Атомные энергетические установки

В атомных энергетических установках (АЭУ) тепловую энергию получают в ядерном реакторе за счет энергии, освобождающейся при делении ядер расщепляющихся элемен­тов [18, 24]..

Принципиальная схема судовой атомной энергетической уста­новки приведена на рис. II.6. В ядерном реакторе 3, заключенном в контейнер 1, осуществляется самоподдерживающаяся цепная реакция с преобразованием освобождающейся при этом энергии в теплоту.

В качестве ядерного топлива в энергетических реакторах при­меняется обогащенный уран. В природном уране U²³⁸ содержа­ние самопроизвольно (спонтанно) делящегося изотопа U²³⁵ со­ставляет 0,712%. Обычно в реакторах используется искусственно обогащенный уран с различным процентным содержанием изо­топа U²³⁵.

В энергетических реакторах деление ядра урана происходит под воздействием нейтронов. Ядро урана U²³⁵ расщепляется на два-три новых вторичных быстрых нейтрона, обладающих внут­ренней энергией до 2 МэВ и скоростью до 20 тыс. км/с. При опре­деленных условиях такие вторичные нейтроны вызывают деление

5 6 7

Рис. 11.6. Принципиальная схема АЭУ

других ядер U²³⁵. В этом и заключается сущность цепной реакции деления ядерного горючего.

Для повышения вероятности деления U²³⁵ энергию быстрых нейтронов в реакторе снижают до уровня тепловых нейтронов (примерно до 0,025 МэВ) путем замедления их скорости. Горючее окружают веществом, называемым замедлителем нейтронов; в ка­честве него в судовых установках используется вода. Им могут быть также графит и органические вещества.

Часть объема реактора, в котором расположено горючее с за­медлителем и происходит реакция деления, называется активной зоной. По типу последней реакторы делятся на гомо- и гетеро­генные. Реакторы, в которых активная зона составлена из одно­родной смеси ядерного горючего и замедлителя (раствор, сплав, суспензия), называют гомогенными, а реакторы, в которых бло­ки ядерного топлива окружены замедлителем, называют, гетеро­генными.

Судовые реакторы на тепловых нейтронах имеют гетерогенную структуру активной зоны. Последняя окружена отражателем, уменьшающим утечку нейтронов из активной зоны. В качестве отражателей используют те же вещества, что и для замедлите­лей. Чтобы регулировать тепловыделение (мощность), в реакторе необходимо изменять интенсивность потока нейтронов и число де­лений в единицу времени, т. е. влиять на скорость цепной реакции. Для этой цели служит система регулирования. Основу ее состав­ляют подвижные стержни 2, содержащие вещества, активно по­глощающие нейтроны (карбид бора, бористая сталь, кадмий). Для увеличения мощности (тепловыделения) стержни выдвигают из активной зоны, для уменьшения — опускают. В целях мгно­венного прекращения цепной реакции при аварийной ситуации предусмотрена система аварийной защиты (стержни аварийной защиты).

Теплота из реактора отводится теплоносителем, циркулирую­щим^ по замкнутому контуру, с помощью циркуляционного насо­са 10. Теплоносителем могут быть вода, органические жидкости, газы, жидкие металлы.

В судовых установках теплоносителем и замедлителем нейтро­нов является вода, поэтому реакторы обычно называются водо-водяными.

Замкнутая теплопередающая система, в которой циркулирует теплоноситель, называется первым контуром. Теплоноситель про­ходит через парогенератор 4, где отдает теплоту жидкости вто­рого тепловоспринимающего контура.

При ядерных реакциях примерно 80% выделяющейся энергии превращается в теплоту, а остальные 20% теряются в виде излу­чений.

Часть излучений (нейтронное и у-излучение) обладает большой проникающей способностью и оказывает вредное воздейст­вие на биологические процессы в орпанизме людей. Поэтому комплекс, состоящий из реактора, парогенератора, вспомогатель­ного оборудования и систем первого контура, заключают в био­логическую защиту //, поглощающую все излучения, до уровней безопасных для человека. Биологическую защиту выполняют из металла, бетона, воды, карбида бора. Она значительно увеличи­вает массу АЭУ.

Образующийся в парогенераторе 4 пар направляется в турби­ну 5, которая через редуктор 6 вращает гребной винт 7. Из кон­денсатора 8 конденсат питательным насосом 9 вновь направляется в парогенератор.

Атомные энергетические установки целесообразно использо­вать в тех случаях, когда наиболее полно проявляются их пре­имущества перед судовыми энергетическими установками, рабо­тающими на органическом топливе.

Преимущества атомных энергетических установок обусловле­ны прежде всего высокой концентрацией энергии в ядерном топ­ливе, исключающей необходимость частого пополнения его запа­сов. Известно, что при -выгорании 1 кг урана U²³⁵ выделяется теплоты в 1,5 млн. раз больше, чем при сгорании 1 кг органиче­ского топлива.

Таким образом, запасы топлива можно двести к минимуму и обеспечить практически неограниченную дальность плавания и автономность.

Первое в мире судно с атомной энергетической установкой — атомный ледокол «Ленин» мощностью 32 300 кВт — было создано в СССР в 1959 г. В 1974 г. введен в эксплуатацию атомный ле­докол «Арктика» мощностью 55150 кВт. За рубежом также создан целый ряд судов с АЭУ: грузопассажирское «Саванна» (США) мощностью 14 700 кВт; рудовоз «Отто Ган» (ФРГ) мощ­ностью 7350 кВт; учебно-транспортное «Муцу» (Япония) мощно­стью 7350 кВт; транспортное судно «Энрико Ферми» (Италия) мощностью 16 тыс. кВт.