|
Arabic
Bengali
Chinese
English
French
German
Hebrew
Hindi
Italian
Japanese
Korean
Malay
Polish
Portuguese
Spanish
Turkish
Ukrainian
Vietnamese
ІСТОРІЯ ТЕХНІКИ, ТЕХНОЛОГІЇ, ПРЕДМЕТІВ НАВКОЛО НАС
Атомна електростанція. Історія винаходу та виробництва
Довідник / Історія техніки, технології, предметів довкола нас Атомна електростанція (АЕС) - ядерна установка для виробництва енергії в заданих режимах та умовах застосування, що розташовується в межах визначеної проектом території, на якій для здійснення цієї мети використовуються ядерний реактор (реактори) та комплекс необхідних систем, пристроїв, обладнання та споруд з необхідними працівниками (персоналом). Перша у світі атомна електростанція була побудована в СРСР через дев'ять років після атомного бомбардування Хіросіми. Цій найважливішій історії техніки події передувала гарячкова і напружена робота зі створення власної ядерної зброї. Наукові дослідження очолив видатний вчений та талановитий організатор Ігор Курчатов.
У 1943 році Курчатов створив у Москві свій дослідницький центр (тоді він носив назву Лабораторії № 2, а пізніше був перетворений на Інститут атомної енергії). У цій та в деяких інших лабораторіях у найкоротші терміни було повторено всі дослідження американських учених, отримано чистий уран та чистий графіт. У грудні 1946 року тут же було здійснено першу ланцюгову реакцію на дослідному ядерному ураново-графітовому реакторі Ф1. Потужність цього реактора ледь сягала 100 Вт. Однак на ньому вдалося отримати важливі дані, які стали основою для проектування великого промислового реактора, розробка якого вже йшла повним ходом. Досвіду щодо будівництва такого реактора в СРСР не було жодного. Після деяких роздумів Курчатов вирішив доручити цю роботу НДІхіммаш, яким керував Микола Доллежаль. Хоча Доллежаль був чистим хіміком-машинобудівником і ніколи не займався ядерною фізикою, його знання виявилися дуже цінними. Втім, власними силами НДІхіммаш теж не зумів би створити реактор. Робота пішла успішно лише після того, як до неї підключилося ще кілька інституцій. Принцип дії та пристрій реактора Доллежалю були загалом зрозумілі: у металевий корпус поміщалися графітові блоки з каналами для уранових блоків та регулюючих стрижнів - поглиначів нейтронів. Загальна маса урану мала досягати розрахованої фізиками необхідної величини, коли він починалася підтримувана ланцюгова реакція поділу атомів урану. В результаті реакції поділу ядер урану виникали не тільки два осколки (два нових ядра), але й кілька нейтронів. Ці нейтрони першого покоління і служили підтримки реакції, у яких виникали нейтрони другого покоління, третього тощо. У середньому на кожну тисячу нейтронів, що виникли, лише кілька народжувалися не миттєво, в момент поділу, а трохи пізніше вилітали з уламків. Існування цих так званих нейтронів, що запізнюються, є дрібною деталлю в процесі поділу урану, виявляється вирішальним для можливості здійснення керованої ланцюгової реакції. Частина їх запізнюється на частки секунди, інші - на секунди і більше. Кількість нейтронів, що запізнюються, становить всього 0, 75% від їх загальної кількості, проте вони істотно (приблизно в 150 разів) уповільнюють швидкість наростання нейтронного потоку і тим самим полегшують завдання регулювання потужності реактора. Саме за цей час, маніпулюючи стрижнями, що поглинають нейтрони, можна втрутитися в хід реакції, уповільнити її або прискорити. Більшість нейтронів народжується одночасно з поділом, і за короткий час їхнього життя (приблизно стотисячні частки секунди) неможливо якось вплинути на перебіг реакції, як неможливо зупинити атомний вибух, що вже почався. Відштовхуючись від цих відомостей, колектив Доллежаля зумів швидко впоратися із завданням. Вже 1948 року було побудовано плутонієвий завод із кількома промисловими реакторами, а серпні 1949 року було випробувано першу радянську атомну бомбу. Після цього Курчатов міг приділити більше уваги мирному використанню атомної енергії. На його доручення Фейнберг і Доллежаль почали розробляти проект реактора для атомної електростанції. Перший робив фізичні розрахунки, а другий – інженерні. Те, що ядерний реактор може бути не тільки виробником збройового плутонію, а й потужною енергетичною установкою, стало ясно вже першим його творцям. Одним із зовнішніх проявів протікає ядерної реакції поряд з радіоактивним випромінюванням є значне виділення теплоти. В атомній бомбі ця теплота звільняється миттєво і є одним з її вражаючих чинників. У реакторі, де ланцюгова реакція знаходиться як би в тліючому стані, інтенсивне виділення тепла може тривати місяці і навіть роки, причому кілька кілограмів урану можуть виділити стільки ж енергії, скільки виділяють при згорянні кількох тисяч тонн звичайного палива. Оскільки радянські фізики вже навчилися керувати ядерною реакцією, проблема створення енергетичного реактора полягала в пошуку способів знімання з нього тепла. Досвід, отриманий у ході експериментів Курчатовим, був дуже цінним, проте не давав відповіді на багато питань. Жоден із побудованих на той час реакторів не був енергетичним. У промислових реакторах теплова енергія була не лише не потрібна, а й шкідлива – її доводилося відводити, тобто охолоджувати уранові блоки. Проблема збирання та використання тепла, що виділилося в ході ядерної реакції, ні в СРСР, ні в США ще не розглядалася. Найважливішими питаннями на шляху проектування енергетичного реактора для АЕС були: який тип реактора (на швидких або повільних нейтронах) буде найбільш доцільним, що повинно бути сповільнювачем нейтронів (графіт або важка вода), що може бути теплоносієм (вода, газ або рідкий метал) , якими мають бути його температура та тиск. Крім того, було багато й інших питань, наприклад, щодо матеріалів, безпеки для персоналу та збільшення ККД. Зрештою Фейнберг і Доллежаль зупинилися на тому, що вже було випробувано: почали розробляти реактор на повільних нейтронах із графітовим сповільнювачем та водяним теплоносієм. У їх використанні вже було накопичено гарний практичний та теоретичний досвід. Це зумовило успіх їхнього проекту. У 1950 році технічна рада Міністерства середнього машинобудування з кількох запропонованих варіантів обрала реактор, розроблений НДІхіммаш. Проектувати електростанцію в цілому (її вирішено було будувати в Обнінську) доручили одному з Ленінградських НДІ, очолюваному Гутовим. Запланована потужність першої атомної електростанції 5000 кВт - багато в чому обрана випадково. Саме тоді МАЕС списав цілком працездатний турбогенератор потужністю 5000 кВт і переправив його в Обнінськ, що будується. Під нього вирішили проектувати всю АЕС.
Енергетичний реактор був не так промисловим, як науковим об'єктом. Безпосередньо будівництвом АЕС керувала Обнінська фізико-енергетична лабораторія, заснована 1947 року. У перші роки не було ні достатніх наукових сил, ні необхідного устаткування. Умови життя були далекі від прийнятних. Місто тільки будувалося. Неасфальтовані вулиці покривалися навесні та восени непролазним брудом, у якому безнадійно грузли машини. Більшість жителів тулилися у дощатих бараках та незатишних "фінських" будиночках. Лабораторія розташовувалась у цілком випадкових та непристосованих для наукових цілей будинках (одне – колишня дитяча колонія, інше – особняк Морозових). Електрику виробляла стара парова турбіна на 500 кВт. Коли вона зупинялася, все селище і будівництво занурювалися в темряву. Найскладніші розрахунки проводилися вручну. Проте вчені (багато з яких тільки-но недавно повернулися з фронту) стійко переносили труднощі. Думка, що вони проектують і будують першу у світі атомну електростанцію, розбурхувала уми і збуджувала величезний ентузіазм. Щодо суто наукових проблем, вони теж були дуже непростими. Принципова відмінність енергетичного реактора від промислового полягала в тому, що в другому типі реактора вода була лише охолоджувачем і ніяких інших функцій не несла. До того ж надлишки тепла, що відводяться водою, були такі, що температура її не дотягувала до точки кипіння. Тут воді належало виступати в ролі енергоносія, тобто служити для утворення пари, здатної виконувати корисну роботу. Отже, потрібно скільки можна підвищити температуру і тиск. Для ефективної роботи турбогенератора потрібно принаймні отримати пару з температурою понад 200 градусів і тиском 12 атм (що, до речі, було для того часу дуже мало, але вирішили поки обмежитися цими параметрами).
Під час будівництва за основу було взято конструкцію промислового реактора. Тільки замість уранових стрижнів передбачалися уранові тепловивідні елементи – твели. Різниця між ними полягала в тому, що стрижень вода обтікала зовні, твел же був двостінною трубкою. Між стінами розташовувався збагачений уран, а внутрішнім каналом протікала вода. Розрахунки показали, що за такої конструкції нагріти її до потрібної температури набагато простіше. За ескізними кресленнями вимальовувався наступний вигляд реактора. У середній частині циліндричного корпусу діаметром понад 1,5 м знаходиться активна зона – графітова кладка заввишки близько 170 см, пронизана каналами. Одні з них призначалися для твелів, інші – для стрижнів, що поглинають нейтрони та автоматично підтримують рівновагу на заданому рівні. У нижню частину збирання твелів має надходити холодна вода (яка насправді аж ніяк не холодна - температура її близько 190 градусів). Пройшовши через тепловивідні елементи і ставши на 80 градусів гарячіше, вона потрапляла у верхню частину збирання, а звідти - в колектор гарячої води. Щоб не скипіти і не перетворитися на пару (це могло викликати ненормальну роботу реактора) вона повинна була перебувати під тиском 100 атм. З колектора гаряча радіоактивна вода текла трубами в теплообмінник-парогенератор, після чого, пройшовши через циркулярний насос, поверталася в колектор холодної води. Цей струм називався першим контуром. Теплоносій (вода) циркулювала в ньому по замкнутому колу, не проникаючи назовні. У другому контурі вода виступала у ролі робочого тіла. Тут вона була нерадіоактивна та безпечна для оточуючих. Нагрівшись у теплообміннику до 190 градусів і перетворившись на пару з тиском 12 атм, вона підводилася до турбіни, де й робила свою корисну роботу. Пари, що залишив турбіну, повинен був конденсуватися і знову прямувати в парогенератор. ККД усієї енергетичної установки становив 17%. Ця ніби проста в описі схема насправді була технічно дуже складною. Теорії реактора тоді не існувало – вона народжувалася разом із ним. Особливо складним елементом були твели, від устрою яких багато в чому залежало ККД всієї установки. Процеси, що протікали в них, були дуже складні з усіх точок зору: треба було вирішити, як і яким чином завантажувати в них уран, якою мірою необхідно його збагачувати, яким чином домогтися циркуляції води, що знаходилася під високим тиском, і як забезпечити теплообмін. З кількох варіантів було обрано твели, розроблені Володимиром Малих - з ураново-молібденовим порошком (уран був збагачений до 5%), спресованим з тонко подрібненим магнієм - цей метал мав створити ефективний тепловий контакт урано-молібденового сплаву зі стінкою твела.
Не лише начинка твела, а й його оболонка створювала проблему. Матеріал тепловивідних елементів повинен був мати міцність, протикорозійну стійкість і не повинен був змінювати своїх властивостей під тривалим впливом радіації. Кращий з хімічного погляду матеріал - нержавіюча сталь - не подобався фізикам, оскільки він сильно поглинав нейтрони. Зрештою, Доллежаль таки зупинився на сталі. Щоб компенсувати її поглинаючі властивості, вирішено було збільшити відсоток збагаченого урану (вже набагато пізніше для твелів було розроблено спеціальний цирконієвий сплав, який задовольняв всі необхідні умови).
Виготовлення твелів та зварювання нержавіючої сталі виявилися надзвичайно важкими. Кожен твэл мав кілька швів, а таких твелів було 128. Тим часом вимоги до герметичності швів пред'являлися найвищі - їхній розрив і потрапляння гарячої води під високим тиском в активну зону реактора загрожували бідою. Одному з багатьох інститутів, які працювали над цією проблемою, було доручено розробку технології зварювання нержавіючої сталі. Зрештою, робота була з успіхом виконана. Реактор був запущений у травні 1954 року, а в червні того ж року АЕС дала перший струм. На першій АЕС була ретельно продумана система управління процесами, що протікають в реакторі. Було створено пристрої для автоматичного та ручного дистанційного керування регулюючими стрижнями, для аварійної зупинки реактора, пристроїв для заміни твелів. Відомо, що ядерна реакція починається лише при досягненні деякої критичної маси речовини, що ділиться. Однак у процесі роботи реактора ядерне пальне вигоряє. Тому необхідно розрахувати значний запас палива, щоб забезпечити роботу реактора більш менш значний час. Вплив цього надкритичного запасу на хід реакції компенсувався спеціальними стрижнями, що поглинають надлишкові нейтрони. При необхідності збільшити потужність реактора (у міру вигоряння пального) регулюючі стрижні дещо висувалися з активної зони реактора і встановлювалися в такому положенні, коли реактор знаходиться на межі ланцюгової реакції і активний поділ ядер урану. Нарешті були передбачені стрижні аварійного захисту, опускання яких у активну зону миттєво гасило ядерну реакцію. Автор: Рижов К.В.
▪ трактор ▪ Целофан
Машина для проріджування квітів у садах
02.05.2024 Удосконалений мікроскоп інфрачервоного діапазону
02.05.2024 Пастка для комах
01.05.2024
▪ Відкриття хвиль у магнітосфері Юпітера ▪ Hotpoint та Ariston об'єднуються для створення міжнародного бренду ▪ SN65HVD82 - інтерфейс RS-485 c покращеним захистом від перешкод та ESD
▪ розділ сайту Вузли радіоаматорської техніки. Добірка статей ▪ стаття Шляхи підвищення ефективності трудової діяльності. Основи безпечної життєдіяльності ▪ стаття Штабелівник деревини. Типова інструкція з охорони праці ▪ стаття Застосування мікросхем. Довідник ▪ стаття Каучук із рослин. Хімічний досвід
Головна сторінка | Бібліотека | Статті | Карта сайту | Відгуки про сайт
www.diagram.com.ua |
Рекомендуємо цікаві статті розділу 
Дивіться інші статті розділу 
Останні новини науки та техніки, новинки електроніки:
All languages of this page