Ядерные реакторы - [49]
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.
Ни при каких авариях уровень жидкого натрия не может падать ниже верхнего уровня активной зоны реактора. В случае аварии большая теплоемкость натрия, заполняющего бак, позволяет поглотить большое количество тепла и охладить реактор естественной конвекцией. В случае остановки реактора топливные тепловыделяющие элементы могут немедленно заменяться, так как во время перемещения из активной зоны реактора в хранилище они все время охлаждаются жидким натрием. Таким образом, гарантируется удаление значительного количества тепла, выделяющегося при радиоактивном распаде продуктов деления, содержащихся в заменяемом топливном элементе. Хотя промежуточный теплообменник и расположен очень близко к реактору, но благодаря наличию защиты от нейтронов вокруг реактора натрий во вторичном контуре не становится радиоактивным. Таким образом, единственной частью установки, требующей защиты, является сам бак с натрием. Предполагается, что реактор EBR-II будет объединен с установкой для металлургической обработки старых топливных элементов. Установлено, что 90 процентов продуктов деления выходят в шлак при расплавлении ядерного горючего. Поэтому когда старые топливные элементы будут освобождены от оболочки и расплавлены, то после удаления шлака в топливе останется всего 10 процентов примесей. Эти примеси при работе реактора на быстрых нейтронах не так вредны, поскольку они слабо поглощают быстрые нейтроны. Когда вместо выгоревшего делящегося материала будет добавлено соответствующее количество плутония, из полученной смеси можно изготовить новые топливные элементы для использования в реакторе.
Для электромагнитных насосов, перекачивающих жидкий натрий, необходим электрический ток огромной силы (до 250 000 ампер). Поэтому для реактора EBR-II разработан специальный агрегат, состоящий из особой конструкции генератора и непосредственно связанного с ним электромагнитного насоса постоянного тока, причем насос полностью погружен в натрий.
Интересный проект реактора с жидко-металлическим топливом (LMFR) был доложен делегацией США на Женевской конференции. Этот проект находится в настоящее время в стадии предварительного экспериментального и конструктивного изучения. В этом реакторе будет применяться в качестве ядерного горючего сплав висмута и урана в жидком состоянии. Схема реактора приведена на рис. 82.
Ядерный реактор состоит из активной зоны. Она включает графит в качестве замедлителя, сквозь который протекает сплав висмута с ураном>233. Проходя через активную зону, жидкий сплав нагревается до температуры 550° C и отдает свое тепло в теплообменник вторичному натриевому теплоносителю. Натриевый теплоноситель, попадая в парогенератор, образует там сухой пар при давлении 88 атмосфер. Активную зону окружает зона воспроизводства, по которой протекает жидкий сплав висмута с торием. При поглощении торием нейтронов образуется опять уран>233. Горячий ториево-висмутовый сплав отдает свое тепло через натриевый теплоноситель во втором теплообменнике парогенератору. Преимущества жидкого ядерного горючего обсуждались нами в предыдущей главе. Это прежде всего непрерывная очистка горючего и возможная замена его без остановки реактора. Однако на этом пути имеется еще много трудностей. Основные технические затруднения связаны с коррозией металлов, из которых состоят конструкции, соприкасающиеся с жидким радиоактивным горючим. Кроме того, многие из новых предлагаемых технических вариантов оборудования не проходили испытаний в большом масштабе. Поэтому авторы проекта считают, что реактор LMFR сможет быть пущен не ранее 1960 года.
Военно-морской флот США пополнился первой атомной подводной лодкой, получившей название «Наутилус» (рис. 83).
