении

Текущая страница: 7 (всего у книги 12 страниц)

Атомное горючее центральной части размножающего реактора время от времени требует замены, так как плутоний «выгорает» и в нем накапливаются «осколки». Отработанный плутоний отправляют на обрабатывающие химические и металлургические заводы, где он подвергается очистке от «осколков». После очистки он снова возвращается обратно в размножающий реактор, а «осколки» используются для изготовления радиоактивных препаратов. Нейтроны, выходящие из центральной части реактора, поглощаются в наружной оболочке, где образуют плутоний. Время от времени блоки с ураном²³⁸ вынимают из оболочки и направляют на обработку. Выделенный из них плутоний тоже идет в центральную часть размножающего реактора, а урановые блоки возвращаются обратно в наружную оболочку. Так сгоревший плутоний полностью восполняется. В урановых блоках внешней части реактора также образуются «осколки» ядер, так как имеющийся там уран делится под действием быстрых нейтронов, вылетающих из центральной части размножающего реактора.

После того как урановый котел на медленных нейтронах произвел достаточное для размножающего реактора количество плутония, его работа больше не нужна. В дальнейшем размножающий реактор может не только обеспечить себя необходимым количеством плутония, но и создать некоторый запас искусственного ядерного горючего. Этот запас может быть использован для пускового периода других энергетических установок.

Если рассматривать строительство атомных электростанций в большом государственном масштабе, то, по всей вероятности, целесообразнее создать производство плутония в больших реакторах на природном уране. Нескольких лет работы таких реакторов достаточно, чтобы затем можно было произвести одновременный запуск большого числа размножающих реакторов крупных энергетических установок.

Примерно по той же схеме работает атомная станция, использующая торий. При использовании тория химическая обработка блоков должна заключаться в отделении урана²³³ от тория.

В таких схемах предусмотрено полное использование природного урана или тория. Тепло размножающего реактора превращается в электрическую энергию на атомной электростанции. Некоторое количество накапливающегося плутония²³⁹ или урана²³³ идет на запуск других энергетических установок. Наконец, «осколки», вес которых примерно равен весу разделившегося урана²³³ или плутония²³⁹, могут быть использованы как радиоактивные препараты в различных отраслях народного хозяйства.

Отвод тепла от ядерного реактора. В работающем реакторе большая часть атомной энергии превращается в теплоту и нагревает тело реактора. Для охлаждения его, для отвода получившегося тепла от реактора и использования тепла в промышленных условиях используются жидкие или газообразные вещества – теплоносители.

Проще всего, казалось бы, использовать в качестве охлаждающей жидкости расплавленный уран, плутоний или жидкий замедлитель. Но для достаточно эффективного отвода тепла нужны большие количества теплоносителя. Это обстоятельство, а также высокая радиоактивность ядерного горючего во время цепного процесса затрудняют использование таких охлаждающих веществ в реакторе. Поэтому сейчас в большинстве случаев применяют «нейтральные» теплоносители, которые, нагреваясь, не принимают непосредственного участия в самом процессе получения энергии.

Таким теплоносителем может быть, например, простая вода в урано-графитовом реакторе на медленных нейтронах, где применяется природный уран. На рис. 47 приведен разрез небольшого участка рабочей части такого реактора. Урановые блоки помещаются в алюминиевой трубке, которая вставляется в цилиндрическое отверстие графитового блока прямоугольной формы. Вода поступает в зазор между алюминиевой оболочкой уранового блока и стенкой трубки. Так как вода сильно поглощает нейтроны, то для того чтобы избежать большой потери нейтронов, заставляют воду проходить через тонкие зазоры с очень большой скоростью. Недостатком такой системы является то, что нельзя получить температуру теплоносителя выше 100 градусов. При более высоких температурах усиленное парообразование приводит к разрывам потока воды и, следовательно, к сильным местным перегревам.

^{Рис. 47. Разрез участка рабочей части урано-графитового реактора. В зазоре между стенкой трубы и алюминиевой оболочкой уранового блока протекает вода, отбирающая тепло от ядерного реактора}

Очевидно, что при температуре 100 градусов практически нельзя получить атомную энергию для промышленных целей. Поэтому такой теплоноситель может быть применен только в первичных реакторах, где природный уран используется для получения искусственного ядерного горючего – плутония²³⁹ и радиоактивных изотопов. Положение могло бы измениться, если бы заставить воду проходить в реакторе под большим давлением. Как известно, под большим давлением вода кипит при более высокой температуре, но тогда стенки труб надо делать более прочными и толстыми, а это приведет к поглощению ими большого количества нейтронов. При использовании природного урана такая потеря нейтронов исключает осуществление цепного процесса.

Как мы уже видели на примере реактора РФТ при работе с обогащенным ураном, вода может быть использована в качестве теплоносителя более эффективно. В этом случае слой охлаждающей воды может быть значительно толще. Потеря нейтронов в воде не имеет здесь решающего значения. Вода является здесь также и замедлителем нейтронов. При конструировании таких реакторов это учитывается, и количество другого замедлителя, например графита, в этих реакторах берется меньше обычного.

Необходимо учесть, что вода, проходя через ядерный реактор, вследствие захвата нейтронов кислородом и различными примесями становится радиоактивной. Перед спуском ее в водную систему она должна три – четыре недели находиться в отстойнике. За это время ее радиоактивность становится ничтожно малой.

Для того чтобы уменьшить поглощение нейтронов и избежать засорения охлаждающих каналов, обычно используют дистиллированную воду.

Очень выгодно применять в качестве теплоносителя некоторые расплавленные металлы (рис. 48), слабо поглощающие нейтроны. Для тепловых нейтронов таким металлом является висмут. Расплавленный металл можно перекачивать в трубах через зазоры между урановыми блоками и алюминиевыми трубами, как воду. Поскольку поглощение нейтронов в висмуте в сотни раз меньше, чем в воде, зазоры могут быть значительно шире. Такой теплоноситель позволяет получать температуру порядка 500–600 градусов, что дает возможность построить энергетическую установку с большим коэффициентом полезного действия.

^{Рис. 48. Отвод тепла от ядерного реактора с помощью расплавленного металла. Урановые блоки омываются расплавленными металлами, которые отбирают энергию от реактора и передают ее вторичному теплоносителю (воде) в теплообменнике}

Нейтральный, не участвующий в цепном процессе теплоноситель может быть использован также для отвода тепла из центральной части размножающего реактора. Расплавленный металл попадает в теплообменник, например в паровой котел, где отдает свое тепло вторичному теплоносителю (воде). Вторичный теплоноситель уже не обладает радиоактивностью.

Для отвода тепла от реактора могут применяться свинец, висмут, натрий и калий.

В качестве теплоносителя может быть использован и замедлитель, как это сделано, например, в описанном раньше советском ядерном реакторе на тяжелой воде.

В ядерном реакторе Zoé, построенном известным французским физиком Фредериком Жолио-Кюри (рис. 49), охлаждение урановых стержней тоже производится тяжелой водой, которая служит одновременно и замедлителем. Тяжелая вода перекачивается с помощью насоса через алюминиевый бак, в который опущены урановые металлические стержни. Омывая урановые стержни, она отбирает от них тепло, нагревается и попадает в теплообменник, где охлаждается простой водой.

^{Рис. 49. Ядерный реактор Жолио-Кюри}

Очень эффективно может быть использована тяжелая вода в качестве теплоносителя в гомогенных реакторах типа «водяной котел». Такой ядерный реактор (рис. 50) представляет собой котел, заполненный раствором урановых солей в тяжелой воде. Когда коэффициент размножения нейтронов достигнет значений несколько выше единицы, в котле развивается цепной процесс, скорость которого регулируется кадмиевым стержнем. Почти вся выделяемая мощность здесь расходуется на нагревание воды. Это по существу паровой котел, непосредственно использующий атомную энергию. Температура тяжелой воды, а следовательно, и давление паров в таком котле определяются прочностью бака и трубопроводов. Пар, получающийся в таком ядерном реакторе, обладает большой радиоактивностью, но, применяя защиту и антикоррозийные покрытия, его можно использовать в паровой турбине. Проще, однако, получить вторичный пар в специальном теплообменнике: этот вторичный пар уже нерадиоактивен. Ядерные реакторы с тяжелой водой обладают очень большим отрицательным температурным коэффициентом. Это значит, что при увеличении температуры реактивность реактора или коэффициент размножения нейтронов падает. Очень часто температура реактора с тяжелой водой и природным ураном не может подняться выше 90–120 градусов. Такой котел совершенно безопасен в эксплуатации, но не имеет промышленного значения, так как его пар обладает слишком малым давлением.

^{Рис. 50. Схема работы ядерного реактора типа «водяной котел». Это по существу паровой котел, непосредственно использующий атомную энергию}

Очевидно, что для промышленного использования «водяные котлы» надо строить с обогащенным ураном.

Как уже говорилось, можно изготовить совсем маленький реактор – «водяной кипятильник», применяя обогащенное ядерное горючее и простую воду. Сейчас существуют ядерные реакторы, состоящие из 800–900 граммов урана²³⁵ (в виде урановой соли) и 12–15 литров простой воды. В них простая вода является и замедлителем и теплоносителем. Потеря тепловых нейтронов при их поглощении водородом воды восполняется высокой реактивностью системы, работающей на почти чистом расщепляющемся материале – уране²³⁵. Такой маленький реактор может дать достаточную мощность для вращения небольшой турбины.

Пожалуй, наиболее перспективным является использование в качестве теплоносителя жидкого ядерного горючего. Применение, например, жидкой смеси урана²³⁵ с каким-либо другим веществом (разбавителем) устраняет ряд трудностей, возникающих при работе ядерного реактора. Так как энергия деления урана переходит в тепло во всей массе ядерного горючего, то устраняются потери, которые сопровождают передачу тепла постороннему теплоносителю. Горючая смесь, проходя по трубам теплообменника (парового котла), отдает это тепло вторичному теплоносителю, например воде или пару.

Цепной процесс может осуществляться только в шаровой камере, так как только в ней ядерное горючее имеет вес, близкий к критическому (рис. 51). Для того чтобы довести коэффициент размножения до значений, превышающих единицу, надо уменьшить выход нейтронов через шаровую поверхность. Поэтому активную зону реактора окружают слоем отражателя нейтронов. Регулировку мощности реактора можно производить, уменьшая или увеличивая выход нейтронов из шаровой камеры передвижением некоторой части отражателя нейтронов. Тем самым мы будем изменять коэффициент размножения.

^{Рис. 51. Схема гомогенного ядерного реактора с жидким ядерным горючим. Жидкая горючая смесь циркулирует между реактором и теплообменником (паровым котлом). Цепной процесс идет только в шаровой камере, где горючая смесь разогревается до высокой температуры. В таком реакторе чрезвычайно облегчается непрерывная замена части ядерного горючего}

Применение в качестве теплоносителя жидкой горючей смеси чрезвычайно облегчает ее замену и удаление из нее продуктов деления во время работы реактора. Можно время от времени часть ядерного горючего отбирать и направлять на обрабатывающие химические и металлургические заводы для отделения от него «осколков». Очищенное ядерное горючее с добавлением некоторого количества свежей смеси в расплавленном состоянии опять направляют в работающий ядерный реактор.

Как было указано, управление цепным процессом может производиться только за счет запаздывающих нейтронов, которые вылетают из «осколков» ядер через 60–80 секунд после деления. Если применять в качестве теплоносителя циркулирующее ядерное горючее, то часть запаздывающих нейтронов будет выделяться уже вне рабочего объема реактора; доля запаздывающих нейтронов, участвующих в цепном процессе, таким образом, уменьшается, а это затрудняет управление ядерным реактором. Однако если объем труб, насосов и теплообменника мал по сравнению с шаровой камерой, то доля запаздывающих нейтронов, выбрасываемых «осколками» вне активной зоны реактора, будет также невелика.

Запаздывающие нейтроны, выделяющиеся в теплообменнике, производят ядерные реакции, а следовательно, вызывают радиоактивность уже вторичного теплоносителя. Большая интенсивность радиоактивных излучений вторичного теплоносителя может иногда вызвать необходимость установки второго теплообменника. Теплоноситель, нагревающийся во втором теплообменнике, уже не будет радиоактивным.

Подобным же образом может быть построен гетерогенный ядерный реактор на медленных нейтронах (рис. 52). Ядерное горючее, которым является природный или обогащенный легким изотопом уран, в расплавленном виде пропускают через каналы твердого замедлителя. Тем самым в активной зоне реактора создаются условия, необходимые для осуществления цепного процесса.

^{Рис. 52. Схема гетерогенного ядерного реактора на жидком ядерном горючем. Ядерное горючее в расплавленном виде проходит через каналы твердого замедлителя (графит). Здесь создаются условия для возникновения цепного процесса, и горючая смесь разогревается до высокой температуры}

Управление процессом производится с помощью тугоплавких стальных стержней, содержащих бор и жадно поглощающих медленные нейтроны.

Жидкая горючая смесь, содержащая радиоактивные «осколки» деления, требует дополнительных мер защиты обслуживающего персонала от излучений. Окружать защитным слоем в этом случае надо не только сам ядерный реактор, но также трубопроводы с теплоносителем, насосы и первичные теплообменники.

В качестве теплоносителя могут быть использованы и газы. Проходя через реактор, они нагреваются и, имея большие давления, могут приводить во вращение турбины или осуществлять реактивное движение. Горячие газы можно пропускать через трубы парового котла и образующийся там пар высокого давления направлять на лопатки паровой турбины.

Тепловая энергия ядерного реактора с газовым теплоносителем может быть применена для отопления зданий. Таким образом частично был использован уже упомянутый в предыдущей главе английский реактор BEPO.

Этот реактор имеет мощность 4 тысячи киловатт и используется как мощный источник нейтронов для физических исследований и производства радиоактивных изотопов. Замедлителем в нем служат 850 тонн графита, а ядерным горючим – 40 тонн природного урана. Общий вид этого реактора и схема использования его тепла для отопления зданий приведены на рис. 53.

^{Рис. 53. Схема использования тепла ядерного реактора для отопления зданий:}

^{1 – воздушный фильтр; 2 – холодный воздух; 3 – реактор; 4 – горячий воздух; 5 – заслонки первого теплообменника; 6 – первый теплообменник; 7 – насосы; 8 – вентиль; 9 – второй теплообменник; 10 – схема отопления здания; 11 – радиаторы}

Для охлаждения реактора 3 через каналы, пронизывающие графитовый замедлитель, продувается воздух в количестве 5400 кубических метров в минуту. Воздух нагревается до температуры 100 градусов и направляется в теплообменник 6. Горячая вода из теплообменника при 70 градусах проходит через второй теплообменник 9, представляющий собой часть схемы отопления здания 10. Эта схема состоит из системы труб и радиаторов 11, где циркулирует горячая вода. В установке используется только 25 процентов всей энергии ядерного реактора, то есть 1000 киловатт. Показанные в схеме отопления заслонки первого теплообменника 5 служат для переключения горячего газа. Когда открыты нижние заслонки, горячий газ нагревает воду отопительной системы. Часть горячего газа можно пустить прямо в вытяжную трубу, открыв верхние заслонки.

Использование ядерного горючего для получения электрической энергии. Если ядерный реактор дает тепловую энергию, то нельзя ли это тепло известными нам способами превратить в механическую и электрическую энергию?

Одна из возможных схем превращения атомной энергии в электрическую приведена на рис. 54.

^{Рис. 54. Принципиальная схема атомной электростанции, работающей на природном уране}

Расплавленный висмут (температура плавления 271 градус), играющий роль теплоносителя, пропускают через ядерный реактор, где он нагревается до 600 градусов. Затем горячий металл, проходя через паровой котел, отдает свое тепло на парообразование и возвращается в реактор при температуре 275 градусов. Выходящий из парового котла пар, имеющий температуру до 260 градусов и давление 40 атмосфер, поступает в паровую турбину, где и приводит в движение вал, связанный с электрическим генератором. При таком давлении и температуре пара коэффициент полезного действия установки равен 20–25 процентам. Отработанный пар пропускают через холодильник, где он конденсируется и перекачивается насосом обратно в паровой котел. Вода, охлаждающая пар, нагревается и может быть применена для отопления жилых или производственных помещений.

В схеме применяется реактор, работающий на медленных нейтронах, и используется уран с содержанием ядерного горючего около одного процента. Замедлителем служит графит. Во время пускового периода реактор работает на природном уране, содержащем всего 0,7 процента урана²³⁵. При таких условиях урановые тепловыделяющие элементы реактора приходится довольно часто заменять. Но в этих блоках накапливается плутоний, который после отделения и химической очистки добавляют в освобожденные от «осколков» урановые блоки. Содержание ядерного горючего (урана²³⁵ и плутония²³⁹) в этих блоках увеличивается, и постепенно среднее содержание расщепляющегося материала в урановом котле доводится до одного процента.

По истечении некоторого времени в реакторе устанавливается такой режим, при котором только частично используется природный уран, добавляемый в котел в виде «свежих» урановых блоков. Основное же количество урана поступает в реактор с химического и металлургического заводов после обработки и имеет повышенное содержание ядерного горючего. Но в этой установке нет полного восстановления ядерного горючего. Около 50 процентов урана²³⁸ не используется и поступает на склад. Этот уран может быть использован в размножающем реакторе.

Более совершенной является схема атомной электростанции, показанная на рис. 55. В этой схеме использованы два размножающих реактора, работающие на быстрых нейтронах. Теплоносителем здесь служит сплав плутония с висмутом. Расплавленное ядерное горючее из первого реактора перекачивается в один из первичных теплообменников IA и попадает во второй реактор. Здесь смесь вновь участвует в цепной реакции, нагревается, отдает свое тепло в другом теплообменнике IВ и попадает обратно в центральную часть первого реактора.

^{Рис. 55. Схема использования размножающих (бридерных) реакторов для получения электрической энергии}

Вторичным теплоносителем является газ гелий. Он проходит через теплообменники IА и IВ и нагревается до температуры 650 градусов. Свое тепло гелий отдает целому ряду теплообменников IIА, IIВ, IIС и IID и затем возвращается обратно. Один из вторичных теплообменников IIС является паровым котлом. Вся получаемая им тепловая энергия расходуется на образование большого количества пара с температурой 240 градусов. Однако для эффективного использования пара в турбине нужно давление и температуру его повысить. Для этого пар поступает в пароперегреватель, которым является теплообменник IIВ. Там температура его повышается до 540 градусов, и он подается в одну из ступеней паровой турбины высокого давления. В турбине перегретый пар отдает часть своей энергии, охлаждается и затем проходит второй пароперегреватель IIА. Здесь уже он приобретает свою конечную температуру 620 градусов и поступает в основную ступень паровой турбины.

Отработанный пар конденсируется в холодильнике, и вода перекачивается через последний теплообменник IID, где нагреваясь до 240 градусов, поступает снова в паровой котел IIС. Тепло, выделяемое в холодильнике при конденсации паров, может быть использовано в различных отопительных системах.

Подобная схема обладает лучшими, чем в первом случае, экономическими показателями. Коэффициент полезного действия здесь значительно выше и достигает 30–35 процентов. Кроме того, в этой схеме полностью используется весь уран²³⁸.

Природный уран, находящийся во внешней части размножающих реакторов, время от времени поступает на обрабатывающие химические и металлургические заводы, где от него отделяется плутоний. Этот плутоний сплавляется с висмутом и добавляется в циркулирующую горючую смесь реакторов. Очищенные урановые блоки вновь направляются во внешнюю часть реактора. Отработанное ядерное горючее частично отбирается из центральной части реактора и после химической переработки снова направляется в реактор.

Необходимо отметить, что в этой схеме для получения энергии легкий изотоп урана не используется: в цепном процессе участвует только плутоний. Материал внешней части реактора обогащается ураном²³⁵, который здесь практически не вступает в ядерную реакцию. Обогащенный уран может быть успешно использован в реакторе на медленных нейтронах, как это показано на первой схеме атомной электростанции. Там уран²³⁵ используется полностью.

В малых установках для превращения атомной энергии в электрическую может быть использована также и газовая турбина. Подобная установка может работать так, как показано на рис. 56. С помощью компрессора воздух прогоняется по трубам ядерного реактора, где нагревается до высокой температуры. Горячие газы, обладающие большим давлением, поступают на лопатки газовой турбины, которая приводит в движение и компрессор и электрический генератор. Газ, выходящий из турбины, направляется обратно в компрессор. Все три агрегата находятся на одном валу.

^{Рис. 56. Использование газовой турбины в атомной электростанции. Воздух нагнетается компрессором в реактор, где нагревается до высокой температуры. Горячие газы имеют большое давление и приводят в движение газовую турбину, находящуюся на одном валу с компрессором и электрическим генератором}

Советская атомная электростанция. С 27 июня 1954 года в Советском Союзе работает первая в мире электрическая станция, использующая атомное горючее. В ней используется гетерогенный ядерный реактор с графитовым замедлителем (рис. 57). Тепловая мощность реактора – 30 тысяч киловатт. Он представляет собой графитовый цилиндр диаметром 1,5 и высотой 1,7 метра, вокруг которого расположен отражатель. В цилиндре помещены 128 рабочих каналов, окруженных графитовой оболочкой. Эти каналы по своей конструкции напоминают каналы реактора РФТ. Уран, находящийся в рабочих каналах, пронизан системой труб, по которым протекает охлаждающая вода под высоким давлением. Эта вода отбирает тепло, получающееся при делении урана. На атомной станции применяется уран с пятипроцентным содержанием легкого изотопа. Всего загружено в реактор около 550 килограммов урана.

^{Рис. 57. Ядерный реактор советской атомной электростанции;}

^{1 – графитовая кладка реактора; 2 – нижняя опорная плита; 3 – верхняя плита; 4 – рабочий канал; 5 – аварийная защита; 6 – автоматическое регулирование, 7 – ионизационная камера, 8 – боковая защита (вода); 9 – распределение охлаждающей воды, поступающей в рабочие каналы; 10 – отвод воды от рабочих каналов; 11 – верхняя защита (чугун)}

Тело реактора вместе с графитовым отражателем помещается в герметическом стальном цилиндре. В этот цилиндр нагнетается инертный газ, и тем самым создаются внутри реактора благоприятные условия для работы деталей установки. В инертном газе процесс окисления не происходит даже при высокой температуре.

Защита обслуживающего персонала осуществляется с помощью метрового слоя воды и трехметровой бетонной стены. Кроме того, верхняя часть реактора прикрыта чугунной плитой толщиной в 250 миллиметров. Эта плита видна на рис. 58, где приведена верхняя часть реактора.

^{Рис. 58. Верхняя часть реактора электростанции. Видна чугунная плита, закрывающая реактор}

Реактор снабжен 22 регулирующими стержнями. Из них 4 стержня поддерживают мощность реактора на нужном уровне и 18 предназначены для компенсации постепенного выгорания урана²³⁵. Регулирующие стержни подвешены на тросах и перемещаются с помощью устройств, управляемых из центрального пульта электростанции. Автоматическое управление реактором осуществляется при помощи механизма, передвигающего стержни и связанного с ионизационными камерами. Камеры расположены вблизи активной зоны реактора. Аварийных стержней для быстрого прекращения цепной реакции – два. Они падают в активную зону реактора, когда появляется аварийный сигнал. Это может быть, например, при остановке насосов из-за аварии в электросети и при других неисправностях. На рис. 59 показана верхняя часть реактора без наружной чугунной плиты. Видны два стержня аварийной защиты с моторами и трубопроводы для подачи охлаждающей воды.

^{Рис. 59. Верхняя часть реактора без наружной плиты. Видны стержни аварийной защиты с мотором, рабочие каналы и трубы с охлаждающей водой}

При замене какого-нибудь рабочего канала последний отсоединяется от охлаждающей системы, с помощью крана поднимается и отвозится в специальное хранилище. На его место устанавливается новый.

Принципиальная схема атомной электростанции приведена на рис. 60.

^{Рис. 60. Принципиальная схема советской атомной электростанции:}

^{1 – ядерный реактор; 2 – трубопровод с охлаждающей водой; 3 – питающие насосы первичной воды; 4 – теплообменники; 5 – трубопровод с паром при давлении 12,5 атмосферы; 6 – паровая турбина; 7 – конденсатор; 8 – трубопровод с вторичной водой; 9 – насос вторичной воды; 10 – компенсаторы объема первичного контура; 11 – баллоны со сжатым воздухом; 12 – вспомогательный насос для замены дистиллированной воды первичного контура; 13 – бак с запасной водой; 14 – фильтр; 15 – пусковой конденсатор}

Для отвода тепла от рабочих каналов реактора 1 используется дистиллированная вода, которая под давлением 100 атмосфер омывает урановые трубы.

Движение дистиллированной воды в первичном замкнутом контуре можно проследить на рисунке. Нагреваясь в реакторе 1 до 260 градусов, она поступает в теплообменники 4 (которых в контуре четыре) и там, охладившись до 190 градусов, перекачивается мощными насосами 3 по трубопроводу 2 опять в реактор. Так заканчивается цикл обращения первичного теплоносителя (дистиллированной воды).

Скорость обращения воды в первичном контуре обеспечивает отвод тепла из ядерного реактора в количестве, эквивалентном 30 тысячам киловатт. Первичный контур снабжен так называемыми компенсаторами 10, воздушный и водяной объем которых предохраняет трубопроводы и рабочие каналы реактора от сильных колебаний давления при изменении температуры воды. В компенсаторах объема с помощью сжатого воздуха, поступающего из газовых баллонов 11, поддерживается давление в 100 атмосфер.

Дистиллированная вода при работе станции загрязняется. Кроме того, существуют небольшие утечки воды через различные соединения и сальники насосов. Замена и добавление воды в первичном контуре производятся из бака 13 с помощью вспомогательного насоса 12. Чтобы предупредить возможность попадания в реактор случайных взвешенных твердых частиц, на трубопроводе первичного контура поставлен фильтр 14. В теплообменниках 4 образуется пар с давлением 12,5 атмосферы при температуре 255 градусов.

Вода первичного контура, проходя через реактор, приобретает некоторую активность. А в случае разрушения оболочек рабочего канала вода вступает в контакт с ураном и радиоактивность ее может стать очень большой. Для защиты обслуживающего персонала от возможных сильных облучений все элементы схемы станции, связанные с первичным контуром, установлены в помещениях с толстыми бетонными стенами.

Вторичный контур состоит из двух участков. По трубопроводу 5 пар подается в турбину 6, где, отдавая свою энергию, охлаждается. В конденсаторе 7 пар превращается в воду, а затем эта вода по участку трубопровода 8 с помощью насоса 9 перекачивается в теплообменник 4 для испарения.

Во вторичном контуре есть ответвление, с помощью которого пар можно направлять не в турбину, а в специальный пусковой конденсатор 15. Это устройство дает возможность отбирать от реактора значительную тепловую мощность даже и в том случае, если турбина 6 по каким-нибудь причинам не может работать. Охлаждение пара в кондесаторах 7 и 15 осуществляется с помощью речной воды.

Первая атомная электростанция Советского Союза размещается в трех зданиях. В главном здании (рис. 61) находится ядерный реактор, парогенераторы, насосы и оборудование для обслуживания станции. Там же размещается и пульт управления станцией. Во втором здании установлены паровая турбина с электрическим генератором, электрическое распределительное устройство, конденсатор и другое оборудование, относящееся к схеме движения пара и вторичной воды. Наконец, в третьем здании размещаются вентиляционные устройства, необходимые для выброса в трубу радиоактивных газов, выделяющихся при работе ядерного реактора.

^{Рис. 61. Главное здание советской атомной электростанции}

Посмотрим на разрез главного здания атомной электростанции (рис. 62).

^{Рис. 62. Разрез главного здания атомной электростанции:}

^{1 – ядерный реактор; 2 – насосы первичного контура; 3 – теплообменники; 4 – компенсаторы объема первичного контура; 5 – подъемный кран: 6 – электродвигатель насосов первичного контура; 7 – пульт управления атомной электростанцией; 8 – щит, регистрирующий радиоактивность в помещениях}

В центральном зале главного здания помещается «сердце» атомной электростанции – ядерный реактор 1. Его верхняя часть находится на уровне пола, что облегчает замену рабочих каналов. В этом зале находится чугунная кабина с тремя толстыми стеклянными иллюминаторами, из которой машинист управляет движением подъемного крана 5 при выемке рабочего канала из реактора. Отработанный канал переносится тем же краном в хранилище, где он будет выдерживаться до тех пор, пока его радиоактивность не станет сравнительно безопасной. Стены кабины защищают машиниста от вредного излучения.