Ефим Балабанов - Ядерные реакторы

Активная зона представляет собой цилиндр диаметром и высотой 0,6 метра. Через активную зону прокачивается теплоноситель в количестве, достаточном для отвода 60 тысяч киловатт тепловой мощности. В качестве теплоносителя выбран натрий с некоторым добавлением калия для понижения точки плавления. Контур охлаждения будет целиком выполнен из нержавеющей стали. В схеме предусмотрен теплообменник, в котором тепло первичного теплоносителя передается вторичному, также состоящему из натриево-калиевого сплава. Вторичный теплоноситель не должен быть радиоактивным, поэтому между реактором и теплообменником находится защита от нейтронов, выполненная в виде графитовой стены толщиной 1,2 метра, окружающая бак с реактором. Графит содержит бор в количестве, достаточном для поглощения нейтронов после их замедления.

Графит и бак реактора расположены на стальной раме, установленной на бетонное основание, образующее часть биологической защиты. В целом защита представляет собой бетонный бак с внешним диаметром 27,5 метра и высотой 14 метров. Даунрийский реактор будет заключен в сферу диаметром 41 метр, изготовленную из стальных листов толщиной около 2,5 сантиметра. На рис. 76 приведена фотография строительства сферы второй английской атомной электростанции.

В январе 1956 года во Франции, в Маркуле, был пущен первый в стране энергетический реактор G-1. Этот реактор имеет газовое охлаждение (рис. 77).

Атомное горючее состоит из 100 тонн естественного урана, содержащегося в 2700 тепловыделяющих стержнях. Замедлителем служит графит. Кроме электроэнергии, реактор будет вырабатывать плутоний — около 13 килограммов в год. Тепловая мощность реактора — 40 тысяч киловатт, а электрическая — 5 тысяч киловатт. Малый коэффициент полезного действия объясняется низкой температурой газового теплоносителя на выходе из реактора — всего около 220° C. Естественно, что реактор нельзя рассматривать как атомную электростанцию, поскольку ее мощность недостаточна, чтобы обеспечить потребление энергии циркуляционных газовых насосов (около 5,6 тысячи киловатт). Основное назначение этой станции состоит в том, чтобы приобрести технический опыт, на котором можно было бы разработать проект промышленной атомной электростанции. Проект такой станции разрабатывается французским комиссариатом по атомной энергии; ее предполагается построить в Маркуле. В каждом из двух реакторов этой атомной электростанции в качестве горючего используется 100 тонн естественного урана. Замедлителем служит графит, теплоносителем — углекислый газ. Проектная электрическая мощность атомной электростанции — 40 тысяч киловатт. Кроме электроэнергии, два реактора электростанции будут производить около 100 килограммов плутония в год. Пуск станции предполагается в 1957 году.

В Канаде, в 150 милях от Оттавы, намечено построить первую канадскую атомную электростанцию. Схема реактора электростанции (реактор NPD) приведена на рис. 78.

В качестве замедлителя и теплоносителя будет применена тяжелая вода под давлением. На территории, занимаемой станцией, будут размещены реактор с парогенератором и насосом, перерабатывающий ядерное горючее завод и турбогенераторы. Реактор и парогенераторы помешаются в бетонированном котловане. Отдельная зашита ставится между реактором и парогенератором. Активная зона реактора заключена в цилиндрический сосуд с полусферическим дном. Тяжелая вода используется в реакторе в двух контурах: в контуре теплоносителя и контуре замедлителя. Теплоноситель из реактора поступает в парогенераторы, где отдает свое тепло, образуя сухой насыщенный пар. Замедлитель проходит через специальный теплообменник, где он охлаждается обычной водой. В реакторе NPD не будет регулирующих стержней. Реактивность аппарата будет поддерживаться на определенном уровне с помощью изменения количества замедлителя в системе. Строительство атомной станции в Канаде должно быть завершено в 1958 году.

В Соединенных Штатах Америки впервые преобразование ядерной энергии в электрическую было произведено на уже описанном в предыдущей главе опытном размножающем реакторе EBR. Основной целью сооружения этого реактора было экспериментальное исследование принципов системы размножающего реактора на быстрых нейтронах. Поэтому не было обращено внимание на получение достаточно высокого коэффициента полезного действия установки. Этот коэффициент был равен приблизительно 17 процентам, и от реактора с тепловой мощностью 1400 киловатт получалось не больше 200 киловатт электрической энергии. Схема реактора EBR приведена на рис. 79.

Тепло от натриевого теплоносителя передается в теплообменнике вторичному, тоже натриевому, теплоносителю. Вторичный теплоноситель поступает в парогенератор, где образуется сухой пар при давлении 28 атмосфер. Циркуляция металла в первичном и вторичном контурах осуществляется с помощью специальных электромагнитных насосов. Общее расположение аппаратуры размножающего реактора EBR показано на схеме рис. 80.

Основываясь на опыте работы реактора EBR, американцы строят второй экспериментальный размножающий реактор — EBR-II тепловой мощностью 60 тысяч киловатт, который должен быть закончен в 1958 году. Как видно из рис. 81, весь реактор вместе с электромагнитным насосом первого контура, первичным теплообменником и хранилищем для тепловыделяющих элементов (на рисунке не показано) погружается в большой бак, наполненный жидким натрием.