Советские специалисты сделали вызвавшее общий интерес сообщение об итогах годичной работы АЭС в Обнинске, о технических характеристиках и конструкциях атомного реактора и другого оборудования станции.
Это был первый опыт, позволивший сделать правильный вывод о надежности работы ядерного реактора подобного типа и его безопасности для обслуживающего персонала и населения, проживающего в районе ее расположения.
В настоящее время есть множество действующих реакторов, которые существенно различны. Если же учесть еще те, что задуманы и даже спроектированы, но не построены, то число модификаций составит несколько десятков.
Так, реактор первой АЭС, как мы уже говорили, уран-графитовый канального типа. То есть в качестве вещества, замедляющего нейтроны, в нем применен графит, а топливом является уран. Слова «канального типа» означают, что урановые тепловыделяющие элементы (стерженьки из урана) находятся в трубах, проходящих через графитовые блоки. В этих трубах и протекает вода, которая, отбирая энергию от урановых твэлов, кипит и испаряется.
Такая схема реактора, конечно, не единственно возможная. На упоминавшейся международной конференции по мирному использованию атомной энергии нашими и зарубежными специалистами были представлены проекты и других реакторов. Чем они отличались друг от друга и для чего понадобилось такое разнообразие, мы сейчас и увидим.
Первое, что вносит многообразие, — это замедлитель нейтронов. Кроме графита, можно использовать обычную и тяжелую воду. У каждого из них есть свои преимущества и недостатки.
Обычная вода, в молекуле которой два атома самого легкого элемента водорода, отлично замедляющего нейтроны, наиболее дешевый и очень эффективный замедлитель. Но есть у нее и недостатки: водород и кислород бесполезно поглощают нейтроны и тем ухудшают цепную реакцию. Чтобы она не затухала, приходится добавлять горючее — уран.
Почти совсем не поглощает нейтроны тяжелая вода — дорогой и дефицитный продукт. В ее молекуле не водород, а два атома дейтерия, о которых речь шла впереди.
Чтобы вода, используемая в качестве замедлителя, не кипела при довольно высокой температуре в 300 градусов, в системе нужно создавать давление в 100 атмосфер. Это, конечно, приводит к существенному усложнению реактора.
В качестве замедлителя пригодны и органические вещества, например газойль — даутерм, в состав которого входят углерод, водород и кислород. Даутерм относительно неплохо замедляет нейтроны, не очень сильно их поглощает и самое главное — не требует создания в реакторе больших давлений. Как будто бы всем он хорош.
Почти не вызывает коррозии, недорого стоит. Но, как и у каждого замедлителя, у него есть свои недостатки.
Во-первых, это соединение очень нестойкое. Нейтроны, обладающие большой энергией, разбивают молекулу даутерма, образуя при этом ненужные газообразные продукты. Во-вторых, под действием высокой температуры и облучения из этих частиц начинают образовываться тяжелые полимеры, которые как нагар осаждаются на поверхности тепловыделяющих элементов и, перекрывая проходное сечение для теплоносителя, затрудняют отвод тепла. Кстати, о теплоносителе.
Для отвода тепла от реактора можно использовать различные вещества, которые также влияют на конструкцию реакторов. Здесь обычная и тяжелая вода в кипящем и некипящем состоянии и те же самые, используемые в качестве замедлителя, органические вещества.
Применяются также и газообразные теплоносители: углекислый газ, азот, гелий. В реакторах-размножителях на быстрых нейтронах удобным теплоносителем оказался натрий. Различным типам теплоносителей, как и многим замедлителям, свойственны определенные преимущества и недостатки.
Мы коснулись только двух составляющих реактора: замедлителя и теплоносителя, определяющих тип реактора. А ведь нужно самым оптимальным образом выбрать еще и тепловыделяющий элемент! В каком виде удобнее использовать в нем ядерное горючее — уран?
В виде металла или его двуокиси? А может быть, лучше применить карбид урана или какой-либо его сплав?
Имеют значение форма и размеры тепловыделяющих элементов (оболочки), в которых заключается ядерное горючее. Надежнее всего были бы твэлы из стали, но она сильно поглощает нейтроны. Пришлось уран заключать в циркониевые либо алюминиевые оболочки, слабо поглощающие нейтроны.
Как видите, если составить сочетания из предлагавшихся типов замедлителя, теплоносителя, топлива, форм и размеров твэлов и конструктивных способов их оформления и других элементов оборудования реактора, то можно было бы получить несколько сот вариантов.
Правда, среди них попались бы и такие, которые учеными не рассматривались, а сразу отбрасывались прочь как неразумные. Нецелесообразность применения других вариантов вытекала из расчетов или пробных конструкторских проработок. И все же после такого предварительного отбора оставалось несколько десятков возможных для создания типов реакторов, с которыми нужно было разбираться более серьезно и подробно. Что же делать в такой ситуации? Создавать одновременно все мыслимые типы опытно-промышленных реакторов, эксплуатировать их по 10–15 лет и потом решать, какие из них использовать для промышленной атомной энергетики? Конечно, нет. При такой стратегии ее масштабное развитие могло бы задержаться на многие десятилетия. Да, одновременное развитие многих направлений потребовало бы и огромных материальных затрат, так как на исследования, опытно-конструкторские работы и проектирование пришлось бы перевести большое количество институтов, конструкторских и проектных организаций! Ясно, что разумнее ограничиться несколькими типами установок и развивать атомную энергетику поэтапно, переходя по мере накопления опыта от более простых установок к более сложным Наиболее подходящей областью начального использования атомной энергии стала электроэнергетика.
В электроэнергетических установках даже при не очень больших температурах (около 300 градусов Цельсия) коэффициент преобразования атомной энергии в электричество относительно высок — 30–33 процента. Важно и другое: в электроэнергетике имеются хорошие возможности для работы реакторов в базисной нагрузке, то есть практически при постоянной максимально допустимой мощности. Почему это важно? По двум причинам.
Работа в переменных режимах: с изменением мощности, температур, расходов теплоносителя — предъявляет к установкам более строгие требования; надо создавать более надежные их конструкции, а это связано с большой затратой времени и большим объемом научно-исследовательских работ. Кстати, в настоящее время исследования возможности использования АЭС в переменных или маневренных режимах уже ведутся.
Вторая причина целесообразности на первых порах работы АЭС в базисном режиме объясняется их большей по сравнению с установками на органическом топливе капиталоемкостью. Если в теплоэлектростанциях (ТЭС) стоимость вырабатываемой энергии на 70 процентов определяется стоимостью топлива и только на 30 процентов затратами на сооружение самой ТЭС, то в АЭС картина обратная: топливная составляющая стоимости электроэнергии всего 25–30 процентов. Это означает, что для АЭС чрезвычайно невыгодны простои и работа на пониженной мощности. Неработающая АЭС — это омертвленный капитал. В таких режимах работы стоимость электроэнергии на АЭС может превысить стоимость электроэнергии на ТЭС.
Вернемся к описанию типов реакторов.
Помимо электроэнергетики, которая облегчила решение ряда технических задач и уменьшила количество вариантов реакторов, существуют и другие причины, почему в различных странах начали разрабатывать атомные электростанции разного типа. В Канаде преимущественное развитие получили реакторы на тяжелой воде; в Англии — газоохлаждаемые; в США и ФРГ водо-водяные (в качестве замедлителя и теплоносителя в них используется вода) и реакторы с кипящей водой; в СССР — водоводяные и реакторы канального типа, подобные реактору на Обнинской АЭС, а также было опробовано несколько реакторов другого типа — с органическим замедлителем и теплоносителем, с тяжеловодным замедлителем и газовым охлаждением, — не получивших пока широкого распространения.
Так, стихийно возникшие международные кооперации и разделение труда по исследованию, разработке и накоплению опыта эксплуатации АЭС различного типа позволили в достаточно короткие сроки выявить наиболее перспективные виды атомных реакторов. Дальнейшее развитие получили сейчас четыре типа реакторовводоводяной, реактор с кипящей водой, тяжеловодный и реактор канального типа с графитовым замедлителем.
В СССР в апреле 1964 года была создана Белоярская промышленная АЭС электрической мощностью 100 тысяч киловатт с водо-графитовым канальным реактором.
