Текст книги "Страницы истории науки и техники"
Автор книги: Владимир Кириллин
сообщить о нарушении
Текущая страница: 31 (всего у книги 34 страниц)
В заключение приведем три раздела, в которых речь будет идти о современной технике: энергетике, радиоэлектронике (в частности, лазерах и ЭВМ), исследованиях космического пространства.
Итак, энергетика, или, как теперь часто говорят, топливно-энергетический комплекс.
Энергетика – понятие очень широкое. В него входят электростанции, производящие электрическую энергию, двигатели автомобилей, тепловозов для железных дорог, речных и океанских судов и самолетов, передача электроэнергии, а также добыча, переработка и транспортировка топлива и многое другое. Мы сосредоточим внимание на электроэнергетике, т. е. электрических станциях и всем том, что связано с их работой, или, может быть, точнее сказать, на электрификации – широком использовании электрической энергии в производстве и быту.
В. И. Ленин придавал большое значение электрификации; на VIII Всероссийском съезде Советов в декабре 1920 г. им были сказаны хорошо известные слова: Коммунизм – это есть Советская власть плюс электрификация всей страны. На этом же съезде был принят Государственный план электрификации России (ГОЭЛРО), рассчитанный на 10–15 лет. Согласно этому плану, было намечено построить новые электростанции общей мощностью 1750 тыс. кВт, т. е. приблизительно в 4,4 раза больше, чем имела вся дореволюционная Россия. План ГОЭЛРО был успешно выполнен.
Рис. 49. Схема устройства ТЭС.
В настоящее время широкое развитие получили три вида электростанций: тепловые (ТЭС), работающие на органическом топливе; гидравлические (ГЭС), использующие разность уровней воды в реках, создаваемую с помощью специально сооружаемых плотин; атомные (АЭС), использующие энергию, выделяющуюся в ядерных реакциях.
Очень кратко остановимся на устройстве ТЭС, принципиальная схема которой показана на рис. 49. Топливо (уголь, мазут – продукт переработки нефти, точнее сказать, остаток, образующийся после отгонки из нефти бензина, керосина и других легких фракций, или природный газ) подается в топку котла 5 и там сжигается. За счет выделившегося при этом тепла вода нагревается и испаряется, образуется водяной пар при температуре насыщения, определяемой давлением в котле и тем более высокой, чем больше давление. Далее пар поступает в перегреватель 1, в котором его температура повышается до требуемой величины.
Рис. 50. Способ преобразования тепловой энергии в механическую в паровой турбине.
В последние десятилетия широкое применение нашли прямоточные котлы. Схема устройства прямоточного котла очень проста: он представляет собой змеевик, в один конец которого подается относительно холодная вода, а из другого конца выходит перегретый пар. Давление воды, подаваемой в прямоточный котел, часто создается выше критического (критическое давление воды составляет около 225 атм.).
Из котла (пароперегревателя) перегретый пар поступает в паровую турбину 2, назначение которой – превращать тепловую энергию пара в механическую. Как это видно из рис. 50, пар поступает в сопла турбины. Сопла, принадлежащие к статору турбины и поэтому остающиеся неподвижными, представляют собой сделанные из металла каналы, профиль которых выполнен таким образом, чтобы скорость струи пара возрастала (па выходе из сопел скорость пара нередко превышает скорость звука). Увеличение скорости струи пара происходит за счет уменьшения его тепловой энергии (при этом давление и температура пара понижаются).
Выходя с высокой скоростью из сопел, струя пара попадает на рабочие лопатки турбины, укрепленные на специальных дисках, жестко связанных с валом. Таким образом, вал турбины, диски и рабочие лопатки, вместе взятые, представляют собой вращающуюся часть турбины – ее ротор.
Проходя по каналам между рабочими лопатками, струя пара значительно снижает свою скорость. Другими словами, кинетическая энергия струи пара превращается в кинетическую энергию ротора турбины.
Важно заметить, что струя пара, теряя свою скорость, заставляет вращаться ротор турбины отнюдь не за счет удара о стенки лопаток. Напротив, конструктор турбины стремится к тому, чтобы избежать такого удара, или по крайней мере, если возможно, его уменьшить. Ротор приводится в движение единственно потому, что струя пара, протекая по криволинейному каналу между рабочими лопатками, оказывает давление на вогнутую поверхность лопаток, как показано на рисунке. Это давление есть единственная причина превращения кинетической энергии струи пара в кинетическую энергию ротора турбины.
Ротор турбины представляет собой одно целое с ротором электрического генератора. Поэтому струя пара, воздействуя на рабочие лопатки, приводит во вращение не только ротор турбины, но и жестко (с помощью муфты) связанный с ним ротор электрического генератора. Таким образом, тепловая энергия пара превращается в электрическую энергию.
Если мы снова посмотрим на схему ТЭС, то увидим, что пар, выходящий из турбины, имеющий температуру, близкую к температуре среды (около 25 °C) и давление около 0,04 атм, поступает в конденсатор 3. Протекающая по трубкам конденсатора охлаждающая вода отнимает тепло от пара, превращает его в воду (конденсат), которая с помощью питательного насоса 4 вновь подается в котел. Цикл замыкается.
Необходимо высказать несколько соображений, касающихся ТЭС. Прежде всего о топливе. Поскольку в котлах ТЭС можно использовать любое низкосортное топливо, желательно, конечно, применять здесь не продукты переработки нефти или природный газ – ценные вещества, нужные для многих других целей, – а уголь или сланцы.
Как известно, для непрерывного производства электроэнергии из тепла необходимо иметь два источника тепла: верхний, с более высокой температурой, и нижний, с более низкой температурой. Известно также, что чем больше разность температур, тем выше может быть коэффициент полезного действия (КПД) процесса превращения тепла в электрическую энергию.
Что касается низкотемпературного источника тепла, то здесь выбирать не приходится: природа дала нам такой источник в виде окружающей среды. Под низкими широтами (ближе к экватору) этот источник заметно теплее, под верхними (ближе к полюсам Земли) – холоднее.
Наоборот, верхний источник тепла в подавляющем большинстве случаев создается человеком, хотя имеются такие естественные источники тепла, как Солнце и геотермальное тепло Земли. Наиболее широко в качестве горячих источников используется тепло, образующееся в результате сжигания органического топлива, и тепло, выделяющееся в ядерных реакциях. В первом случае может быть достигнута температура в пределах 3000 К (в специальных условиях она может достигать 4000 К), во втором случае – неограниченно высокая.
Однако на самом деле температуру водяного пара перёд входом в турбину в настоящее время не поднимают выше 550 °C. Конечно, если бы увеличить начальную температуру водяного пара с 550 °C, например, до 700 °C, то теоретический (термический) КПД увеличился бы с 63,5 до 69,2 %. Но этого пока не делают. Причина заключается в том, что при повышении начальной температуры свыше 550 °C необходимо использовать другие, высококачественные, но зато значительно более дорогие металлы, особенно для таких ответственных частей турбины, как, например, рабочие лопатки, которые испытывают большие механические напряжения при высокой температуре. Увеличение КПД ТЭС при переходе к температуре пара выше 550 °C не окупает повышенных расходов на металл.
Еще один важный вопрос. Значительно выгоднее сооружать тепловые станции, которые снабжают потребителей не только электроэнергией, но и теплом. Такие электростанции называются теплоэлектроцентралями (ТЭЦ). ТЭЦ отличаются от обычных ТЭС тем, что из турбины пар выходит с температурой не 25–30 °C, как на ТЭС, а значительно более высокой: 100–150 °C (в зависимости от нужд потребителя). Конечно, в этом случае электроэнергии будет выработано меньше, но зато оставшаяся неиспользуемой в турбине тепловая энергия (например, в виде горячей воды) будет передана тепловому потребителю.
Может возникнуть такой вопрос. Почему бы не сооружать для тепловых потребителей специальные водогрейные котлы, в которых подогревать воду именно до той температуры, которая нужна потребителю? Поступать так, конечно, можно. Более того, чаще всего именно так и делается, но это очень невыгодно. При сжигании топлива только для получения тепла, например для отопления, весь «температурный напор» примерно от 1500 °C (обычная температура продуктов сгорания в таких котлах) до 100 °C (температура воды, нужная тепловому потребителю) теряется, хотя он мог бы быть частично использован (от 550 до 100 °C) для выработки электроэнергии.
Действительно, КПД хорошей ТЭС близок всего лишь к 40 %, в то время как коэффициент использования тепла[358]358
Под КПД понимается отношение выработанной электроэнергии (или механической работы) ко всему затраченному теплу, а под коэффициентом использования тепла – отношение, числителем которого является сумма выработанной электроэнергии и полезно израсходованного тепла, а знаменателем – все израсходованное для этого тепло.
[Закрыть] на ТЭЦ достигает 60–70 %. В Советском Союзе построено большое число ТЭЦ, их общая мощность превышает 50 млн. кВт.
Чем выше давление пара, поступающего в сопла турбины тем, при той же температуре выше КПД ТЭС (или ТЭЦ). Именно поэтому за последние десятилетия широкое использование получил пар сверхвысокого давления (порядка 240 атм).
И наконец, во многих, если не во всех, отраслях техники проглядывается общая тенденция: увеличение мощности отдельных агрегатов. Это в полной мере относится и к теплоэнергетике. 300, 500, 800, 1200 тыс. кВт – таков рост мощности турбогенераторов за последние 30 лет, а вместе с ними паровых котлов и другого оборудования. Тенденция эта вполне оправданна. С ростом мощности отдельных агрегатов растет их КПД и, что, пожалуй, самое главное, снижается величина удельных капитальных вложений.
Перейдем теперь к ГЭС. Принцип работы ГЭС (рис. 51) прост и хорошо известен. Самым важным и самым дорогостоящим элементом ГЭС является плотина, которая и создает необходимую разность уровней воды. Подвод воды с верхнего бьефа к лопастям гидравлических турбин, устанавливаемых всегда на нижнем бьефе, происходит либо через каналы, выполненные в теле плотины (см. рис. 51), либо через специальные трубопроводы. Струя воды на входе в турбину, обладающая всегда большой скоростью (за счет уменьшения ее потенциальной энергии), поступает на лопасти турбины. Ротор гидравлической турбины связан с ротором электрического генератора. Они составляют в совокупности ротор гидротурбогенератора, приводимого во вращательное движение под воздействием струи воды, поступающей на лопасти турбины. Так же как и в паровых турбинах, конструкторами принимаются меры к тому, чтобы избежать удара (или по крайней мере его снизить) струи воды о лопасти турбины.
Рис. 51. Схема устройства ГЭС.
Гидроэнергия, как и многое другое на Земле, имеет солнечное происхождение: вода совершает свой круговорот за счет энергии Солнца. Поэтому гидроэнергия относится к числу восполняемых источников энергии, к которым нельзя отнести органическое и ядерное топливо. Гидростанции особенно эффективны тогда, когда они сооружаются в целях решения не только энергетических, но также сельскохозяйственных, рыбохозяйственных и транспортных задач. В Советском Союзе, располагающем большими гидроресурсами, развернуто широкое гидростроительство, построены крупнейшие в мире ГЭС: Братская на р. Ангаре (мощность около 4,5 млн. кВт), Красноярская на р. Енисее (мощность 6 млн. кВт), заканчивается строительство еще более мощной ГЭС на р. Енисее – Саяно-Шушенской.
Теперь уже строительство новых, все более мощных атомных электростанций (АЭС) ни у кого не вызывает удивления, рассматривается как обычное дело, а между тем освобождение и использование ядерной энергии является одним из наиболее крупных событий XX в. К сожалению, это великое открытие было использовано не только в мирных, но и в военных целях. Мир узнал о нем из сообщений о взрывах американских атомных бомб над японскими городами Хиросима и Нагасаки 6 и 9 августа 1945 г.
Мы скажем здесь очень кратко о физических основах атомной энергетики и об устройстве АЭС. Еще в конце 30-х годов XX в. было установлено, что ядро атома изотопа урана с атомным весом 235, 235U, под воздействием нейтрона делится на осколки и что этот процесс сопровождается большим энерговыделением. Естественно, это открытие не осталось без внимания.
Мы не имеем возможности описывать в хронологическом порядке, как дальше развивались события, а сразу же перейдем к рассмотрению физических процессов, происходящих в атомном реакторе. Деление ядра 235U происходит, как уже сказано, под действием нейтрона (в результате попадания нейтрона в ядро). Чрезвычайно важно, что при делении ядра число испускаемых нейтронов больше единицы. Для ядра 235U, если в него попадает так называемый замедленный, или тепловой, нейтрон, это число в среднем составляет 2,46. Это значит, что может быть осуществлена цепная, развивающаяся реакция. Это значит также, что должны быть приняты меры против бесполезной утечки нейтронов.
Природный очищенный от примесей уран состоит почти исключительно из двух изотопов: 235U и 238U, причем 235U в природном уране содержится только 0,7 %, а 238U – 99,3 %. Особую ценность, по крайней мере теперь, представляет 235U, так как он является единственным известным само расщепляющимся ядерным топливом, встречающимся в природе. При делении 1 кг 235U выделяется огромная энергия (тепло), равная энергии (теплу), которая образовалась бы при сжигании 2,7·106 кг условного топлива, т. е. топлива, имеющего теплотворную способность 7000 ккал/кг. Другими словами, 1 г 235U энергетически эквивалентен 2,7 т условного топлива (2,7 т у. г.).
Существуют два типа принципиально отличных друг от друга ядерных реакторов: работающие на тепловых нейтронах и работающие на быстрых нейтронах. В реакторах на тепловых нейтронах образовавшиеся в процессе ядерной реакции, обладающие высокой энергией и поэтому называемые быстрыми нейтроны искусственно замедляются, их энергия делается приблизительно в 100 раз меньше. Они могут, как уже говорилось, вызывать распад ядер атомов 235U, но только в малой мере воздействовать на ядра атомов 238U, преобразуя их в количестве всего лишь около 1 % в плутоний, 239Pu. Последний в природе практически не встречается и, следовательно, является искусственным, созданным человеком элементом, близким по своим свойствам к 235U.
Следовательно, в реакторе на тепловых нейтронах используется весь 235U и около 1 % 238U, т. е, около 2 % природного урана.
Для того чтобы быстрые нейтроны превратить в тепловые, используются так называемые замедлители нейтронов, которыми могут служить графит, обычная или тяжелая вода. Замедление нейтронов происходит в результате их столкновений с ядрами замедлителя. При этом нейтроны не только замедляются (что и требуется), но частично поглощаются (что уже плохо).
Читатель может задать такой вопрос: что было бы, если нейтроны, полученные при делении ядра 235U, искусственно не замедлять, а сохранить их высокую энергию? Так поступить можно. Так и поступают в реакторах па быстрых нейтронах. Причем в принципе в этом случае возможно полностью использовать весь природный уран: 235U, как и в реакторах, работающих на тепловых нейтронах, а также и 238U (не будем забывать, что его в природном уране 99,3 %!), который под действием быстрых нейтронов сначала преобразуется в плутоний, 239Pu, и который по своим свойствам, как говорилось, близок к 235U и поэтому также используется для получения тепла.
Естественно, может возникнуть второй вопрос: зачем же специально замедлять быстрые нейтроны, заранее зная, что с их помощью можно использовать в энергетических целях полностью только изотоп урана 235U и в весьма малой доле изотоп урана 238U, тогда как с помощью быстрых, не замедленных нейтронов можно (по крайней мере теоретически) использовать весь природный уран?
Действительно, на первый взгляд может показаться, что искусственное замедление быстрых нейтронов ничего хорошего не дает. На самом же деле это шаг вынужденный. Дело заключается в том, что создание и эксплуатация реактора на быстрых нейтронах существенно сложнее, чем реактора на тепловых нейтронах, и не все проблемы на этом пути должным образом решены. Назовем хотя бы некоторые из них.
Для того чтобы успешно эксплуатировать реакторы на быстрых нейтронах, надо прежде всего решить некоторые сложные проблемы материаловедческого характера. Облучение материала быстрыми нейтронами приводит к тому, что атомы облучаемых материалов выбиваются из их фиксированных положений в кристаллической решетке, в результате чего материал теряет свои прочностные и некоторые другие свойства. Следовательно, необходимо создавать новые материалы, более приспособленные к работе в интенсивном нейтронном пучке.
Кроме того, для предохранения быстрых нейтронов от замедления в зоне их существования ни в коем случае нельзя использовать материалы и вещества, сколько-нибудь заметно поглощающие нейтроны или снижающие их энергию. В частности, именно по этой причине в реакторах на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя нельзя использовать обычную воду, довольно активно замедляющую нейтроны. Приходится отыскивать для этой пели другие вещества. В большинстве, если не во всех, действующих реакторов на быстрых нейтронах роль теплоносителя исполняет жидкий натрий, гораздо слабее чем вода поглощающий и замедляющий нейтроны. Замена воды на жидкий натрий, технически вполне возможная, отнюдь не упрощает дела.
Есть и другие трудности, задерживающие начало широкого строительства реакторов на быстрых нейтронах. Одна из них заключается в следующем. Поскольку, как уже говорилось, плутоний в естественных условиях на Земле не встречается, нужно, чтобы уже работающие реакторы на быстрых нейтронах нарабатывали плутоний для последующих, намечаемых к строительству реакторов. Причем делать это они должны быстро, с тем чтобы обеспечить программу строительства АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. Темп наработки плутония в реакторах принято выражать временем удвоения – временем, в течение которого количество делящегося вещества (плутония) по отношению к первоначальной загрузке его в реактор удвоится. Сократить время удвоения плутония – такова задача.
Конечно, читатель может спросить: почему бы для первоначальной загрузки реактора не использовать вместо плутония 239Pu, изотоп урана 235U, который существует в природе и может быть добыт в нужном количестве? На этот вполне законный вопрос можно ответить так. Дело в том, что при делении ядра атома 239Pu излучается больше нейтронов, чем при делении ядра атома 235U (в среднем 3,0 против 2,46), и поэтому коэффициент воспроизводства топлива существенно выше при первоначальной загрузке 239Pu.
Вопрос о широком применении реакторов на быстрых нейтронах мы закончили бы так. Реакторы этого типа являются высокоэффективными, и можно думать, что в ближайшее время, после решения некоторых пока еще не до конца решенных вопросов их производства и эксплуатации, АЭС с реакторами на быстрых нейтронах найдут широкое использование.
Прежде чем перейти к рассмотрению схем некоторых типов АЭС, хотелось бы кратко остановиться на еще одном важном вопросе. Учитывая, что при каждом делении ядра 235U или 239Pu один из образующихся при этом нейтронов расходуется на продолжение цепной реакции, часть нейтронов поглощается конструкционными материалами, а в реакторах на тепловых нейтронах еще и замедлителем, необходимо всемерно уменьшать утечку нейтронов. При этом, как и во многих других случаях, большое значение имеет геометрический фактор: отношение поверхности, в данном случае активной зоны реактора, к ее объему.
Чем меньше объем пространства, тем больше отношение поверхности этого пространства к его объему. Например, для куба с ребрами 3 м это отношение составляет 54/27=2, а для куба с ребрами 2 м – 24/8=3. Эта простая истина имеет в технике большое значение. Чем больше объем активной зоны реактора, тем больше в единицу времени образуется нейтронов. Чем больше поверхность, тем, естественно, больше и утечка нейтронов. Но с ростом объема отношение поверхности к величине объема уменьшается. Поэтому с ростом объема, в котором происходит ядерная реакция, утечка нейтронов по абсолютному значению растет, а по относительному значению (выраженная в процентах, например, к числу образующихся за то же время нейтронов) уменьшается. Из этого заключения следует, что существует минимальный, именуемый критическим, объем, при котором утечка нейтронов не превышает максимально допустимой, и, значит, возможна, цепная ядерная реакция. Если же объем меньше критического, цепная ядерная реакция протекать не будет.
В этом, кстати говоря, и заключается принципиальная основа атомной бомбы. Чтобы произвести ядерный взрыв, нужно соединить в одно целое несколько кусков делящегося материала, например 239Pu. Общий объем делящегося материала превысит критический, а масса его – критическую массу, начнется саморазвивающаяся ядерная реакция, произойдет взрыв.
На АЭС ядерного взрыва произойти фактически не может, так как ядерная реакция здесь в отличие от атомной бомбы управляется с помощью так называемых компенсирующих стержней, сделанных из материала, являющегося сильным поглотителем нейтронов, например из карбида бора. Извлечение стержней из зоны, где протекает ядерная реакция, или, наоборот, погружение в эту зону соответственно усиливает или ослабляет реакцию.
Если число возникающих и расходуемых, поглощаемых и теряемых в результате утечки нейтронов одинаково, то мощность реактора будет оставаться неизменной. Он' будет работать в установившемся режиме. Это достигается с помощью компенсирующих стержней.
Нельзя сказать, что в ядерной реакции, протекающей с искусственным замедлением нейтронов, 238U не используется вовсе. Поскольку замедленные нейтроны ядрами 238U поглощаются и процесс преобразования 238U в 239Pu все же происходит, в ядерной реакции с замедленными нейтронами может быть использовано на тонну природного урана 7 кг 235U (весь 235U) и примерно 10 кг 238U (всего лишь около 1 % 238U).
Рассмотрим теперь две схемы АЭС: 1) работающих на замедленных, тепловых нейтронах и 2) работающих на быстрых нейтронах.
Существует несколько типов атомных реакторов на тепловых нейтронах. Они различаются между собой главным образом в зависимости от того, какие вещества используются в качестве замедлителя нейтронов и теплоносителя, с помощью которого производится отвод тепла, образовавшегося в результате ядерной реакции. Имеются содо-водяные реакторы (в этом случае обычная вода служит и замедлителем и теплоносителем), уран-графитовые реакторы (замедлитель – графит, теплоноситель – обычная вода), газографитовые реакторы (замедлитель-графит, теплоноситель – газ, обычно СO2), тяжеловодные реакторы (замедлитель – тяжелая вода, теплоноситель – либо обычная вода, либо тяжелая вода).
Мы рассмотрим схему АЭС с наиболее распространенным водоводяным реактором, или, как его кратко называют, ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор). Принципиальная схема АЭС этого типа представлена на рис. 52. Реактор представляет собой толстостенный сосуд, рассчитанный на высокое давление. В нем размещены: твэлы – тепловыделяющие элементы, состоящие из сердечника, содержащего в качестве основного «материала» ядерное топливо, и оболочки, герметически отделяющей сердечник от теплоносителя, и объединенные в кассеты (так называемые сборки); компенсирующие стержни, с помощью которых, как уже говорилось, осуществляется управление реактором; вода, протекающая через реактор, служащая одновременно и замедлителем нейтронов и теплоносителем. Они составляют активную зону реактора.
Рис. 52. Схема устройства АЭС с водоводяным реактором.
Активная зона защищена снаружи не показанным на схеме отражателем нейтронов, назначение которого – вернуть в активную зону «выскочившие» из нее нейтроны. Кроме того, любой реактор имеет, так называемую, биологическую защиту (также не показанную на рисунке), которая должна резко уменьшить (практически ликвидировать) его радиоактивное излучение.
Вода, непрерывно циркулирующая через активную зону реактора, исполняя свое назначение теплоносителя, воспринимает тепло от твэлов, поступает в теплообменник-парогенератор и передает тепло воде второго контура, превращая ее в пар. Из сказанного ясно, почему схему такого рода АЭС называют двухконтурной.
Рис. 53. Схема устройства АЭС с реактором на быстрых нейтронах.
У читателя, может быть, возникнет вопрос: можно ли испарить воду второго контура за счет тепла, передаваемого водой первого контура, учитывая, что температура воды первого контура по условиям теплообмена должна быть выше температуры воды второго контура и в то же время в первом контуре все время вода остается в жидком состоянии, а во втором – более холодная вода испаряется?
Оказывается вполне возможно. И даже весьма просто. Вспомним, что температура парообразования, т. е. температура, выше которой вода существовать не может, зависит от давления. Так, например, при давлении 0,04 абсолютных атмосферы (ата) – это как раз обычное давление пара в конденсаторе (см; рис. 49) – температура парообразования (конденсации) равна 29 °C, при давлении 1 ата температура парообразования равна 99,6 °C, при давлении 160 ата – уже 347,3 °C. Поэтому если давление воды в первом контуре выше, чем во втором, воду второго контура можно превратить в пар за счет тепла, отдаваемого водой первого контура. Так практически и поступают. В водо-водяном реакторе мощностью 1 млн кВт, установленном на Нововоронежской АЭС, давление воды первого контура избрано 160 ата, а давление воды второго контура – 60 ата. Температуры парообразования равны соответственно 347,3 и 275,6 °C.
Из теплообменника-парогенератора пар поступает в турбину, и дальше все происходит так же, как на ТЭС (см. рис. 49), и поэтому в дополнительных объяснениях пет нужды.
Следовательно, ТЭС и АЭС отличаются «только» агрегатами, производящими водяной пар: на ТЭС это паровой котел, источником тепла для которого служит органическое топливо, а на АЭС это прежде всего ядерный реактор (в нашем случае реактор и теплообменник-парогенератор). Но это принципиальное различие.
На схеме устройства АЭС с водоводяным реактором (см. рис. 52) блок ядерный реактор и теплообменник-парогенератор выделен оконтуривающей линией. Это сделано для того, чтобы показать принципиальные различия между схемами ТЭС и АЭС.
Следует заметить, что вне пределов оконтуривающей линии практически радиоактивности нет. В этом и есть основное назначение создания двухконтурной схемы.
На рис. 53 представлена одна из возможных схем устройства АЭС с реактором на быстрых нейтронах.
Используя этот тип реактора (именуемого также реактором-размножителем или бридером), можно, как уже говорилось, гораздо полнее использовать природное ядерное горючее.
В Советском Союзе (после проведения опытных работ на установках относительно малой мощности) первый крупный атомный реактор на быстрых нейтронах мощностью 350 мВт, БН-350, был введен в действие в 1973 г. в г. Шевченко на берегу Каспийского моря. На Белоярской АЭС (па Урале) введен в действие реактор на быстрых нейтронах – БН-600 – мощностью 600 мВт. Работы в этом направлении продолжаются.
Возвращаясь к схеме устройства АЭС с реактором на быстрых нейтронах, мы можем заметить, что часть схемы, специфичная для атомной станции и также оконтуренная здесь специальной линией, сложнее, чем в предыдущем случае, т. е. для схемы АЭС с реакторами типа ВВЭР на тепловых нейтронах. Действительно, в данном случае схема является трехконтурной, тогда как в предыдущем была двухконтурной. В соответствии с этим в предыдущей схеме было два теплоносителя: «реакторная», радиоактивная, вода и вода (водяной пар) не радиоактивная.
В данном случае приходится иметь дело с тремя теплоносителями: радиоактивным жидким металлом (обычно натрием), омывающим твэлы и забирающим от них тепло; менее радиоактивным (но все-таки еще радиоактивным) жидким металлом, являющимся промежуточным теплоносителем между жидким металлом первого контура и водой, нагревающейся и превращающейся в пар в парогенераторе (см. рис. 53). Вода – третий по-порядку теплоноситель – практически нерадиоактивна.
Остальная часть схемы за пределами контура обычна для ТЭС и АЭС.
Есть основания полагать, что АЭС с реакторами на быстрых нейтронах найдут широкое использование в ближайшие годы.
В Советском Союзе атомная наука и энергетика развиваются успешно, высокими темпами. Большая заслуга в этом принадлежит Игорю Васильевичу Курчатову (1902–1960), Анатолию Петровичу Александрову (р. 1903) и многим другим советским ученым и инженерам.
Теперь необходимо остановиться на имеющихся на Земле энергетических ресурсах, прежде всего па ресурсах органического топлива – угля, нефти, природного газа, горючих сланцев. Естественно возникает вопрос: надолго ли этих ресурсов хватит человечеству? Для того чтобы ответить на него, надо знать ресурсы топлива на Земле и годичное потребление его всеми странами мира.
Большинство специалистов, оценивая общие прогнозные запасы органического топлива на Земле, называет цифру, близкую к 1013 т у. т., т. е. 10 трлн, т у. т., причем доля угля и горючих сланцев, вместе взятых, составляет более 80 %. Но оказывается, что не все эти запасы могут быть извлечены из земных или морских глубин. Коэффициент извлечения зависит от вида топлива, характера месторождения и техники добычи: для нефти он в пределах 30–40 %, для природного газа 80 %, для угля и сланцев около 50 %. Такое низкое значение коэффициента извлечения для угля принято потому, что среди его месторождений имеется много тонких пластов, лежащих глубоко под землей.
Специалистами принят средний коэффициент извлечения 0,5. Другими словами, вместо общего прогнозного запаса органического топлива 1013 т у.т. нужно рассматривать общие прогнозные извлекаемые запасы топлив 51012 т у. т.
Что касается потребления органического топлива всеми странами мира в год, ответ дает статистика: известно, что эта цифра составляет около 10 млрд, т у. т/год. Но потребление органического топлива с каждым годом растет, необходим прогноз потребления, например, на 2000 г. Эта задача оказывается труднее. Лет 10 назад предполагалось, что потребление органического топлива всеми странами мира будет составлять 15–20 млрд, т у.т./ /год. За последние 2–3 года произошли существенные изменения: многие специалисты считают, что на уровне 2000 г. надо ожидать, что мировая потребность составит 13–17 млрд, т у. т./год, а далее, возможно, будет снижаться вследствие все большего использования атомной и других видов энергии.
