0 просмотров
Рейтинг статьи
1 звезда2 звезды3 звезды4 звезды5 звезд
Загрузка...

Ядерный двигатель для космоса принцип работы

Реализованные проекты

из Очерка истории ГНЦ РФ–ФЭИ (1946–2006 гг.)
А.П. Сорокин, Л.И. Кудинова, Ю.В. Фролов

В 1990-е годы американцы были поражены, когда выяснилось, что единственные в мире ядерные энергетические установки, выведенные в космос, созданы не в Курчатовском институте (где их разработки не были доведены до летных испытаний), а в Обнинске, в Физико-энергетическом институте. В США работали над решением тех же задач и знали, что это – установки наивысшей сложности, так как они объединяют в себе две самые технически сложные отрасли: космическую и реакторную.

Ядерные ракетные двигатели (ЯРД)

Работы по созданию ядерных реакторов для летательных аппаратов были начаты в Лаборатории «В» в начале 1950-х годов. Первыми такими установками стали ядерные ракетные двигатели (ЯРД) с большой силой тяги, использующие водород в качестве рабочего тела.

Инициаторами работ по ракетным двигателям были молодые и талантливые ученые И.И. Бондаренко и В.Я. Пупко. Подчеркнем, что эти двое, вчерашние выпускники МГУ, всего пару лет назад появившиеся в Лаборатории «В», стали заниматься разработкой своей идеи по своей же собственной инициативе, на первых порах – в свое свободное время, т. е. по вечерам и по ночам, невзирая на крайнюю загруженность основной работой. Вот так и было положено начало работам «по космосу» в институте. Они же выполнили первые оценочные характеристики ЯРД для баллистических ядерных ракет. Расчеты были проведены для водородного теплоносителя и других, более тяжелых рабочих тел (аммиак, спирт и др.). Эти оценки были в дальнейшем систематизированы в отчете «Баллистическая атомная ракета», выпущенном в 1954 г.

Руководство ФЭИ (вначале работы по ЯРД возглавлял Д.И. Блохинцев, а после его ухода – А.И. Лейпунский) подхватило идею и организовало обсуждение проекта ЯРД на самом высоком уровне; в нем участвовали А.П. Завенягин, С.П. Королев, В.П. Глушко, М.В. Келдыш, А.М. Люлька.

Предложенный ядерный ракетный двигатель мог создавать тягу на Земле около 200 тонн, при этом реактор использовался двухзонный, гомогенный. Выходная температура рабочего тела – водорода – перед соплом должна была составлять порядка 3000 К. Главное возражение ракетчиков вызвало использование водорода, который в жидком состоянии обладает аномально низкой плотностью и поэтому требует применения больших баков. К тому же водород в баках надо поддерживать в криогенном состоянии, что непросто. В ФЭИ были сделаны достаточно убедительные оценки веса и размеров баков и всей ракеты в целом и показана большая перспективность водорода в качестве рабочего тела ракет. ФЭИ настаивал на выборе именно этого рабочего тела для ЯРД, где это особенно перспективно, поскольку атомы водорода не смешиваются с более тяжелыми атомами кислорода в камере сгорания, как это требуется для обычных ракет. Тем не менее по настойчивому требованию ракетчиков были организованы совместные проработки ЯРД и баллистических ракет с традиционными рабочими телами (аммиак, гидразин, спирт и др.). В результате эти исследования лишь подтвердили правильность выбора водорода в качестве рабочего тела ЯРД.

Период разработки и испытаний – 1961–1984 гг.

  • Тепловая мощность – 42 МВт
  • Удельный импульс – 870 с
  • Расход водорода – 2 кг/с
  • Температура водорода на выходе – 2600 К

В 1956–1965 гг. в ФЭИ совместно с ОКБ-456 (В.П. Глушко) и НИИ-1 (М.В. Келдыш) были рассмотрены варианты двигательных и испытательных реакторов с различными замедлителями и выработаны оптимальные способы и пути решения проблемы разработки ЯРД. Позднее, стремясь к применению минимальной по масштабу ракеты небольшой тяги, ученые ФЭИ начали проработки малогабаритных гетерогенных реакторов с гидридом циркония в качестве замедлителя и бериллиевым отражателем, в которых каналы с твэлами отделялись от замедлителя мощной волокнистой термоизоляцией из графита. Именно такого типа реакторы на тягу 3,6 тонны (ИР-100, или более позднее название ИРГИТ) в конце 1970-х – начале 1980-х годов прошли огневые испытания на стендовой базе «Байкал» около г. Семипалатинска. Эти испытания показали весьма обнадеживающие результаты.

Другим направлением разработок ядерных двигателей для летательных аппаратов в ФЭИ явились начатые в 1954 г. исследования по возможности создания авиационных ядерных силовых установок (АЯСУ) с жидкометаллическим теплоносителем (натрий, литий) в реакторном контуре. То есть речь уже шла об установке реакторов на самолетах. Первые расчеты такой установки были представлены в 1954 г. и направлены разработчикам авиационной техники. В дальнейшем были проведены различные проработки авиационных установок для экспериментального самолета ТУ-119 (на базе стратегического бомбардировщика ТУ-95), противолодочного самолета АН-22 и других, создан ряд предэскизных проектов. Однако, когда в ОКБ А.Н. Туполева была проведена проработка проекта самолета ТУ-95 с такой установкой, затраты на его создание были оценены в размере 1 миллиарда рублей, поэтому из-за высокой стоимости в финансировании работ было отказано.

Бортовые космические ЯЭУ

Еще более важным направлением работ стало создание бортовых космических ЯЭУ. Исследования по этой проблеме в ФЭИ начались в 1956 г., когда стало известно, что в ОКБ-1 (С.П. Королев) разрабатывается ракета-носитель Р-7, способная вывести на орбиту искусственного спутника Земли относительно большой груз. У сотрудников ФЭИ во главе с И.И. Бондаренко возникла идея о возможности запуска в космос спутника, имеющего на борту ЯЭУ. Идея была поддержана А.И. Лейпунским. С.П. Королев также поддержал это предложение и включил пункт о разработке космической ЯЭУ в Постановление ЦК КПСС и СМ СССР по созданию мощной ракеты-носителя, предназначенной, в частности, для полета на Луну. ФЭИ был назначен научным руководителем работ. После проработок ЯЭУ с машинным преобразованием энергии (ртутный и калиевый пар, газотурбинная схема) и других вариантов предпочтение было отдано схеме прямого преобразования с полупроводниковыми элементами.

Космическая термоэлектрическая установка ЯЭУ БУК

Космическая термоэлектрическая установка получила наименование ЯЭУ БУК. Для нее был разработан малогабаритный ядерный реактор на быстрых нейтронах с находящимся вне реактора термоэлектрическим генератором на полупроводниках. Активная зона реактора заключена в тонкий шестигранный корпус, в котором устанавливались в плотной упаковке 37 твэлов. Каждый содержал блочки из уран-молибденового сплава и торцевые бериллиевые отражатели. За корпусом размещался бериллиевый отражатель, в котором параллельно перемещались бериллиевые стержни – органы регулирования. Отражатель был выполнен в виде отдельных деталей, стянутых тремя стальными лентами; при аварийном вхождении в атмосферу из космоса эти ленты перегорают и отражатель разваливается. Физика реактора отрабатывалась в ФЭИ на специально созданном критическом стенде, а твэлы испытывались на ресурс в ампульном канале реактора Первой АЭС.

Первые летные испытания состоялись 3 октября 1970 г. на космическом аппарате «Космос-367». Всего было выполнено 33 запуска ЯЭУ БУК в космос на околоземные орбиты в составе космических аппаратов боевой системы военно-морской космической разведки. Каждая установка проработала разное время на орбитах на высоте 280-240 километров (апогей-перигей) и выработала полезную электрическую мощность 2,3-2,5 кВт. Максимальный наработанный ресурс у одной установки составил 135 суток. Последний космический аппарат с ЯЭУ БУК («Космос-1933») был запущен на орбиту искусственного спутника 15 марта 1988 г., после чего запуски прекращены.

Термоэмиссионный реактор-преобразователь на промежуточных нейтронах ТОПАЗ

Параллельно в институте были проведены широкие исследования по созданию реактора-преобразователя с более перспективным – термоэмиссионным – принципом прямого преобразования энергии. Термоэмиссионное преобразование по сравнению с термоэлектрическим позволяет увеличить КПД, повысить ресурс и улучшить массогабаритные характеристики энергоустановки и космического аппарата в целом. В результате в ФЭИ был создан первый в мире термоэмиссионный реактор-преобразователь на промежуточных нейтронах ТОПАЗ.

Читать еще:  Бмв двигатель м40 плавают обороты

Разработка термоэмиссионных ядерных установок началась в 1958 г., когда стало известно о готовящихся в Лос-Аламосской национальной лаборатории США реакторных экспериментах с одноэлементными образцами электрогенерирующих элементов. У истоков развития проблемы термоэмиссии в СССР также стояли И.И. Бондаренко и В.Я. Пупко, сумевшие заинтересовать этой задачей группу энтузиастов в ФЭИ и за его пределами (ПО «Красная Звезда», «Энергия» и др.). Большой вклад в становление этого направления, в создание термоэмиссионной ЯЭУ ТОПАЗ, научно-исследовательской и испытательной базы для нее внес А.И. Лейпунский.

Для ресурсных испытаний электрогенерирующих каналов в 1962 г. в реакторе Первой АЭС была создана и стала эксплуатироваться «петля прямого преобразования». Для проведения наземных энергетических испытаний термоэмиссионных ЯЭУ в ФЭИ был сооружен уникальный испытательный стенд, оснащенный всеми системами для испытаний полноразмерных установок (вакуумная камера, отделение дистанционной резки, стапель сборки реактора и стапель общей сборки ЯЭУ в целом и др.).

Первый летный образец ЯЭУ ТОПАЗ был запущен в космос в качестве бортового источника электропитания на спутнике «Космос-1818» 2 февраля 1987 г. Ядерная энергоустановка проработала в космосе около полугода, до исчерпания имеющегося на борту запаса цезия. Второй образец ТОПАЗ (на «Космосе-1876») был запущен 10 июля 1987 г. на безопасную орбиту 813/797 км. Он проработал на этой орбите около года, также до исчерпания запаса цезия. Эти летные испытания, ставшие первыми (и единственными) в мире испытаниями ЯЭУ термоэмиссионного типа, были весьма высоко оценены мировой общественностью.

Расчетно-теоретические и экспериментальные исследования физики реакторов-преобразователей и защиты космических ЯЭУ проводились в отделении В.Я. Пупко. Конструкторско-технологические и материаловедческие разработки термоэмиссионных электрогенерирующих каналов и их изготовление проведены в отделении В.А. Малыха, а работы по теплофизике и жидкометаллическому теплоносителю – в отделении В.И. Субботина. Большой вклад в создание космических ЯЭУ внесли А.А. Абагян, П.М. Бологов, А.А. Визгалов, И.М. Гусаков, А.И. Ельцов, И.П. Засорин, А.В. Зродников, В.И. Ионкин, И.В. Истомин, В.А. Линник, Ф.П. Раскач, Э.А. Стумбур, А.П. Трифонов, Ю.С. Юрьев и многие другие.

Принцип действия атомного реактора.

При распаде урана U 235 происходит выделение тепла, сопровождаемое выбросом двух-трех нейтронов. По статистическим данным – 2,5. Эти нейтроны сталкиваются с другими атомами урана U 235 . При столкновении уран U 235 превращается в нестабильный изотоп U 236 , который практически сразу же распадается на Kr 92 и Ba 141 + эти самые 2-3 нейтрона. Распад сопровождается выделением энергии в виде гамма излучения и тепла.

Это и называется цепная реакция. Атомы делятся, количество распадов увеличивается в геометрической прогрессии, что в конечном итоге приводит к молниеносному, по нашим меркам высвобождению огромного количества энергии – происходит атомный взрыв, как последствие неуправляемой цепной реакции.

Однако в ядерном реакторе мы имеем дело с управляемой ядерной реакцией. Как такая становится возможной – рассказано дальше.

Новейшее время

В XXI веке настало время создать новый ядерный двигатель для космоса. В октябре 2009 года на заседании Комиссии при президенте РФ по модернизации и технологическому развитию экономики России был официально утвержден новый российский проект «Создание транспортно-энергетического модуля с использованием ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса». Головными разработчиками являются:

  • Реакторной установки – ОАО «НИКИЭТ».
  • Ядерно-энергетической установки с газотурбинной схемой преобразования энергии, ЭРДУ на основе ионных электроракетных двигателей и ЯЭРДУ в целом – ГНЦ «Исследовательский центр им. М. В. Келдыша», который является также ответственной организацией по программе разработки транспортно-энергетического модуля (ТЭМ) в целом.
  • РКК «Энергия» в качестве генерального конструктора ТЭМ должна разработать автоматический аппарат с этим модулем.

Откуда будет брать энергию «Зевс»?

Рассматриваемому нами тягачу энергию будет давать ядерный реактор. Ускорение у него небольшое, примерно 100 м/сутки. Но, они будут набирать обороты каждый из 200 дней. Вначале они будут ускорять буксир. Затем, 100 суток его тормозить. Данное движение чем-то напоминает спираль, которая раскручивается и ускоряется.

Данный корабль состоит из 55000 кг. Транспортно-энергетический модуль весит 35000 кг. Кроме этого, модуль с топливом (ксенон) 10000 кг. Далее идёт полезный вес 10000 кг, который состоит из различных приборов с оборудованием, которые нужно доставить на Луну, чтобы заниматься её изучением, вращаясь вокруг этого спутника.

Данный проект более рационален, чем все предыдущие, так как сейчас планируется применять супертяжелые ракеты, которые ещё нужно создать, затем воплотить. Использование в роли челночных ракет супертяжелые – очень дорого, для всех стран, в том числе самых богатых. Кроме этого, нужны и лёгкие ракеты для полётов на Луну. Также, сейчас проектируется тяжёлая ракета «Енисей». Я думаю, и она пригодится.

В космос данный комплекс будет выведен парой ракет типа «Ангара». ТЭМ будет отправлен в космос ракетой «Ангара А5В» на высоту 900 км. Модуль, загруженный топливом и полезным грузом, отправит более легкая ракета «Ангара А5».

Аварийная ситуация (модуль и реактор) во время запуска (я имею в виду радиационное заражение) маловероятна. У урана радиоактивность небольшая. Топливом для реакторов служат прочные трубочки и их разрушить трудно, в том числе если ракета взорвётся.

Реактор вступает в активную фазу на высоте более 900 км. В этом случае он станет очень радиоактивен. Но, ниже данной отметки сам он не опустится. На этой орбите он сможет вращаться века, и не будет падать на нашу планету.

Большим плюсом комплекса «Зевс» является то, что его реактор при желании можно будет остановить. Ученые рассчитали, что запускать реактор можно 5 раз, и столько же раз отключать его. Эксплуатировать данный перевозчик можно 10 лет.

Первое задание для «Зевса» — картографирование ландшафта Луны. При этом, появится возможность не просто проводить сканирование, но можно поверхность спутника просветить радарами на километр в глубину! Разумеется, первым делом приборы постараются найти полезные ископаемые, найти «водный лёд». Ученые будут искать районы, где присутствуют подповерхностные пустоты. Будет оценён их размер, объём, глубина залегания. Такие действия на данный момент не сможет провести ни одно государство!

Можно, конечно, потратить огромные средства, чтобы построить сверхтяжёлые ракеты, осуществить высадку на Луну и далее непонятно чем заниматься. При этом, совершенно иное дело, это получение точных карт лунной поверхности и далее запланировать высадку с понятной задачей и четкой целью.

История создания атомного реактора

Первый ядерный реактор был запущен в не таком уж и далеком 1942 году. Произошло это в США под руководством Ферми. Этот реактор назвали «Чикагской поленницей».

В 1946 году заработал первый советский реактор, запущенный под руководством Курчатова. Корпус этого реактора представлял собой шар семи метров в диаметре. Первые реакторы не имели системы охлаждения, и мощность их была минимальной. К слову, советский реактор имел среднюю мощность 20 Ватт, а американский – всего 1 Ватт. Для сравнения: средняя мощность современных энергетических реакторов составляет 5 Гигаватт. Менее чем через десять лет после запуска первого реактора была открыта первая в мире промышленная атомная электростанция в городе Обнинске.

Читать еще:  Что значит сбалансированный двигатель

Первый в мире ядерный реактор

Ядерное топливо

Ядерное топливо-это любой материал, который может быть использован для получения ядерной энергии. Наиболее распространенным типом ядерного топлива являются делящиеся элементы, которые могут подвергаться цепным реакциям ядерного деления в реакторе. Наиболее распространенными ядерными топливами являются 235U и 239Pu. Природный уран содержит 0,7% 235U. Но его количество должно быть увеличено на заводах-обогатителях примерно до 3%, чтобы быть более полезным в ядерной области.

Когда нейтрон ударяется об атом урана, уран расщепляется на два более легких атома и одновременно выделяет тепло. Деление тяжелых элементов-это экзотермическая реакция, которая может высвобождать большое количество энергии как в виде электромагнитного излучения, так и в виде кинетической энергии осколков. Цепная реакция относится к процессу, в котором нейтроны, высвобожденные при делении, производят дополнительное деление по крайней мере еще в одном ядре. Это ядро, в свою очередь, производит нейтроны, и процесс повторяется. Контролируемый процесс используется в ядерной энергетике, неконтролируемый в ядерном оружии.

Принцип работы атомной электростанции строится в расщеплении атома ядерного топлива. Когда атом урана расщепляется, часть энергии, которая удерживала его вместе, высвобождается в виде излучения тепла. Поскольку энергия и масса зависимы, высвобожденная энергия – это также высвобожденная масса.

235U + 1 нейтрон = 2 нейтрона + 92Kr (криптон) + 142Ba (барий) + ЭНЕРГИЯ

Таким образом, общая масса действительно немного уменьшается во время реакции.

Как устроены атомные электростанции

Человек ищет энергию везде: в пламени горящих дров и угля, в напоре речного потока, силе ветра и тепле солнечных лучей. В середине прошлого века мы научились использовать энергию, спрятанную в атомных ядрах тяжелых элементов. Сегодня на атомных электростанциях эта невидимая глазу энергия атома превращается в такое привычное нам электричество.

Без мирного атома никак

Мировая экономика немыслима без атомной энергетики. На атомных электростанциях вырабатывается одна десятая всей производимой на планете электроэнергии. Сегодня 192 атомные электростанции работают в 31 стране мира. Как правило, все они имеют по несколько энергоблоков — технологических комплексов оборудования для производства электроэнергии, имеющих в своем составе ядерный реактор. Общее количество таких энергоблоков в мире составляет 451.

На первом месте по количеству АЭС находятся США — 62, на втором Франция — 19, третье место у Японии — 17. Россия занимает пятое место по количеству атомных электростанций. Их у нас 10 с 37 энергоблоками. Общая мощность всех АЭС мира составляет около 392 ГВт.

Атомная энергетика имеет много плюсов. Ключевые — высокая рентабельность и отсутствие выбросов в атмосферу продуктов сгорания, как это происходит на тепловых электростанциях. Однако есть и серьезные минусы. В случае аварии на атомной электростанции продукты деления ядерного топлива, вырвавшиеся из реактора, могут надолго сделать непригодными для жизни большие территории, прилегающие к станции. Еще один минус — это проблема хранения и переработки отработанного ядерного топлива.

Принцип работы атомной электростанции

Использование атомной энергии началось практически одновременно с созданием ядерного оружия. Пока шли военные разработки, начались исследования возможности применения атомной энергии и в мирных целях, прежде всего для производства электроэнергии. Началом мирного использования ядерной энергии принято считать 1954 г., когда в подмосковном Обнинске заработала первая в мире атомная электростанция.

В отличие от ядерной бомбы, при взрыве которой происходит неуправляемая цепная реакция деления атомных ядер с одномоментным высвобождением колоссального количества энергии, в ядерном реакторе происходит регулируемая ядерная реакция деления — топливо медленно отдает нам свою энергию. Тем самым для того, чтобы использовать цепную реакцию деления атома в мирных целях, ученым пришлось придумать, как ее приручить.

Атомная электростанция — это целый комплекс технических сооружений, предназначенных для выработки электрической энергии. Ядерная реакция происходит в самом сердце атомной электростанции — ядерном реакторе. Но само электричество вырабатывает совсем не он.

На АЭС происходит три взаимных преобразования форм энергии: ядерная энергия переходит в тепловую, тепловая — в механическую, а уже механическая энергия преобразуется в электрическую. И для каждого преобразования предусмотрен свой технологический «остров» — комплекс оборудования, где происходят эти превращения. Пройдемся вдоль технологической цепочки и подробно посмотрим, как рождается электричество.

Ядерный реактор

Реактор атомной электростанции представляет собой конструктивно выделенный объем, куда загружается ядерное топливо и где протекает управляемая цепная реакция. Ядерный реактор можно сравнить с мощным железобетонным бункером. Он имеет стальной корпус и помещен в железобетонную герметичную оболочку.


Эффект Вавилова — Черенкова (излучение Вавилова — Черенкова) — свечение, вызываемое в прозрачной среде заряженной частицей, которая движется со скоростью, превышающей фазовую скорость распространения света в этой среде

Пространство, в котором непосредственно происходит реакция деления ядер, называется «активной зоной ядерного реактора». В ее процессе выделяется большое количество энергии в виде тепла, которое нагревает теплоноситель. В большинстве случаев теплоносителем выступает обычная вода. Правда, предварительно ее очищают от различных примесей и газов. Она подается снизу в активную зону реактора с помощью главных циркуляционных насосов. Именно теплоноситель передает тепло за пределы реактора. Он обращается в замкнутой системе труб — контуре. Первый контур нужен для того, чтобы отобрать тепло у разогретого реакцией деления реактора (охладить его) и передать его дальше. Первый контур является радиоактивным, но он включает в себя не все оборудование станции, а лишь его часть, преимущественно ядерный реактор.

В активной зоне ядерного реактора находится ядерное топливо и, за редким исключением, так называемый замедлитель. Как правило, в большинстве типов реакторов в качестве топлива применяется уран 235 или плутоний 239.

Для того чтобы можно было использовать ядерное топливо в реакторе, его первоначально помещают в тепловыделяющие элементы — твэлы. Это герметичные трубки из стали или циркониевых сплавов внешним диаметром около сантиметра и длиной от нескольких десятков до сотен сантиметров, которые заполнены таблетками ядерного топлива. При этом в качестве топлива выступает не чистый химический элемент, а его соединение, например оксид урана UO2. Все это происходит еще на предприятии, где ядерное топливо производится.

Для упрощения учета и перемещения ядерного топлива в реакторе твэлы собираются в тепловыделяющие сборки по 150-350 штук. Одновременно в активную зону реактора обычно помещается 200-450 таких сборок. Устанавливают их в рабочих каналах активной зоны реактора.

Именно твэлы — главный конструктивный элемент активной зоны большинства ядерных реакторов. В них происходит деление тяжелых ядер, сопровождающееся выделением тепловой энергии, которая затем передается теплоносителю. Конструкция тепловыделяющего элемента должна обеспечить отвод тепла от топлива к теплоносителю и не допустить попадания в теплоноситель продуктов деления.

В ходе ядерных реакций образуются, как правило, быстрые нейтроны, то есть нейтроны, имеющие высокую кинетическую энергию. Если не уменьшить их скорость, то ядерная реакция со временем может затухнуть. Замедлитель и решает задачу снижения скорости нейтронов. В качестве замедлителя, широко используемого в ядерных реакторах, выступают вода, бериллий или графит. Но наилучшим замедлителем является тяжелая вода (D2O).

Читать еще:  Двигатель аир132м4 технические характеристики

Здесь нужно добавить, что по уровню энергии нейтронов реакторы разделяются на два основных класса: тепловые (на тепловых нейтронах) и быстрые (на быстрых нейтронах). Сегодня в мире только два действующих реактора на быстрых нейтронах и оба находятся в России. Они установлены на Белоярской АЭС. Однако использование реакторов на быстрых нейтронах является перспективным, и интерес к этому направлению энергетики сохраняется. Скоро реакторы на быстрых нейтронах могут появиться и в других странах.

Так вот, в реакторах на быстрых нейтронах в замедлителе нет необходимости, они работают по другому принципу. Но и систему охлаждения реактора здесь тоже нужно выстраивать иначе. Вода, применяемая в качестве теплоносителя в тепловых реакторах, — хороший замедлитель, и ее использование в этом качестве в быстрых реакторах невозможно. Здесь могут применяться только легкоплавкие металлы, например ртуть, натрий и свинец. Кроме того, в быстрых реакторах используется и другое топливо — уран-238 и торий-232. Причем уран-238 гораздо чаще встречается в природе, чем его «собрат» уран-235. Строительство атомных электростанций с реакторами на быстрых нейтронах способно значительно расширить топливную базу ядерной энергетики.

Для того чтобы предотвратить попадание нейтронов в окружающую среду, активная зона реактора окружается отражателем. В качестве материала для отражателей часто используют те же вещества, что и в замедлителях. Кроме того, наличие отражателя необходимо для повышения эффективности использования ядерного топлива, так как отражатель возвращает назад в активную зону часть вылетевших из зоны нейтронов.

Парогенератор

Вернемся к процессу преобразования ядерной энергии в электричество. Для производства водяного пара на АЭС применяются парогенераторы. Тепло они получают от реактора, оно приходит с теплоносителем первого контура, а пар нужен для того, чтобы крутить паровые турбины.

Применяются парогенераторы на двух- и трехконтурных АЭС. На одноконтурных их роль играет сам ядерный реактор. Это так называемые кипящие реакторы, в них пар генерируется непосредственно в активной зоне, после чего направляется в турбину. В схеме таких АЭС нет парогенератора. Пример электростанции с такими реакторами — японская АЭС «Фукусима-1».

Вода первого контура, циркулирующая через активную зону реактора, омывает тепловыделяющие элементы, нагреваясь при этом до температуры 320-330° С. Но поскольку вода в обычном состоянии при давлении в 1 атмосферу закипает уже при температуре 100°С, то для того чтобы повысить температуру кипения, повышают и давление в первом контуре теплоносителя. В современных реакторах типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор — они являются основой мировой атомной энергетики) давление в первом контуре достигает 160 атмосфер.

Дальше эта очень горячая вода из реактора прокачивается насосами через парогенератор, где отдает часть тепла, и снова возвращается в реактор. В парогенераторе это тепло передается воде второго контура. Это контур так называемого рабочего тела, т. е. среды, совершающей работу, преобразуя тепловую энергию в механическую. Эта вода, которая находится под гораздо меньшим давлением (половина давления первого контура и менее), поэтому она закипает. Образовавшийся водяной пар под высоким давлением поступает на лопатки турбины.

Турбина и генератор

Пар из парогенератора поступает на турбину, в которой энергия пара преобразуется в механическую работу. В паровой турбине потенциальная энергия сжатого и нагретого водяного пара преобразуется в энергию кинетическую, которая, в свою очередь, преобразуется в механическую работу — вращение вала турбины, а он уже вращает ротор электрогенератора. Теперь механическая энергия превратилась в электрическую.

Прошедший через турбину пар поступает в конденсатор. Здесь пар охлаждается, конденсируется и превращается в воду. По второму контуру она поступает в парогенератор, где снова превратится в пар. Конденсатор охлаждается большим количеством воды из внешнего открытого источника, например водохранилища или пруда-охладителя. С водой первого контура, как мы помним, радиоактивного, паровая турбина и конденсатор не взаимодействуют, это облегчает их ремонт и уменьшает количество радиоактивных отходов при закрытии и демонтаже станции.

Управление реактором

Вернемся снова к ядерному реактору. Как же он управляется? Помимо твэлов с топливом и замедлителя в нем находятся еще управляющие стержни. Они предназначены для пуска и остановки реактора, поддержания его критического состояния в любой момент его работы и для перехода с одного уровня мощности на другой. Стержни изготовлены из материала, хорошо поглощающего нейтроны.

Для того чтобы реактор работал на постоянном уровне мощности, необходимо создать и поддерживать в его активной зоне такие условия, чтобы плотность нейтронов была неизменной во времени. Это состояние реактора и принято называть «критическим состоянием», или просто «критичностью».

Когда активная зона сильно разогревается, в нее опускаются управляющие стержни, которые встают между твэлами и вбирают в себя избыточные нейтроны. Если нужно добавить мощности, управляющие стержни снова поднимают. Если же их опустить на всю длину твэлов, то цепная реакция прекратится, реактор будет заглушен.

Кроме того, на случай непредвиденного катастрофического развития цепной реакции, а также возникновения других аварийных режимов, связанных с избыточным энерговыделением в активной зоне реактора, в каждом реакторе предусмотрена возможность экстренного прекращения цепной реакции. В этом случае в центральную часть активной зоны под действием силы тяжести сбрасываются стержни аварийной защиты.

Что еще есть на АЭС?

После удаления из реактора в твэлах с отработанным ядерным топливом все еще продолжаются процессы деления. В течение длительного периода времени они продолжают оставаться мощным источником нейтронов и выделяют тепло. Поэтому в течение некоторого времени твэлы выдерживают под водой в специальных бассейнах, которые находятся тут же, на атомной электростанции. Если их не охлаждать, они просто могут расплавиться.

После того как их радиоактивность и температура снизятся до значений, позволяющих их перевозить, а для водо-водяных реакторов это три года, твэлы извлекают, помещают в толстостенную стальную тару и отправляют в «сухие хранилища».

Кроме того, если посмотреть на атомную электростанцию со стороны, то ее силуэт, как правило, определяют высокие сооружения башенного типа. Это градирни. Они нужны в случае если невозможно использовать воду для конденсации пара из водохранилища. Тогда на станции применяют оборотные системы охлаждения, ключевым элементом которых являются охладительные башни. Внутри градирен горячая вода распыляется, падая с высоты как в обычном душе. Часть воды при этом испаряется, что и обеспечивает требуемое охлаждение. Благодаря своим внушительным размерам, а некоторые из них достигают высоты 60-этажного дома (например, градирня энергоблока №6 Нововоронежской АЭС), градирни обычно являются самой заметной частью атомной электростанции.

Кроме того, каждая атомная станция имеет еще одну или несколько высоких труб, внешне похожих на дымовые трубы обычных тепловых электростанций. Но дым из них не идет — это вентиляционные трубы, через них выводятся газоаэрозольные выбросы — радиоактивные инертные газы, аэрозоли радиоактивных продуктов деления и летучие соединения радиоактивного иода. Но по большей части это радиоактивные изотопы инертных газов — аргон-41, криптон-87 и ксенон-133. Они представляют собой короткоживущие радионуклиды и без ущерба для экологии распадаются за несколько дней или даже часов.

голоса
Рейтинг статьи
Ссылка на основную публикацию
ВсеИнструменты
Adblock
detector