Перуница

» » Атом — двигатель

Наука и Техника » 

Атом — двигатель

Атом — двигатель

Есть все основания утверждать, что в недалеком будущем атомные энергетические установки займут должное место в трудовой деятельности и быту человека. Может быть, еще наше поколение увидит бесшумные атомные автомобили, несущиеся по автотрассам страны тысячи километров без заправки, уютные подводные атомные теплоходы, воздушные атомные гиганты в беспосадочном полете вокруг света, огромные атомные ракеты, летящие к другим мирам. Маленькие портативные атомные батареи будут давать тепло, свет и энергию в лагерях геологоразведочных партий, в туристских лагерях, охотничьих заимках и на базах чабанов и оленеводов. Возможность управления термоядерной реакцией позволит изменять по усмотрению человека даже климат той местности, в которой он живет.

Брошюра написана простым, общедоступным языком и, несомненно, заинтересует широкие круги читателя.


На пороге будущего


(вместо введения)

Сильные порывы ветра срывают гребни огромных океанских волн. Вода бурлит и пенится. Ураган свирепствует уже третий день.

Но пассажиры подводного лайнера не ощущают ни малейшего содрогания моря, ни шума работы атомных двигателей. В просторных каютах, освещенных лампами дневного света, они отдыхают и работают.

Но вот море успокоилось, лайнер всплывает и продолжает свой путь в надводном положении. Пассажиры высыпали на прогулочную палубу под лучи яркого солнца.

Не могут помешать движению лайнера и мощные арктические льды. Он пройдет под ними через Северный полюс и доставит пассажиров из Европы в Америку кратчайшим путем...

...Многолюдно на космодроме. Сотни пассажиров, прибывших в комфортабельных автобусах, спешат занять места в огромном ракетоплане. Ведь через два часа в Рио-де-Жанейро начнется финальный матч на первенство мира по футболу между сильнейшими командами — сборными Бразилии и Советского Союза. Среди многочисленных болельщиков на стадионе «Маракана» будут присутствовать и советские любители спорта...

Фантазия? Нет это реальные картины ближайшего будущего. Но что это за чудесные корабли, которые сделают человека хозяином огромных океанских и беспредельных воздушно-космических просторов?

Об этом мы и хотим рассказать читателю.

До последнего времени человечество пользовалось преимущественно энергией Солнца.

Да, да — именно энергией Солнца.

Под действием солнечных лучей вода морей и суша нагреваются в разной степени. Поэтому и воздух над сушей и морем прогревается неодинаково. А это приводит к перемещению воздушных масс—возникает ветер.

Вода морей и океанов, поглощая солнечное тепло, испаряется, образуются облака, которые вместе с потоками воздуха переносятся на материк, в районы горных вершин и возвышенностей. Оседая каплями дождя на Землю, вода образует мощные потоки рек и возвращается обратно в море. Так происходит кругооборот воды в природе.

Солнечная энергия поглощается организмами животных и растений. Много миллионов лет назад большие массивы леса и множество животных, попав в определенные условия, без доступа воздуха, превратились в уголь, нефть, торф или природный газ. Теперь же накопленная веками в организмах животных и растений солнечная энергия может быть выделена в виде тепла при сжигании любого из этих видов добываемого из недр Земли топлива.

Наконец, солнечную энергию можно использовать путем непосредственного улавливания солнечных лучей.

Энергию ветра и движущейся воды люди научились использовать еще в глубокой древности. Могучие потоки ветра увлекали за собой парусные корабли, вращали ветряные двигатели. Потоки падающей воды многочисленных горных рек приводили в движение колеса водяных мельниц.

Энергия рек и сейчас широко применяется в народном хозяйстве — приводит в движение турбины гидроэлектростанций, густая сеть которых покрыла всю нашу страну.

Долгое время тепловая энергия, получаемая при сжигании топлива, нужна была людям только для обогрева жилищ и приготовления пищи. После изобретения паровой машины и других тепловых двигателей эта энергия стала удовлетворять самые разнообразные потребности человека. Превращенная в электрическую и другие виды энергии, она приводит в движение станки и оборудование промышленных предприятий. На колхозных полях с ее помощью пашут, сеют, убирают урожаи. Самолеты, теплоходы, электровозы, автомобили перевозят людей и грузы из одного пункта в другой. Не обойтись без тепловой и электрической энергии и в домашнем быту.

Теперь, когда промышленность, транспорт и энергетика развиваются гигантскими темпами, потребление энергии из года в год растет, расходуются огромные запасы ископаемого топлива. Достаточно сказать, что только в Советском Союзе к 1965 г. по сравнению с 1937 г. добыча топлива значительно возрастет: угля со 128 млн. т до 553 млн. т, нефти с 28,5 млн. т до 240 млн. т.

Но ведь запасы топлива на Земле ограниченны, надолго ли их хватит? Над этим вопросом задумались ученые.

Тщательно обследуются недра Земли и подсчитываются запасы ископаемого топлива.

Иностранные экономисты подсчитали, что при современном уровне потребления энергии найденных запасов угля хватит только на несколько тысяч лет, а нефти — только на несколько сотен лет.

В действительности же из-за непрерывного роста энергетических установок, транспорта и других многообразных потребителей топлива истощение запасов нефти и угля наступит гораздо раньше.

Несомненно, что еще будет открыто много до сих пор неизвестных месторождений угля, нефти, природного газа и других видов ископаемого химического топлива. Однако запасы топлива па Земле не пополняются, а расход его с каждым годом растет. В связи с этим встал вопрос об изыскании новых источников энергии.

Ученые много работают над вопросами использования огромной энергии морских приливов, извлечения тепловой энергии из недр земли, тепла вулканов, улавливания лучистой солнечной энергии и, наконец, использования энергии, выделяемой при ядерной и термоядерной реакциях.

Овладение ядерной энергией беспредельно расширит мировые энергетические ресурсы. Энергия, которую человечество получит при практическом использовании термоядерных реакций, поистине безгранична. Ведь топлива — водорода — для осуществлений этих реакций на Земле огромное количество.

Тепловые электростанции выгодно строить вблизи залежей ископаемого топлива. Перевозки огромного количества угля или нефти на большие расстояния удорожают стоимость вырабатываемой электростанциями энергии. Ведь на современных электростанциях при сжигании килограмма угля получают 3,5 квт электроэнергии, т. е. для электростанции мощностью 200 000 квт необходимо ежедневно подавать эшелон угля весом 1500 т.

В связи с этим очень важной отличительной особенностью ядерной энергии является исключительно высокая ее концентрация. При делении ядер, заключенных в одном грамме урана, выделяется столько же энергии, сколько при сжигании 2,5 т угля. Таким образом, концентрация энергии в одном килограмме урана в 2,5 миллиона раз больше, чем в килограмме угля. Поэтому использование ядерной энергии освобождает от необходимости перевозить огромные количества топлива от места добычи к потребителям.

Атомные электростанции, требуя для своей работы небольшого количества ядерного топлива, могут быть построены в самых отдаленных районах, лишенных каких-либо запасов топлива и расположенных вдали от рек. Уже сейчас отдельные страны, например Англия, испытывают затруднения из-за отсутствия достаточных запасов ископаемого топлива и рек, пригодных для постройки мощных электростанций.

Особенно большие преимущества от использования ядерной энергии получит транспорт. На кораблях и других видах транспорта не нужны будут большие запасы топлива. В освободившихся от топлива помещениях можно будет разместить грузы. Грузоподъемность судов при том же водоизмещении увеличится. Суда не будут простаивать длительное время в порту для загрузки топливом, так как не потребуется часто пополнять его запасы. Возрастет дальность перевозок и автономность плавания судов. Более высокие мощности ядерных энергетических установок при небольшом их весе и габаритах позволят увеличить скорости движения транспорта.

Создание ядерных ракетных двигателей большой мощности поможет человеку в деле освоения космического пространства.

Дальнейшее усовершенствование ядерных энергетических установок, создание термоядерных энергетических установок даст человечеству неисчерпаемый источник энергии. Использование ядерной и термоядерной энергии значительно облегчит решение многих проблем повседневной жизни.

Однако использование ядерной энергии в мирных целях тормозится гонкой атомного вооружения, которая осуществляется агрессивными кругами капиталистических стран, в первую очередь Соединенных Штатов Америки.

Советский Союз добился исключительных успехов в использовании ядерной энергии как в мирных целях, так и в целях обороны нашей страны.

С 1954 г. успешно работает первая в мире атомная электростанция мощностью 5000 квт.

В сентябре 1963 г. завершен физический пуск реактора Белоярской атомной электростанции имени И. В. Курчатова, а в ближайшем будущем пар, согретый атомным теплом, поступит в турбину генератора мощностью 100 000 квт.

В опытную эксплуатацию введена Мелекесская блочно-транспортабельная атомная электростанция мощностью 750 квт, которая предназначается для отдаленных и труднодоступных районов нашей страны.

В настоящее время завершается строительство Нововоронежской атомной электростанции, на которой будут установлены ядерные реакторы мощностью по 210 000 квт каждый.

Первое в мире надводное атомное судно — советский атомный ледокол «Ленин» — успешно покоряет ледяные просторы Арктики. С момента спуска на воду флагман советского ледокольного флота прошел десятки тысяч миль, из них только во льдах более половины пройденного расстояния. Плавание атомного ледокола «Ленин» позволило продлить навигацию по Северному морскому пути более чем на два месяца.

Наши атомные подводные лодки успешно освоили плавание подо льдами Арктического бассейна. Во время одного из походов атомная подводная лодка «Ленинский комсомол» дважды прошла подо льдами Северного полюса.

Широким фронтом идут у нас работы над решением проблемы термоядерных реакций.

Выполняя исторические задачи Программы, принятой на XXII съезде Коммунистической партии, наши ученые плодотворно работают над обеспечением широкого использования ядерной энергии в промышленности и на транспорте.



Мощный атом


Что может делать атом?


Всем известно, что мир, окружающий нас, и мы сами— все состоит из мельчайших частиц — атомов. Чтобы представить себе, насколько мал атом, достаточно сказать, что на длине в 1 см может уложиться рядом друг с другом около 100 млн. атомов.

Однако и атом состоит из еще более мельчайших частиц— ядра и электронов. Размер ядра в 10 000— 100 000 раз меньше размера атома, зато вся масса атома сосредоточена практически полностью в его ядре.

Электроны имеют отрицательный заряд, ядро — положительный, при этом число электронов в электронной оболочке атома равно числу элементарных электрических зарядов ядра. Электроны движутся вокруг ядра, образуя электронные оболочки.

Ядра атомов в свою очередь состоят из элементарных частиц — нейтронов и протонов, имеющих общее название нуклонов.

Нейтроны — нейтральные частицы, не имеющие заряда, а протоны — положительно заряженные частицы.

Число протонов в ядре соответствует заряду ядра, или атомному номеру. Каждый химический элемент имеет свой атомный номер, который определяет место элемента в периодической системе Менделеева.

Общее число нейтронов и протонов в ядре равно так называемому массовому числу.

Один и тот же химический элемент может иметь атомы с различными массовыми числами. Разновидности одного и того же химического элемента, имеющие одинаковый электрический заряд ядра, но различные массовые числа, называются изотопами.

Например, химический элемент уран имеет три природных изотопа: U23492, U23592 и U23992. Цифра «92» указывает заряд ядра урана, или его атомный номер. Цифры «234», «235» и «238» обозначают массовые числа трех изотопов урана.

Внутри атома таится большая энергия. Это — энергия связи электронов с ядром и энергия связи нейтронов и протонов в ядре. Энергия связи частиц в ядре, приходящаяся на один нуклон, у тяжелых и легких ядер меньше, у средних — больше. Поэтому если тяжелые ядра (уран, плутоний) будут делиться на средние, а легкие ядра (водород, дейтерий, тритий) будут соединяться, образуя ядра средних элементов таблицы Менделеева, то при этом будет выделяться энергия.

Человек уже с давних пор научился высвобождать из атома часть энергии связи атомов — связь электронов с ядром. Все химические процессы, протекающие в природе, представляют взаимодействие электронных оболочек атомов различных веществ.

Тепло и свет, наблюдаемые при горении топлива, высвобождаются вследствие перестройки электронных оболочек взаимодействующих атомов, например углерода и кислорода, водорода и кислорода. Ядра же атомов при всех химических реакциях не претерпевают изменений.

В то же время энергия связи, заключенная в ядре, несравнимо больше энергии связи электронов в атомах и молекулах.

Открытие нейтрона в 1932 г. ознаменовало новый этап в развитии атомной физики. Именно с помощью нейтрона удалось проникнуть в ядро атома и вызвать различные ядерные превращения — ядерные реакции.

Энергию, выделяющуюся при ядерных реакциях, стали называть атомной, или, более точно, ядерной энергией.

В 1939 г. учеными было установлено, что под действием нейтронов, направленных на ядра атомов урана-235, происходит деление его ядер.

Стоит попасть нейтрону в ядро, как осколки ядер разлетаются в разные стороны с огромной скоростью подобно тому, как разлетаются куски разбившегося камня при ударе о твердую поверхность (рис. 1).


Рис. 1. Осколки ядер, словно куски разбившегося камня, разлетаются в разные стороны с огромной скоростью

При делении ядра урана образуются, как правило, два больших осколка, представляющие собой ядра атомов более легких элементов, например стронция и ксенона, и ряд других мелких частиц (нейтронов, гамма-квантов, электронов).

Основная доля энергии, выделяющейся при делении ядра урана, воспринимается этими двумя осколками, в результате чего они приобретают большую энергию движения и, следовательно, большую начальную скорость. Лишь малая часть энергии деления (около 17%) уносится другими, более мелкими частицами.

Осколки при своем движении в веществе взаимодействуют с электронными оболочками и ядрами находящихся на их пути атомов, тормозятся и передают атомам вещества свою энергию. Восприняв энергию осколков, атомы начинают быстрее колебаться около своего основного положения; вещество при этом нагревается, температура его возрастает. Осколки проходят в веществе очень небольшой путь: в металлическом уране величина их пробега менее 1 мм, а в воздухе — не более 2—3 см.

Таким образом, кинетическая энергия осколков переходит в тепловую энергию вещества.

Энергия, выделяющаяся при делении одного или нескольких ядер урана, невелика. Но так как даже в 1 г урана количество ядер огромно, то общая энергия деления ядер велика и уже достаточна для практического ее использования.

Чтобы добиться деления большого числа ядер урана, необходимо создать такие условия, при которых деление одного ядра вызовет деление других ядер, т. е. осуществить так называемую цепную ядерную реакцию деления. Так же при сжигании топлива происходит цепная реакция горения, при которой сгорающие частицы поджигают другие.

Для поддержания цепной ядерной реакции необходимо обеспечить условие, чтобы нейтроны, образовавшиеся при делении одного ядра, вызывали бы в свою очередь деление других ядер. Но так как размеры ядра очень малы, то нейтрону попасть в ядро трудно. Он может пройти значительное расстояние так и не столкнувшись с ядром. Если же взять кусок урана достаточно больших размеров, вероятность столкновения нейтронов с ядрами будет больше.

Кроме определенных размеров, для увеличения возможности столкновения нейтронов с ядрами желательно, чтобы кусок урана имел самую малую площадь внешней поверхности. В этом случае из куска урана будет вылетать наименьшее число нейтронов по отношению ко всему числу выделившихся в объеме. Наиболее подходящая форма куска — форма шара.

Как брошенный с горы камень увлекает за собой другие камни, образуя камнепад, так и в куске урана число делящихся ядер будет нарастать лавинообразно. Это и будет цепная ядерная реакция деления. В мгновение произойдет деление большого числа ядер урана с выделением огромного количества энергии, т. е. взрыв.

При делении одного килограмма ядерного заряда урана-235 выделится столько же энергии, сколько и при взрыве 20 000 т обычной взрывчатки — тринитротолуола.

Энергия ядерных взрывов может быть использована при строительстве каналов, прокладке дорог и туннелей, раскопках полезных ископаемых.

Однако основное направление использования ядерной энергии — это разработка ядерных двигателей для нужд промышленности и транспорта.

Чтобы использовать ядерную энергию в двигателях, необходимо создать условия, при которых она выделялась бы не мгновенно, как при взрыве, а в требуемых количествах в течение длительного промежутка времени, т. е. необходимо осуществить регулируемую цепную реакцию.

Таким образом, необходимо как бы затормозить развитие цепной ядерной реакции и поддерживать скорость ее протекания на заданном уровне. Так, у автомобиля, мчащегося под уклон, нельзя допускать непрерывного возрастания скорости движения: он потеряет управление и произойдет авария. Водитель включает тормоза, при помощи которых удерживает автомобиль на безопасной скорости.

Подобным образом замедляется и падение парашютиста. Тормозящийся воздухом купол парашюта опускает парашютиста на землю с одной и той же скоростью.

Так же и при сжигании обыкновенного химического топлива — ему не дают разгораться всему сразу, а постепенно подают его в топки котлов или камеры сгорания двигателей.

Для постоянства скорости ядерной цепной реакции деления тоже необходимо как-то поглотить излишнюю для реакции часть нейтронов.

Для создания требуемых условий развития цепной ядерной реакции построены своеобразные ядерные «котлы» — ядерные реакторы, где происходит преобразование ядерной энергии в тепловую. Нормальная работа реактора возможна при непрерывном отводе образующегося в нем тепла. Если не обеспечить непрерывный отвод тепла, реактор сгорит подобно тому, как сгорают от трения о воздух метеориты, движение которых можно наблюдать на темном небосклоне в виде светящихся полос, тут же исчезающих, так как из-за незначительной теплопроводности воздуха метеориты не успевают охлаждаться.

Отведенная из ядерного реактора тепловая энергия в дальнейшем превращается в механическую. Превращение тепловой энергии в механическую широко используется и в настоящее время в различных тепловых двигателях. Поэтому приспособление существующих тепловых двигателей к ядерным установкам не вызвало у конструкторов особых затруднений. Как только были созданы ядерные реакторы, были разработаны и построены ядерные двигатели.

Другим направлением использования ядерной энергии является преобразование ее в электрическую.

А электрическая энергия может быть преобразована в другие формы энергии и использована с наибольшим эффектом.

Вращая электродвигатели, электричество приводит в движение электровозы, троллейбусы, а также станки, насосы и множество другого оборудования заводов и фабрик. Пропущенный по спиралям электронагревательных приборов электрический ток превращается в тепло. Поверните выключатель — и ток, текущий по проводам, засветится ярким светом электрических ламп. Электричество, преобразованное в энергию радиоволн, переносит на тысячи километров изображение и звук, которые мы затем видим на экранах наших телевизоров и слышим по радио. Электричество обладает еще целым рядом ценных свойств: оно мгновенно и с небольшими потерями передается на большие расстояния, помогает выполнить самые различные, простые и сложные, работы.


Рис. 2. Схемы преобразования ядерной энергии в энергию движения с использованием паротурбинной установки (а) и при непосредственном преобразовании ее в электрическую энергию (б):
1 — ядерный реактор; 2 — паровая турбина; 3—генератор; 4 — щит распределения электроэнергии

Преобразование атомной энергии в электрическую происходит пока по сложной схеме (рис. 2, а). Тепловая энергия, получаемая в ядерном реакторе, вначале преобразуется в механическую энергию вращения турбины электрогенератора, который затем уже вырабатывает электрический ток. Для получения этим путем электроэнергии строятся атомные электростанции.

В последние годы проводятся широкие исследования возможности прямого преобразования тепловой энергии, получаемой в ядерных реакторах, в электрическую (рис. 2, б).

Создаются так называемые термоэлектронные (термоионные) преобразователи.

Когда такие реакторы будут созданы, отпадет необходимость в постройке дорогостоящих и требующих непрерывного внимания турбин и электрогенераторов. От автоматически управляемых реакторов ток потечет по проводам прямо на заводы и фабрики, к проводам электричек, в квартиры жилых домов.

Другой путь непосредственного преобразования ядерной энергии в электрическую — получение электричества с помощью атомных батарей.

Источником энергии в атомных батареях служат радиоактивные вещества, ядра атомов которых самопроизвольно распадаются с излучением альфа- и бета-частиц. Альфа-частицами являются ядра атомов гелия, бета-частицами — электроны.


Рис. 3. Атомный электрический элемент: 1 — металлический корпус; 2 — радиоактивное вещество; 3 — внутренний электрод; 4 — изолятор

В атомных батареях (рис. 3) преимущественно используются искусственные радиоактивные вещества: полоний, плутоний, кюрий (альфа-радиоактивные элементы) и церий, стронций (бета-радиоактивные элементы).

Как альфа-частицы, так и бета-частицы проходят в веществе небольшой путь, расходуя свою начальную энергию, приобретенную при распаде, на нагрев радиоактивного вещества 2, которое при нагреве начинает терять электроны.

Так как электроны имеют отрицательные заряды, то, вылетая из радиоактивного вещества, они заряжают его положительно. В то же время металлический цилиндр 1, на который попадают электроны, заряжается отрицательно. Таким образом, возникает электрическое напряжение между цилиндром и источником. Если соединить цилиндр и источник проводником, то по этой цепи потечет ток.

Электрическое напряжение в этом случае может быть весьма значительным, до 100 000—200 000 в, но ток будет очень малым, не превышающим одной десятимиллиардной части ампера. Мощность такой батареи тоже будет незначительной, не более одной стотысячной части ватта. Для сравнения вспомним, что напряжение химической батареи для карманного фонаря составляет 3 в, а ток 0,15 а. Мощность ее 0,45 вт, но работает она всего около двух часов, в то время как атомная батарея может работать годами — в зависимости от природы радиоактивного вещества.

Атомные батареи тем не менее найдут широкое применение в тех случаях, когда требуется в течение длительного времени небольшая электрическая мощность, например для движения космических кораблей в безвоздушном пространстве (после выведения его из сферы земного тяготения с помощью мощной ракеты), а также для обеспечения космических кораблей электроэнергией для бытовых надобностей и питания приборов управления.

Наряду с использованием реакции деления ядер для получения ядерной энергии могут применяться также термоядерные реакции.

При термоядерных реакциях происходит не деление ядер, а их соединение — синтез. Выделение энергии в этом случае возможно при слиянии ядер уже не тяжелых, а легких элементов.

Само название этих реакций — термоядерные — говорит уже о том, что они происходят под влиянием температуры. Эти реакции протекают лишь при высоких температурах, составляющих десятки миллионов градусов. Именно такие температуры есть на Солнце, где из ядер водорода непрерывно образуются ядра гелия.

Это объясняется следующим. Так как взаимодействующие ядра имеют положительный заряд, при сближении друг с другом они испытывают действие сил отталкивания. Для преодоления этих сил и последующего слияния под действием ядерных сил притяжения ядра должны иметь достаточно высокую энергию теплового движения, что может быть достигнуто лишь при очень высоких температурах.

Наиболее легко могут быть осуществлены термоядерные реакции с тяжелыми изотопами самого легкого элемента— водорода: дейтерием и тритием.

Как и для цепной ядерной реакции деления, вначале удалось получить неуправляемую термоядерную реакцию в водородной бомбе. Но для промышленного использования термоядерной энергии необходимо уметь управлять термоядерной реакцией, а это связано с большими трудностями.

Прежде всего уже при температуре вещества в десятки и сотни тысяч градусов возникают громадные потери тепла за счет его излучения, вследствие чего дальнейшее повышение температуры становится неосуществимым. Поэтому необходимо обеспечить тепловую изоляцию нагретого до больших температур вещества; ни один из существующих изоляционных материалов не может выдержать таких высоких температур.

Решение очень трудной проблемы теплоизоляции стало возможным лишь после того, как советские ученые — академики А. Д. Сахаров и И. Е. Тамм предложили в этих целях использовать магнитное поле.

При температурах в миллионы градусов любое вещество не будет ни твердым телом, ни жидкостью, ни газом, оно будет состоять из электронов и голых ядер, т. е. будет представлять собой так называемую плазму. Так как и электроны и ядра имеют электрический заряд, можно создать условия, при которых в магнитном поле они будут двигаться по замкнутым траекториям, не касаясь стенок сосуда, в котором заключено вещество. При этом возникает электрический ток.

Пока управляемые термоядерные реакции получают только в лабораториях в течение долей секунды, но придет время, когда будут созданы термоядерные реакторы.

Построенные термоядерные электростанции колоссальной мощности дадут человечеству огромное количество энергии, получаемой непосредственно на Земле в любое время года независимо от внешнего источника энергии — Солнца.

Искусственное «солнце», которое будет зажжено на Земле, навсегда избавит человечество от забот по поиску новых источников энергии.

Ядерная энергия — энергия будущего.


Ядерные «котлы»


Как уже указывалось, управляемую цепную ядерную реакцию можно получить в устройствах, представляющих собой особого рода «котлы» — ядерные реакторы. Ядерный реактор является частью энергетической установки.

В ядерном реакторе происходит преобразование ядерной энергии в тепловую. Рабочее вещество (теплоноситель, или, что то же самое, охладитель), проходя через реактор, охлаждает его, а само при этом нагревается. Затем рабочее вещество поступает в турбину и приводит ее в движение. Таким образом, тепловая энергия может быть превращена в механическую, а затем, если это необходимо, в другие виды энергии, например в электрическую.

В ядерном реакторе находится ядерное топливо — природный уран, содержащий смесь изотопов урана: урана-234 (0,006%), урана-235 (0,712%) и урана-238 (99,282%), или обогащенный уран.

Обогащенный уран получается путем искусственного повышения процентного содержания урана-235 в природном уране (для реакторов, работающих на тепловых нейтронах, обогащение обычно не превышает нескольких процентов).

В ядерном реакторе уран располагается либо в виде отдельных блоков или стержней, либо распределяется равномерно по всему объему реактора. В первом случае ядерный реактор называется гетерогенным, во втором — гемогенным.

В настоящее время используются преимущественно гетерогенные реакторы (рис. 4).


Рис. 4. Гетерогенный уран-графитовый реактор:
1 — тепловыделяющие элементы (уран); 2 — замедлитель нейтронов (графит); 3 — каналы циркуляции теплоносителя; 4 — отражатель нейтронов; 5 — биологическая защита; 6 — регулирующие стержни

Та часть реактора, в которой размещается ядерное топливо и осуществляется цепная ядерная реакция, называется активной зоной.

Ядерное топливо размещается в активной зоне в виде стержней 1, состоящих из так называемых тепловыделяющих элементов, или твэлов. Твэлы представляют собой герметичные оболочки, внутри которых размещено ядерное топливо.

Тепловыделяющие элементы помещают в охлаждающие каналы 3.

При протекании цепной ядерной реакции урановые стержни нагреваются до высокой температуры, которая в центре тепловыделяющих элементов может достигать 1500—1800° С. Температура же на поверхности стержней зависит от теплопроводности урана и от количества рабочего вещества, проходящего через реактор для охлаждения его.

Для получения высокой экономичности энергетической установки рабочее вещество на выходе из реактора должно иметь как можно более высокую температуру. Поэтому желательно, чтобы твэлы выдерживали длительную работу при высокой температуре.

Но у металлического урана при температуре в активной зоне свыше 600° С ухудшается прочность и изменяются другие физические свойства. Поэтому при температурах активной зоны примерно 700—1000° С в качестве ядерного топлива используют окислы или карбиды урана, т. е. соединения урана с кислородом и углеродом. Окислы урана имеют низкую теплопроводность, но зато не вступают в химическое соединение с водой, поэтому их используют в реакторах, охлаждаемых водой. Карбиды урана, несмотря на хорошую теплопроводность, активно воздействуют с водой и могут быть использованы лишь в некоторых типах реакторов, охлаждаемых расплавленным натрием, органическими соединениями или газом гелием.

Чтобы радиоактивные вещества не попали в теплоноситель, твэлы должны быть герметичными. Кроме того, они должны быть достаточно прочными, чтобы защитить ядерное топливо от механического разрушения при движении через реактор рабочего вещества.

При низких температурах в активной зоне применяются алюминиевые оболочки, при температурах до 500° С — циркониевые, а в будущем предполагают применять бериллиевые облицовки твэлов с повышением температуры рабочего вещества до 700° С.

Как уже говорилось, для самоподдержания цепной ядерной реакции используются нейтроны, которые образуются при делении ядер урана. Нейтроны имеют большую скорость и, следовательно, большую кинетическую энергию (энергию движения). Опытами установлено, что взаимодействие нейтрона с ядром урана зависит от скорости нейтрона: чем меньше скорость, тем взаимодействие сильнее, и, наоборот, при больших скоростях нейтрона оно уменьшается.

Более сильное взаимодействие нейтрона с ядром урана при уменьшении скорости нейтрона может быть объяснено тем, что при малых скоростях нейтрон будет большее время находиться вблизи ядра, в поле действия ядерных сил притяжения, поэтому существует большая возможность поглощения нейтрона ядром (рис. 5).


Рис. 5. Скорости медленных и быстрых нейтронов отличаются друг от друга, как скорости пешехода и космической ракеты

При скоростях нейтрона, близких к скорости теплового движения молекул вещества при обычной температуре (220 м/сек), создаются наиболее благоприятные условия для протекания цепной ядерной реакции. В то же время большая часть нейтронов, выделившихся при делении ядер, обладает скоростью, значительно превышающей скорость теплового движения молекул.

В связи с этим возникает необходимость замедлять движение нейтронов, образующихся при делении ядер урана. Для этого в реакторе используется замедлитель нейтронов из вещества, ядра атомов которого по своей массе ближе к массе нейтрона*. Кроме того, замедлитель не должен сильно поглощать нейтроны, иначе цепная реакция не будет развиваться. Такими веществами являются, например, вода, бериллий, графит, углеводороды. Лучшим замедлителем является тяжелая вода, молекулы которой состоят из двух атомов тяжелого водорода (дейтерия) и атома кислорода.
________
*Масса нейтрона равна примерно массе ядра наиболее легкого химического элемента — водорода.

При столкновении быстрых нейтронов с атомами замедлителя значительная часть энергии нейтронов воспринимается атомами замедлителя, вследствие чего замедляется движение нейтронов. Это напоминает столкновение бильярдных шаров (рис. 6). При прямом столкновении шаров (I) черный шар, движущийся с большой скоростью, останавливается, а белый шар 1 приобретает большую скорость за счет переданной ему энергии движения от черного шара.


Рис. 6. Движение бильярдных шаров:
I — при прямом столкновении; II — при боковом столкновении; III — при ударе об упругий борт

Аналогично этому происходит столкновение нейтрона с ядром легкого замедлителя, масса которого или равна массе ядра замедлителя (водород), или лишь вдвое больше ее (дейтерий).

При столкновении нейтрона с ядрами более тяжелого замедлителя (например, углерода или бериллия) потребуется уже несколько соударений. Это можно сравнить с боковым столкновением бильярдных шаров (II), когда движение шара при каждом столкновении замедляется лишь частично. Белый шар 1 остановится только после столкновения с несколькими шарами 2, 3, 4...

При столкновении нейтрона с ядрами тяжелых элементов потеря его энергии будет весьма небольшой и нейтроны будут отскакивать от них примерно так же, как бильярдный шар, ударившийся об упругий борт (III).

Как уже говорилось, для охлаждения реактора и дальнейшего использования тепловой энергии через активную зону реактора пропускают теплоноситель. Он проходит по охлаждающим каналам 3 (рис. 4) и охлаждает твэлы и замедлитель.

В качестве теплоносителя могут быть использованы обычная и тяжелая вода, газы (азот, гелий, углекислый газ, воздух, водяной пар), органические соединения (тетрафенил и др.) и расплавленные жидкие металлы (натрий, калий и их сплавы, свинец, рубидий). В ряде случаев теплоноситель является одновременно и замедлителем (вода, гелий и органические соединения).

Теплоноситель должен отбирать как можно больше тепла из активной зоны, т. е. обладать большой теплоемкостью и не взаимодействовать с металлами, из которых изготовлены реактор, трубопроводы и другие устройства установки. Кроме того, теплоноситель не должен становиться радиоактивным и изменять свои химические свойства после прохождения активной зоны.

Для выравнивания потока нейтронов и уменьшения их утечки вокруг активной зоны ставится отражатель нейтронов 4. В качестве отражателей используются те же материалы, что и для замедлителя, например графит или бериллий, а также вода.

Регулирование цепной ядерной реакции и поддержание на определенном уровне мощности реактора осуществляется при помощи регулирующих стержней 6. Кроме того, в реакторе имеются аварийные стержни, которые предназначены для быстрого прекращения работы реактора при аварии установки.

Как регулирующие, так и аварийные стержни изготавливаются из материалов, хорошо поглощающих нейтроны, а именно бор, гафний, кадмий. Наиболее распространены регулирующие стержни из бористой нержавеющей стали.

Регулирование реактора производится путем ввода и вывода стержней из активной зоны. При введении стержня усиливается поглощение нейтронов, количество их уменьшается, и цепная ядерная реакция затухает. И наоборот, удаление регулирующих стержней из активной зоны приводит к большему развитию цепной реакции, к увеличению мощности реактора.

Загрузка ядерного топлива в реактор производится в большем количестве, чем это необходимо для развития цепной ядерной реакции. В первый период работы реактора, сразу же после загрузки топлива, в активную зону полностью вводятся регулирующие стержни. По мере выгорания топлива регулирующие стержни постепенно выводятся из активной зоны (рис. 7).


Рис. 7. Принцип регулирования мощности реактора с помощью регулирующих стержней:
а — после загрузки ядерного горючего; б— перед заменой ядерного горючего;
I — реактор остановлен; II — реактор работает

Аварийные стержни отличаются от регулирующих только большей массой. При работе реактора аварийные стержни находятся вне активной зоны.

Передвигаются стержни при помощи системы автоматического регулирования.

Регулирование мощности реактора при использовании в качестве замедлителя тяжелой воды может осуществляться изменением уровня замедлителя в активной зоне.

При уменьшении количества тяжелой воды в реакторе уменьшается поглощение нейтронов, что приводит к увеличению мощности реактора.

В реакторах, охлаждаемых обычной водой под давлением, предложен способ регулирования мощности реактора путем добавления в нее тяжелой воды. По мере выгорания ядерного топлива часть тяжелой воды из теплоносителя удаляется и тем самым уменьшается степень поглощения нейтронов. В этих случаях конструкция реактора упрощается, так как нет необходимости в системе передвижения регулирующих стержней.

В некоторых конструкциях ядерных энергетических установок для аварийной остановки реактора, когда есть угроза серьезной аварии, предусматривается впрыскивание в реактор раствора бора в воде. После этого реактор тщательно промывают, а теплоноситель заменяют.

При делении ядер выделяются нейтроны и гамма-лучи, которые обладают большой проникающей способностью и вредно действуют на живые организмы.

Кроме того, мощные нейтронные потоки в активной зоне реактора вызывают радиоактивность материалов, из которых изготовлен реактор. Ядра элементов этих материалов поглощают нейтроны и затем распадаются с испусканием электронов и гамма-лучей. Такого рода радиоактивность называют наведенной радиоактивностью.

Значительную радиоактивность после прохождения активной зоны может приобрести и теплоноситель: калий, натрий, органические вещества, в меньшей степени газы и вода. Но в обычной воде содержатся различные примеси, которые под действием нейтронного облучения становятся радиоактивными.

Основную биологическую опасность представляет реактор, излучающий как нейтроны, так и гамма-лучи. Трубопроводы и оборудование циркуляционного контура являются источником гамма-излучения не только от наведенной радиоактивности в теплоносителе, но и вследствие уноса теплоносителем твердых или газообразных радиоактивных веществ из твэлов при повреждении их оболочек.

Для защиты обслуживающего персонала от проникающих излучений реактор и все оборудование циркуляционного контура окружаются биологической защитой 5 (рис. 4).

В установке, как правило, имеется первичная и вторичная биологическая защита. Первичная защита окружает сам реактор, вторичная — все оборудование циркуляционного контура и реакторное помещение, -снижая уровень радиации до норм, допустимых при нахождении людей в соседних помещениях. Для уменьшения уровня радиации в жилых помещениях кораблей эти помещения могут быть дополнительно защищены специальной теневой защитой.

В качестве материалов для биологической защиты используются: вода — для защиты от нейтронов, сталь и свинец — от гамма-излучения. Широко применяются различные виды бетонов, обладающих хорошими поглощающими свойствами.

Мы рассмотрели принцип действия и устройство лишь наиболее широко распространенного реактора — реактора на медленных, или, как говорят, тепловых, нейтронах.

Существуют также реакторы, в которых цепная ядерная реакция осуществляется на быстрых нейтронах. В активной зоне этих реакторов замедлитель отсутствует, и в связи с этим активная зона может иметь небольшие размеры. Другим преимуществом реактора на быстрых нейтронах является возможность использования в нем самых различных конструкционных материалов, тогда как в реакторе на тепловых нейтронах выбор конструкционных материалов весьма ограничен.

Это связано с тем, что почти все химические элементы сильно поглощают тепловые нейтроны; поглощение же ими быстрых нейтронов очень незначительно.

Теплоносителем в реакторах на быстрых нейтронах служат легкоплавящиеся металлы (калий, натрий, свинец), которые обеспечивают наилучшее охлаждение реактора.

Но в реакторах на быстрых нейтронах используется дорогостоящий сильно обогащенный уран (с большим содержанием урана-235). Для работы такого реактора требуется гораздо больше ядерного топлива, чем для реактора на тепловых нейтронах. Эти причины значительно повышают стоимость реактора на быстрых нейтронах.

Особый интерес представляют реакторы-размножители, в которых расходуемое ядерное топливо непрерывно воспроизводится, причем в большем количестве, чем расходуется.

Уже упоминалось, что из трех изотопов урана только уран-235 подвергается делению под действием тепловых нейтронов. Уран-238, который составляет основную массу природного урана (99,28%), поглощает нейтроны и в дальнейшем превращается в плутоний-239.

Под действием тепловых нейтронов ядра плутония также подвергаются делению. Поэтому плутоний-239, как и уран-235, может служить ядерным топливом.

Ядерное топливо может быть получено и из химического элемента — тория, который под действием нейтронов в ядерном реакторе превращается в другой вид ядерного топлива — уран-233.

Можно сконструировать такой реактор, в котором количество вновь образующегося ядерного топлива плутония-239 или урана-233 будет большим, чем количество расходуемого урана-235. Такие реакторы и называются реакторами-размножителями.

Реакторы-размножители могут найти в дальнейшем широкое применение, поскольку срок их работы будет значительно большим, чем у обычных реакторов.


Ядерные энергетические установки


Комплекс устройств, предназначенных для преобразования одного вида энергии в другую, называется энергетической установкой. Наше поколение стало свидетелем того, как человек впервые преобразовал ядерную энергию в механическую* и электрическую, т. е. создал ядерные энергетические установки.
________
*Энергетическая установка для преобразования любого вида энергии в механическую называется двигательной установкой, поэтому такие ядерные установки принято называть ядерными двигательными установками.

Из предыдущего ясно, что основным устройством, сердцем ядерной энергетической установки является ядерный реактор 1 (рис. 2,а), в котором поддерживается регулируемая цепная ядерная реакция. В результате протекания этой реакции в реакторе происходит выделение определенного количества тепла. Для использования этого тепла через реактор с помощью насоса непрерывно прогоняется рабочее вещество, например обыкновенная вода. Вода охлаждает реактор и за счет поглощенного тепла превращается в водяной пар, подобно тому как это происходит в обычных паровых котлах. Водяной пар из ядерного реактора направляется в паровую турбину 2, где и совершает механическую работу, вращая ротор турбины. Турбина может привести в движение винт корабля или самолета, ротор электрогенератора.

Схема ядерной энергетической установки прежде всего зависит от ее назначения, а также от выбора типа теплового двигателя, от принятого теплоносителя и конструкции ядерного реактора.

Тип теплового двигателя определяет рабочее вещество: для паровой турбины используется водяной пар, для газовой турбины — нагретые до высокой температуры газы.

Рабочее вещество — это вещество, при помощи которого происходит процесс превращения тепловой энергии в механическую. При этом в одном устройстве (паровом котле, ядерном реакторе, теплообменнике) вещество нагревается, температура и давление его повышаются — накапливается потенциальная энергия давления. Будучи направленным в другое устройство — паровую или газовую турбину, — рабочее вещество совершает механическую работу благодаря превращению потенциальной энергии давления в кинетическую энергию вращения ротора турбины или движения поршня двигателя.

Чем выше температура и давление рабочего вещества перед входом в турбину, тем большую работу оно совершит, тем более экономичной будет установка.

В первую очередь выгодно использовать такие вещества, которые одновременно могут быть использованы и как теплоноситель, и как рабочее вещество. Это позволило бы нагретый в реакторе теплоноситель направлять непосредственно в турбину и осуществлять там превращение тепловой энергии в механическую.

Однако не всякое вещество, используемое в атомной энергетической установке в качестве теплоносителя, может служить одновременно и рабочим веществом.

Ранее упоминалось, что теплоносителем могут быть: обычная или тяжелая вода, различные газы (азот, гелий, углекислый газ, воздух), расплавленные металлы (натрий, калий и их сплавы) и, наконец, жидкие органические вещества. Из них только вода, превращенная в пар, а также различные газы могут быть использованы одновременно и в качестве теплоносителя, и как рабочее вещество.

В том случае, когда теплоноситель, охлаждающий активную зону реактора, не может служить рабочим веществом, приходится применять промежуточный теплообменник. Энергетическая установка получается двухконтурной: по одному замкнутому контуру циркулирует теплоноситель, а по второму — рабочее вещество.


Рис. 8. Теплообменник-парогенератор:
1 — паровой коллектор,
2 — нижний коллектор,
3 — трубки теплоносителя;
4 — опускные трубы;
5 — подъемные трубы;
6 — подвод теплоносителя I контура;
7 — отвод греющей воды;
8 — подвод воды II контура;
9 — отвод пара к турбине

В теплообменнике, к которому подходят и первый и второй контуры, теплоноситель и рабочее вещество разделены теплообменной поверхностью. На приведенной схеме теплообменника (рис. 8) теплоноситель проходит внутри трубок 3, внешнюю поверхность которых омывает рабочее вещество. Вода, находящаяся в нижнем коллекторе, воспринимает тепло от теплоносителя и превращается в пар. Имея меньший вес, смесь воды и пара вытесняется из нижнего коллектора более тяжелой водой, находящейся в опускных трубах, и по подъемным трубам поступает в паровой коллектор. Здесь пар отделяется от воды и собирается в верхней части коллектора, называемой паровым объемом. Из теплообменника пар, нагретый до высокой температуры, направляется в турбину, где и производит механическую работу.

Отсутствие опыта конструирования ядерных энергетических установок, недостаточная изученность особенностей протекающих в реакторах процессов привели к тому, что при создании первых ядерных двигателей было разработано несколько схем установок.


Установка с водой под давлением. Наиболее просто осуществимой оказалась схема ядерной энергетической установки, в которой в качестве теплоносителя используется обычная вода.

Энергетические установки с реакторами, охлаждаемыми водой под давлением, применены на советском ледоколе «Ленин», американском грузопассажирском судне «Саванна», американских атомных подводных лодках и надводных военных кораблях, а также предусматриваются для большинства из вновь проектируемых атомных кораблей и транспортных судов.

Вода, используемая в качестве теплоносителя в ядерных энергетических установках, не совсем обычная вода, с которой мы ежедневно встречаемся. Она должна быть очень чистой и лишена каких-либо примесей. В ней не должно быть ни растворенных солей, ни твердых взвешенных частиц.

Такие высокие требования к чистоте воды вызваны тем, что, протекая через реактор, она подвергается действию нейтронов, которые способны навести в ее примесях радиоактивность. Поэтому вода, используемая в ядерных установках, проходит двойную перегонку. Сначала она испаряется, и ее пары конденсируются. Однако и в конденсате оказывается некоторое, хотя и небольшое, количество растворенных солей. Этот конденсат вновь испаряют. Образующийся вторичный конденсат, или, как его называют, бидистиллат, практически не содержит никаких примесей.

На первых порах, когда еще не было опыта конструирования ядерных реакторов, казалось невозможным осуществить получение рабочего вещества—водяного пара — непосредственно в реакторе. Считалось, что в случае парообразования в реакторе значительно усложняются вопросы регулирования и автоматизации протекающих в нем процессов. Поэтому вода использовалась только для охлаждения реактора и для отвода из него выделившегося в активной зоне тепла, т. е. в качестве теплоносителя.

Для того чтобы нагреть воду до более высокой температуры, не допуская при этом ее кипения, пришлось повышать давление воды в реакторе. В некоторых установках это давление достигает, например, 140 атм при температуре воды на выходе из реактора, равной 310°.

Но так как воду невозможно использовать в качестве рабочего вещества в тепловых двигателях, все установки с реакторами, охлаждаемыми водой под давлением, имеют двухконтурную схему (рис. 9).


Рис. 9. Схема двухконтурной установки с реактором, охлаждаемым водой под давлением:
1 — ядерный реактор; 2 — теплообменник-парогенератор; 3 — влагоотделитель; 4 — паровая турбина; 5 — конденсатор; 6 — циркуляционный насос I контура; 7 — питательный насос II контура; 8 — компенсатор объема; 9 — первичная биологическая защита; 10 — вторичная защита

В первом контуре в качестве теплоносителя циркулирует вода. Поступая в реактор, она охлаждает тепловыделяющие элементы. При этом вода нагревается до температуры несколько ниже температуры ее парообразования при данном давлении «в реакторе. Разница температуры воды на входе и выходе из реактора обычно небольшая и составляет всего лишь 20—25° С. Из реактора нагретая вода поступает в парогенератор 2 и проходит по трубкам, которые омываются водой вторичного контура циркуляции.

Воспринимая тепло, вода вторичного контура нагревается до температуры кипения и превращается в пар. При этом давление во втором контуре будет меньше, чем в первом.

Образовавшийся вторичный пар собирается в верхней части парогенератора, в его паровом объеме, где за счет разности удельных весов воды и пара происходит некоторое осушение пара. Капельки влаги, увлеченные потоком пара вверх, как более тяжелые, оседают в водяной объем. Дополнительное, более тщательное осушение пара может быть обеспечено в специальных устройствах — влагоотделителях 3.

В этих устройствах отделение влаги происходит также за счет разности удельных весов пара и капелек воды. При этом более полное отделение влаги достигается путем увеличения объема влагоотделителя и за счет воздействия на поток пара центробежных сил вращения или инерционных сил, возникающих при резком изменении направления потока пара.

Из влагоотделителя выходит сухой насыщенный пар, который практически не содержит влаги. Пар поступает в паровую турбину 4, где, расширяясь, производит механическую работу и приводит в движение генератор электрического тока или гребной вал судовой двигательной установки.

Отработанный пар направляется в конденсатор 5, где охлаждается прокачиваемой через конденсатор забортной водой и превращается в воду, которая затем питательным насосом 7 вторичного контура снова направляется в водяной объем парогенератора.

Поддержание постоянного высокого давления в первичном контуре установки достигается введением в установку так называемого компенсатора объема 8. Назначение его — компенсировать изменения объема теплоносителя, возникающие в результате колебания температуры при изменении режима работы установки, а также в случае утечки теплоносителя из контура, и тем самым поддерживать давление постоянным.

В первых установках, в частности на подводной лодке «Наутилус», компенсатор объема представлял собой воздушный резервуар, соединенный с трубопроводом первичного контура на выходе из реактора. В компенсаторе посредством подачи воздуха от компрессора высокого давления автоматически поддерживалось постоянное рабочее давление.


Рис. 10. Паровой компенсатор объема (схема):
1 — трубопровод первичного контура; 2 — электронагреватель; 3 — сопла охлаждающей воды

Впоследствии более простым оказалось использование не воздушного, а парового компенсатора объема (рис. 10). При падении давления теплоносителя в первичном контуре ниже рабочего уровня включается электроподогрев. За счет тепла, выделяемого электронагревателем, образуется дополнительное количество пара, и давление в компенсаторе объема, а следовательно, и во всем первичном контуре повышается. Если нужно несколько понизить давление, в паровой объем через сопло 3 впрыскивают холодную воду. При этом часть пара конденсируется и давление снижается.


Как правило, в ядерных энергетических установках в качестве двигателя применяются паровые турбины, работающие на насыщенном (влажном) паре. Коэффициент полезного действия этих установок не превышает 20— 25%. Использование насыщенного пара приводит к увеличению размеров и веса паровых турбин по сравнению с турбинами, работающими на перегретом паре.

Чтобы полезнее использовать тепло, выделяемое в реакторе, желательно иметь перегретый пар, повышать его давление и температуру перед турбиной. В современных паросиловых установках обычно используется перегретый пар с температурой выше 500° С, при этом коэффициент полезного действия этих установок достигает 35%.

Получить перегретый пар с высокой температурой перегрева в установках с реакторами, охлаждаемыми водой под давлением, трудно из-за низкой температуры теплоносителя первичного контура.

Впервые в мире перегрев пара осуществлен на Белоярской атомной электростанции. Здесь реактор охлаждается водой под давлением. В теплообменнике во втором контуре образуется насыщенный пар с давлением 100 атм. Пар второго контура вновь поступает в специальные каналы реактора, где перегревается до температуры 510° С.

Многообещающими являются также реакторы кипящего типа, которые позволяют получать высокие начальные давления и температуры рабочего пара при более простой схеме установки.


Установка с реактором кипящего типа. Реактор кипящего типа представляет собой, по существу, паровой котел, в котором вместо тепла от сжигания химического топлива для получения пара используется тепло, выделяемое при ядерной реакции. Воспринимая тепло, охлаждающая вода превращается непосредственно в реакторе в пар, который может использоваться затем в турбине. Поэтому установка с реактором кипящего типа может быть выполнена одноконтурной (рис. 11). Устройство такой установки следующее. В нижней части реактора, заполненной водой, находится активная зона. За счет тепла, выделяющегося в активной зоне реактора, вода нагревается и частично испаряется. Образующийся пар собирается в паровом пространстве, которое расположено в верхней части реактора.


Рис. 11. Схема одноконтурной установки с реактором кипящего типа:
1 — активная зона; 2 — паровой объем; 3 — влагоотделитель; 4 — паровая турбина; 5 — конденсатор; 6 — питательный насос; 7 — циркуляционный насос; 8 — генератор; 9 — первичная защита; 10—вторичная защита

Вследствие разности удельных весов пароводяной смеси в активной зоне и воды, используемой в качестве отражателя нейтронов и омывающей активную зону со всех сторон, в реакторе осуществляется естественная циркуляция воды. Нагретая вода, как более легкая, поднимается вверх, а холодная вода, как более тяжелая, опускается в нижнюю часть реактора. Благодаря этому обеспечивается непрерывное удаление нагретой воды из активной зоны и приток к ней более холодной воды.

Однако при большой мощности реактора естественная циркуляция воды не сможет обеспечить отвод большого количества тепла от поверхности тепловыделяющих элементов. Поэтому для обеспечения надежной работы реактора может быть организована принудительная циркуляция находящейся в реакторе воды при помощи циркуляционного насоса 7.

Для получения сухого насыщенного пара в паровом объеме реактора устанавливаются влагоотделяющие устройства жалюзийного типа в виде пластин с большой поверхностью. Влага, отделившаяся на жалюзях влагоотделителя, стекает вниз, в водяной объем. Более тщательное осушение пара может быть обеспечено применением выносных центробежных влагоотделителей 5, устанавливаемых вне корпуса реактора. Сухой насыщенный пар из влагоотделителя поступает непосредственно в паровую турбину, где и совершает механическую работу.

Такая схема энергетической установки позволяет исключить промежуточные теплообменники и другие устройства. При этом удается уменьшить потери тепловой энергии, неизбежные в теплообменных аппаратах и трубопроводах.

В реакторах кипящего типа сокращается количество воды, которую необходимо прокачивать через активную зону, следовательно, снижается расход энергии на работу циркуляционных насосов и повышается экономичность установки. Это достигается благодаря тому, что один килограмм пара переносит больше тепла, чем тот же килограмм воды. Например, в реакторе, охлаждаемом водой под давлением, при перепаде температур теплоносителя 20° С каждый килограмм воды уносит из реактора около 22 ккал тепла. При таком же перепаде температур в реакторе кипящего типа каждый килограмм пара уносит 440 ккал.

Отсутствие дополнительного теплообмена в одноконтурной схеме позволяет при одних и тех же давлениях и температурах пара перед турбиной устанавливать в реакторе кипящего типа значительно меньшее давление теплоносителя, чем в реакторе, охлаждаемом водой под давлением. Так, для обеспечения паром турбин американской атомной подводной лодки «Наутилус» в реакторе с непосредственным образованием пара достаточно было бы иметь давление 18 атм, в то время как в реакторе двухконтурной атомной силовой установки этой подводной лодки поддерживается давление около 140 атм.

С понижением давления в реакторах кипящего типа повышается надежность установки; уменьшается толщина стенок реактора, трубопроводов л устройств, что приводит к уменьшению веса реактора, а отсутствие второго контура циркуляции с громоздкими промежуточными теплообменниками и насосами позволяет еще более уменьшить вес и размеры ядерной энергетической установки в целом.

В реакторе кипящего типа можно получить уже не влажный, а перегретый пар. В этом случае перегрев насыщенного пара происходит при повторном прохождении его через активную зону (рис. 12).


Рис. 12. Схема реактора кипящего типа с ядерным перегревом пара:
1 — зона парообразования; 2 — зона перегрева пара; 3 — влагоотделитель; 4 — насос

Активная зона реактора в этом случае состоит из центральной пароперегревательной зоны, окруженной обычными «кипящими» каналами. Циркулирующая в «кипящих» каналах вода нагревается и закипает. Пароводяная смесь из реактора поступает во влагоотделитель, где происходит разделение ее на пар и воду. В проекте одной такой установки предлагается отделившийся пар при температуре 285° С снова направлять в реактор в трубы зоны перегрева. Здесь он перегревается до температуры 415° С.

Для получения более высокой температуры в зоне перегрева применяется окись урана, обогащенного до 93% урана-235, в то время как в зоне кипения ядерное топливо обогащено лишь до 1,8%. Максимальная температура поверхности твэлов в зоне перегрева может достигать 700° и более, поэтому их покрытие делают из специальной жароупорной стали.

Существенным недостатком одноконтурной установки с реактором кипящего типа является необходимость биологической защиты не только реакторного, но и машинного отделений. Это вызвано тем, что соли и другие вещества, имеющиеся в воде хотя и в незначительных количествах, будут постепенно накапливаться на более холодных поверхностях установки, в частности в проточной части турбин и клапанах. Радиоактивные соли, скапливаясь в больших количествах, будут давать излучения, опасные для обслуживающего персонала. Тщательная биологическая защита машинной установки затрудняет обслуживание механизмов и требует более широкого применения автоматического регулирования и дистанционного управления всеми механизмами. Чтобы избежать радиоактивного загрязнения паровых турбин, некоторые энергетические установки с реакторами кипящего типа строят все же по двухконтурной схеме. Такая энергетическая установка для торгового судна разработана в Швеции.

Другим недостатком реактора кипящего типа является необходимость употребления для конструкции реактора более жаропрочных материалов, чем для конструкции реактора под давлением.

Есть основания предполагать, что все трудности в конструировании реакторов будут преодолены и развитие ядерной техники приведет к созданию надежной одноконтурной установки с реактором кипящего типа и ядерным перегревом пара. Мощность автоматически действующего реактора будет регулироваться изменением уровня воды в активной зоне; отсутствие же регулирующих стержней упростит установку, сделает ее более надежной.


Установка с газоохлаждаемым реактором. Одним из путей повышения экономичности ядерных энергетических установок является применение газов для охлаждения реакторов.

Использование в качестве теплоносителя газов заманчиво еще и потому, что они одновременно могут служить рабочим веществом в двигателях. Благодаря этому становится возможным создать одноконтурную ядерную энергетическую установку с газовой турбиной для преобразования тепловой энергии в механическую. Такая установка будет обладать минимальными весом и размерами.

В реакторах с газовым охлаждением наиболее приемлемыми теплоносителями считают гелий, азот и углекислый газ. Использование воздуха, этого наиболее доступного и дешевого газа, затрудняется наличием в нем около одного процента аргона, который при облучении в реакторе становится радиоактивным. Присутствующий в воздухе кислород также нежелателен, так как он активно взаимодействует с материалами контура и с графитовым замедлителем.

Наиболее безопасным для обслуживающего персонала является использование гелия. При проходе через реактор он не становится радиоактивным, вследствие чего отпадает необходимость окружать газотурбинную установку биологической защитой. Гелий не вступает в химические реакции с конструкционными материалами и не вызывает их коррозионного разрушения даже при высоких температурах.

Несмотря на высокую стоимость и сложность получения гелия, а также способность его проникать через очень незначительные неплотности в соединениях, что требует применения более тщательного уплотнения трубопроводов и устройств, гелий считают наиболее перспективным теплоносителем для ядерных реакторов с газовым охлаждением.

В некоторых проектах установок в качестве теплоносителя используется азот, который достаточно устойчив при воздействии нейтронов и гамма-излучения. Азот химически инертен к конструкционным материалам. Считают, что при хорошей очистке от примесей (в частности, от аргона) и периодической замене азот можно применять без дополнительной защиты. Однако ввиду меньшей, чем у гелия, теплоемкости применение азота вызывает увеличение поверхности теплообмена.

Использование углекислого газа ограничивается температурами 400—500° С. При более высоких температурах в присутствии углекислого газа происходит выгорание графита активной зоны реактора с образованием окиси углерода. Окись углерода с теплоносителем переносится в область более низких температур — в проточные части турбин или на охлаждающие поверхности теплообменника. Здесь окись углерода превращается опять в углекислый газ, а графит выпадает на поверхности устройства.

Для уменьшения окисляющего воздействия углекислого газа и самого кислорода при температурах до 800° С поверхность графита покрывают теплостойким сплавом с примесями хрома и никеля. С этой же целью может производиться покрытие поверхности графита карбидом кремния.

Накопление опыта в дальнейшем позволит определить, какой же из указанных газов является лучшим теплоносителем.

Газ-теплоноситель может быть использован для переноса тепла в теплообменник, во втором контуре которого образуется пар, или непосредственно для вращения газотурбинного двигателя с последующим возвращением газа в активную зону по замкнутому циклу.

При относительно низких температурах нагрева газа в реакторе оказывается более выгодным применять двухконтурную установку с паротурбинным циклом. Использование газотурбинных двигателей эффективно при температурах рабочего газа более 650° С.

Схема двухконтурной энергетической установки с газоохлаждаемым реактором и с паротурбинным циклом во втором контуре в принципе незначительно отличается от схемы с реактором, охлаждаемым водой под давлением.

Газовый теплоноситель имеет меньшую теплоемкость, чем вода или органические вещества. В связи с этим в установках с газоохлаждаемым реактором увеличиваются размеры и вес оборудования. Но повышение начальных параметров пара во вторичном контуре (температуры — до 450° С и давления—до 42 атм) уменьшает вес и размеры парогенераторов и паровых турбин.

Проектирование двухконтурной установки с охлаждением реактора углекислым газом ведется в Англии.

Создание установок с высокотемпературным реактором, охлаждаемым газами, сопряжено с трудностями, заключающимися главным образом в необходимости изыскания таких материалов реактора, которые могли бы надежно работать при высоких температурах в активной зоне. Решение этой проблемы позволит в дальнейшем широко использовать одноконтурные энергетические установки с газотурбинным циклом, коэффициент полезного действия которых значительно выше, чем у рассмотренных ранее ядерных энергетических установок.

Основным преимуществом одноконтурной ядерной энергетической установки с газовой турбиной (рис. 13) является то, что и теплоносителем и рабочим веществом служит один и тот же газ. Такая установка получается наиболее простой, легкой и малогабаритной.


Рис. 13. Схема одноконтурной установки с газовой турбиной:
1— ядерный реактор; 2 — турбина высокого давления; 3 — турбина низкого давления; 4 — компрессор низкого давления; 5 — охладитель; 6 — компрессор высокого давления; 7 — теплообменник, 8 — предварительный охладитель; 5 —устройство для очистки гелия; 10 — зубчатая передача, 11 — гребной винт

Простота обслуживания, экономичность и надежность в работе делают такие установки наиболее приемлемыми в качестве двигателей различных видов транспорта, в частности для ракетных двигателей.

В одноконтурной установке рабочее вещество (гелий) нагревается непосредственно в ядерном реакторе 1. В газовых турбинах 2, 3 тепловая энергия газа преобразуется в механическую работу, часть которой расходуется на вращение компрессоров 4 и 6. При этом осуществляется замкнутый газотурбинный цикл, т. е. отработанный в турбине газ не выпускается в атмосферу, а вновь возвращается в реактор и цикл повторяется.

При замкнутом цикле уменьшается расход рабочего вещества, исключается возможность заражения окружающего воздуха.

После выхода из турбины низкого давления 3 гелий сжимается компрессорами 4 и 6. Для повышения экономичности установки между компрессорами устанавливается промежуточный охладитель 5. Гелий, сжатый в компрессоре 6 до высокого давления, на пути в реактор предварительно подогревается в теплообменнике 7 за счет тепла отработанных газов.

Некоторая радиоактивность рабочего вещества в контуре может появиться вследствие уноса газообразного продукта ядерного деления — ксенона. Удаление радиоактивного ксенона из системы не представляет затруднений и осуществляется в очистительном устройстве 9.

Регулирование мощности газотурбинной установки производится изменением количества циркулирующего в контуре гелия. При увеличении мощности установки гелий добавляется в систему циркуляции из баллона высокого давления, а при уменьшении мощности часть его удаляется из системы в баллон низкого давления.

После прекращения работы реактора и снятия нагрузки с турбины низкого давления 3, работающей на гребной винт или турбогенератор, компрессоры 4 и 6 продолжают прокачку гелия через реактор для его охлаждения. Турбина компрессоров работает за счет тепла, отнимаемого от реактора.

По мере охлаждения реактора мощность турбины высокого давления снижается и в какой-то момент становится недостаточной для вращения компрессоров. После этого к компрессорам подключается пусковой электродвигатель, который вращает их до полного охлаждения реактора.


Другие разновидности реакторов. При использовании воды в качестве теплоносителя без превращения ее в пар не удавалось получить высокие давления и температуру рабочего пара во втором контуре, вследствие чего экономичность первых атомных энергетических установок с такими реакторами была невысокой.

Это заставило ученых и инженеров искать для использования в качестве теплоносителя другие вещества, которые бы обеспечили более высокие параметры рабочего пара. Полагали, что расплавленные металлы смогут обеспечить работу при температурах до 700° С.

Одна из установок с реактором, охлаждаемым расплавленным натрием, была изготовлена и установлена на атомной подводной лодке «Си-Вульф». В процессе работы выяснилась недостаточная надежность таких установок: повышалась коррозия труб, создавалась большая радиационная опасность для обслуживающего персонала.

В связи с этим основное внимание было уделено развитию установок с реакторами, охлаждаемыми водой. Почти все атомные корабли, вступившие в строй в настоящее время, оборудованы двухконтурными энергетическими установками с реакторами, охлаждаемыми водой (водоводяные установки).

Однако попытки создания высокотемпературных реакторов с более высокой температурой теплоносителя не прекращаются.

В последнее время предложены и разрабатываются схемы ядерных энергетических установок, в которых в качестве теплоносителя и замедлителя, используются органические вещества. Преимуществом «органических» реакторов является более высокая температура теплоносителя (около 400° С) при низком давлении в системе.

На Мелекесской атомной электростанции применен органический теплоноситель при давлении 7 атм. Органические вещества под действием излучения в реакторе не становятся сильно радиоактивными и не вызывают коррозии материалов. Это позволяет изготовить парогенераторы и трубопроводы из углеродистой стали и отказаться от тяжелой биологической защиты всего оборудования первого контура. Общий вес оборудования Мелекесской электростанции составляет всего лишь 360 т, что делает ее транспортабельной.

Отрицательным свойством органических веществ как теплоносителей в реакторе является их пожароопасность, так как они представляют собой горючие материалы. Кроме того, органические вещества могут полимеризоваться, т. е. превращаться в вязкие вещества с высокой температурой кипения, и закупоривать охлаждающие каналы реактора, а это может привести к аварии реактора. В связи с этим предусматривается очистка органических теплоносителей. Для снижения пожароопасности пространство над органическим веществом заполняется азотом.

На рис. 14 представлен один из проектов реактора с прямым преобразованием тепловой энергии ядерных реакций в электрическую. В реакторе поддерживается регулируемая цепная ядерная реакция. Тепло, выделяющееся в активной зоне, нагревает множество термопар термоэлектрических преобразователей 3, расположенных по сферической поверхности реактора. Внутренние концы термопар нагреваются, а внешние остаются холодными. Электрический ток, образовавшийся в термопарах, направляется к потребителям. Это — термоэлектрический ядерный реактор.


Рис. 14. Реактор с прямым преобразованием тепловой энергии ядерной реакции в электрическую:
1 — ядерное топливо; 2 — отражатель; 3 — термоэлектрические преобразователи; 4 — регулирующий стержень; 5 — канал для стержня; 6 — регулятор

Прямое получение электрической энергии при ядерных реакциях может быть осуществлено и в термоэлектронных преобразователях.

Термоэлектронный преобразователь представляет собой, по существу, простейшую электронную лампу — диод, которая обычно используется для выпрямления переменного электрического тока.

Диод имеет два электрода — катод и анод. Катод заряжен отрицательно, анод — положительно. Поток электронов в диоде имеет одно направление — от катода к аноду. Катодом в термоэлектронном преобразователе энергии служит карбид урана — химическое соединение урана с углеродом.

Если поместить такой преобразователь в ядерный реактор, электроны, испускаемые катодом, приобретают значительную энергию, проходят межэлектродный промежуток, попадают на анод и затем совершают полезную работу в электрической цепи.

Предполагается, что при дальнейшем развитии ядер- ной техники будут разработаны термоэлектронные установки мощностью в сотни и тысячи киловатт (так называемые термоэлектронные реакторы), а также комбинированные термоэлектронные установки, в ядерных реакторах которых вблизи центра активной зоны при температуре 1400—1900° С тепловая энергия ядерных реакций будет превращаться в электрическую энергию термоэлектронным путем, а на внешней поверхности активной зоны при температуре 315—980° С —термоэлектрическим путем.



На воде и в морских глубинах


Старые требования и новые возможности


Для стационарных двигателей, в частности для двигателей тепловых электростанций, основным показателем целесообразности применения является экономичность, которая характеризуется стоимостью вырабатываемой электроэнергии, а стоимость электроэнергии зависит от стоимости самих установок и ядерного топлива.

Применение ядерных двигателей на транспорте, особенно на кораблях, уже сейчас дает ряд преимуществ.

В настоящее время транспортные средства: корабли, самолеты, тепловозы и автомобили, используют для своего движения химические топлива (бензин, нефть, уголь). При передвижении на большие расстояния они должны иметь значительные запасы топлива. Это вызывает излишнее увеличение мощности двигателей, а размещение топлива на транспортных средствах отнимает много полезного объема, снижает вес перевозимых грузов.

Через каждые несколько дней, неделю или месяц для заправки топливом корабли часами, а иногда и сутками простаивают в пунктах стоянки.

Двигатели же атомных кораблей требуют ничтожного количества ядерного топлива, и корабли могут годами ходить без пополнения топлива. Имея практически неограниченную дальность плавания, атомные суда могут непрерывно находиться в море вдали от своих баз в течение большого периода времени, двигаясь при этом с большой скоростью.

Вес самих ядерных двигателей больше веса обычных двигателей из-за наличия массивной биологической защиты. Однако если сравнивать суммарный вес установки и топлива, то уже первые ядерные двигатели оказались более легкими, чем энергетические установки на других видах топлива.

Большие преимущества при использовании атомных двигателей получают подводные лодки и подводные транспортные суда.

Особенности ядерной силовой установки обусловливают как состав механизмов, их конструкцию, так и некоторые изменения в устройстве корпуса корабля.

На атомных надводных кораблях благодаря отсутствию дымоходов и вентиляционных шахт, обычно загромождающих верхнюю палубу, уменьшают размеры надстроек, делают их более обтекаемыми.

Отсутствие запасов топлива на корабле освобождает большие объемы внутренних помещений, которые приспосабливают для размещения различного оборудования, увеличения запасов продовольствия и запасов пресной воды.

Изменяется состав механизмов энергетической установки. Например, для работы ядерной установки не требуются котельные вентиляторы, нефтяные и нефтеперекачивающие насосы, нефтеподогреватели. Одновременно из трюмов корабля удаляются сотни метров нефтяных трубопроводов.

В то же время на кораблях появляется массивная биологическая защита, система дозиметрического контроля.

Обслуживание ядерной силовой установки требует применения в более широких масштабах автоматического регулирования с использованием приборов дистанционного (на расстоянии) контроля отдельных узлов установки, а также дистанционного управления работой механизмов, которые находятся за биологической защитой и во время работы установки недоступны.

Значительно изменяется конструкция корпуса атомных подводных лодок, так как увеличение скорости подводного хода вызывает необходимость улучшения их обтекаемости. Наиболее подходящей формой корпуса подводной лодки считают не сигарообразную, а каплеобразную форму, напоминающую форму кита. Выступающие части сокращаются до минимума. Даже ходовая рубка на некоторых проектах подводных транспортов предусматривается выдвижной или же не предусматривается вообще.

Усовершенствование ядерных двигателей, улучшение их конструкции позволит более полно использовать преимущества, которые таит в себе применение ядерной энергии для движения кораблей.


Под флагом Страны Советов


Большая протяженность морских границ Советского Союза приходится на побережье морей Северного Ледовитого океана. Здесь проходит Северный морской путь, по которому в отдаленные пункты Крайнего Севера доставляется огромное количество грузов..Отсутствие в этом районе достаточно разветвленной сети шоссейных и железных дорог делает Северный морской путь важным средством сообщения.

Мощные ледоколы прокладывают транспортам путь сквозь тяжелые льды Арктики. Но, имея ограниченные запасы топлива, воды и продовольствия, они могут находиться в плавании без захода в порты в течение одного — двух месяцев. Это сокращает сроки навигации, ограничивает район плавания и круг выполняемых ледоколами задач.

Первый в мире советский ледокол «Ленин» с ядерной энергетической установкой может находиться длительное время вдали от баз Арктики, не возобновляя топливных запасов. Запасы ядерного горючего обеспечивают работу всех двигателей корабля на полную мощность в течение нескольких лет.

Атомный ледокол «Ленин» обладает и более высокими ледокольными качествами, которые характеризуются соотношением мощности двигателей и водоизмещения. Одновременно с увеличением мощности главных двигателей значительно усилена прочность корпуса ледокола. Обшивка корпуса, изготовленная из специальной высококачественной стали, в кормовой и носовой части корабля достигает толщины 50 мм. Установлены массивные литые форштевень и ахтерштевень.

Обладая значительной мощностью двигателей и прочным корпусом, советский атомный ледокол может прокладывать себе путь в тяжелых паковых льдах, непроходимых для всех остальных существующих в настоящее время ледоколов. Пробираясь сквозь ледяное поле, ледокол на полном ходу взбирается на льдину и ломает его своей тяжестью. В случае если льдина не поддается, мощные насосы нагнетают поду в носовые цистерны, давление на лед увеличивается, и он разрушается.

Для улучшения льдопроходимости и освобождения застрявшего во льдах ледокола может создаваться крен ледокола и раскачивание с борта на борт путем перекачивания воды из цистерн одного борта на другой.

Атомный ледокол «Ленин» (рис. 15) водоизмещением 16 000 т имеет длину 134 м, его наибольшая ширина 27,6 м, осадка 9,2 м. Главные двигатели мощностью в 44 000 л. с. приводят в движение три гребных винта: средний и два бортовых — все в кормовой части корабля. Скорость движения ледокола на свободной ото льда воде достигает 18 узлов, а во льдах толщиной в 2,4 м — 2 узла.


Рис. 15. Расположение энергетической установки атомного ледокола «Ленин»:
1 — реактор; 2 — парогенераторы; 3 — носовые турбогенераторы; 4 — вспомогательный турбогенератор; 5 — испаритель; 6—циркуляционные насосы; 7 — кормовые турбогенераторы; 8 — главный конденсатор; 9 — средний гребной электродвигатель

В качестве главных двигателей ледокол имеет турбо- электрическую установку с тремя ядерными реакторами, охлаждаемыми водой под давлением. Суммарная тепловая мощность реакторов соответствует мощности свыше 200 000 л. с. Один из реакторов является резервным, два других полностью обеспечивают все режимы работы установки.

Реактор представляет собой стальной толстостенный сосуд, в активной зоне которого установлены тепловыделяющие элементы из прессованного порошка двуокиси урана, заключенного в циркониевую оболочку. В качестве теплоносителя используется дважды дистиллированная вода.

Паропроизводительная установка имеет два контура. Вода в реакторе нагревается до температуры, при которой плавится олово. Давление в системе первого контура, равное 100 атм, поддерживается путем автоматического включения электронагревателей.

Из каждого реактора нагретая вода поступает в два парогенератора. В парогенераторах тепло от теплоносителя передается воде второго контура. Образующийся во втором контуре водяной пар приводит в движение четыре турбины турбогенераторов постоянного тока.

Вырабатываемая ими электрическая энергия от распределительных щитов корабельной электростанции направляется к трем гребным двигателям, общая мощность которых превышает 30 000 квт. Средний двигатель потребляет половину всей мощности, а каждый бортовой двигатель — 25% мощности, развиваемой главными турбогенераторами.

Две вспомогательные станции, по 3000 квт каждая, вырабатывают электрическую энергию для обеспечения питания большого количества вспомогательных двигателей и корабельного оборудования.

Для питания потребителей электроэнергией по судну проложено около 300 км силового и осветительного кабеля.

Использование турбоэлектродвижения (когда гребные винты приводятся в движение электродвигателями), в отличие от непосредственной передачи механической энергии от турбин гребным винтам, обеспечивает ледоколу ряд преимуществ.

При движении ледокола сквозь ледовые поля, толщина и прочность которых могут быть неодинаковыми, изменяется сопротивление движению ледокола. С увеличением прочности льда, когда увеличивается нагрузка на двигатели, происходит снижение числа оборотов винтов, при этом мощность паровых двигателей падает. Гребные же электродвигатели дают возможность получить полную мощность в широких пределах изменения числа оборотов. При этом сохраняется высокая экономичность работы установки. Использование электродвигателей исключает возможность поломки гребных винтов при их заклинивании.

Большая маневренность ледокола достигается изменением режима работы гребных электродвигателей прямо с ходового мостика.

Широкое применение автоматического регулирования и контроля за работой механизмов увеличивает надежность работы энергетической установки и облегчает труд команды.

С помощью защитного экрана помещения, в которых трудится и отдыхает экипаж корабля, надежно защищены от радиоактивных излучений. Основное внимание уделено экранированию реакторного отделения, в котором расположены ядерный реактор, теплообменники и остальное оборудование первого контура. Биологическая защита реакторного отсека состоит из набора листов нержавеющей стали с пространством между ними, заполненным дистиллированной водой.

Планировка помещений ледокола обеспечивает удобства эксплуатации силовой установки. Для экипажа корабля и участников арктических экспедиций созданы хорошие бытовые условия. В период продолжительной полярной ночи многочисленные лампы дневного света испускают яркий мягкий свет, не вызывающий утомления глаз. Система регенерации и кондиционирования обеспечивает очистку воздуха в помещениях корабля от вредных примесей, обогащение его кислородом.

Электрической энергии, вырабатываемой энергетической установкой, достаточно и для питания многочисленных бытовых приборов и оборудования в течение всей продолжительности плавания корабля.

Атомный ледокол «Ленин» — первое в мире надводное атомное судно — построен на одном из ленинградских судостроительных заводов согласно директивам XX съезда КПСС по шестому пятилетнему плану развития народного хозяйства Союза ССР. Вступление в строй атомного ледокола явилось праздником всего советского народа, торжеством советской науки и техники, развивающейся во имя мира, во имя блага всего человечества. С вступлением атомного ледокола «Ленин» в строй начался новый этап в освоении Арктики, который ознаменуется более обширными научными исследованиями Северного Ледовитого океана.


Атом движет боевые корабли


В то время как в Советском Союзе успешно развивается ядерная энергетика в мирных целях, агрессивные круги Соединенных Штатов Америки и стран созданного ими пресловутого блока НАТО расходуют огромные средства на постройку и содержание в строю атомных боевых кораблей: подводных — атомных подводных лодок и надводных — фрегатов, крейсеров и авианосцев.

В этих условиях Советское правительство вынуждено было принять меры для обороны нашей страны. Наши ученые, инженеры и техники создали прекрасные атомные подводные лодки, вооруженные самонаводящимися торпедами и баллистическими ракетами. Эти корабли могут ходить практически неограниченное время под водой и подо льдами, стрелять ракетами из любого положения. Они — грозное предупреждение агрессорам на суше и на море.

Беспримерный поход атомной подводной лодки «Ленинский комсомол» к Северному полюсу и успешная отработка задач боевой подготовки в этом районе показали, что наши подводные лодки смогут надежно закрыть американским подводным лодкам подледный путь к северным границам нашей Родины и сорвать агрессивные планы американской подледной стратегии.

В чем же преимущество атомных подводных лодок перед прежними дизель-электрическими лодками?

На дизель-электрической лодке в качестве главных двигателей установлены две двигательные установки: одна — для надводного хода — дизель; другая — для подводного — электродвигатель. Электродвигатель работает от электроэнергии, запасенной в аккумуляторах, которые необходимо периодически заряжать. Для зарядки аккумуляторов подводной лодки необходимо время от времени всплывать на поверхность, так как только в надводном положении лодки может работать дизель, потребляющий во время работы атмосферный воздух.

Таким образом, дизель-электрическая подводная лодка была, по существу, не подводным, а только «ныряющим» тихоходным, особенно под водой, кораблем.

У атомной же подводной лодки двигатель единый; с ним она может хорошо ходить как в надводном, так и в подводном положении. Интересно, что в подводном положении такая лодка развивает скорость даже большую, чем в надводном. Ее скорость становится сравнимой со скоростями самых быстроходных надводных кораблей, в то время как дизель-электрическая подводная лодка в подводном положении могла идти как самый тихоходный надводный транспорт и то ограниченное время.

Почему же атомные подводные лодки могут увеличить свою скорость под водой по сравнению с движением в надводном положении? Это объясняется природой составных частей сопротивления воды движению корабля, на преодоление которого и расходуется мощность двигателей лодки.

Сопротивление трения зависит только от размеров и шероховатости подводной поверхности корабля. Чем более гладко обработан корпус корабля и чем меньше поверхность соприкосновения корпуса с водой, тем оно меньше. Но читатель, должно быть, не раз наблюдал, как движущийся быстроходный корабль вздымает расходящиеся по его бортам подобно огромным усам волны. Кроме того, по мере движения корабля вперед в образующуюся пустоту устремляются потоки воды, создающие за кормой водовороты — вихри. Красивое зрелище! Но для приведения в движение этих масс воды расходуется огромная энергия главных корабельных двигателей.

На глубине же примерно 30 м корабль (рис. 16) уже не создает волн при движении, значит, волновое сопротивление отсутствует. Для уменьшения вихревого же сопротивления начали искать такие формы корпуса корабля, которые бы свели его до минимума. Ученые для этого обратились к изучению обводов кораблей и формы тела морских животных. Оказалось, что для уменьшения вихревого сопротивления наиболее подходящими будут каплевидные обводы корабля, подобные форме тела кита.


Рис. 16. При движении подводной лодки на глубине более 30 м волнообразование отсутствует

Новым подводным кораблям стали придавать каплеобразную форму без выступающих частей, которые создавали дополнительные вихри. Но в надводном положении подводные лодки каплеобразной формы создают большие волны, на что расходуется много энергии.

Поэтому конструкторы при строительстве подводных лодок учитывают их назначение: лодки, предназначенные в основном для подводного хода, делают более каплеобразными; если лодкам предстоит много находиться в надводном положении, например лодкам радиолокационного дозора, то обводы их оставляют более острыми.

На рис. 17 изображена атомная подводная лодка-ракетоносец. Корпус лодки — каплеобразной формы, напоминающей форму огромного кита. Обтекаемая рубка и корпус имеют минимальное количество выступающих частей. На ограждение рубки 2 перенесены носовые горизонтальные рули 3, которые, будучи расположенными в носовой части лодки, работали плохо. При стоянке лодки у пирса или возле плавучей базы рули служат переходным мостиком для прохода на борт.


Рис. 17. Атомная подводная лодка-ракетоносец:
I – торпедный отсек; II – жилой отсек; III – отсек управления; IV – ракетный отсек; V – реакторный отсек; VI – отсек вспомогательных механизмов; VII – машинный отсек;

1 – гидроакустическая станция; 2 – рубка; 3 – горизонтальные рули; 4 – крышки шахт; 5 – реактор; 6 – парогенератор; 7 – паровая турбина; 8 – редуктор; 9 – кормовые рули; 10 – гребной винт; 11- дополнительные стабилизаторы

Сразу же за рубкой в корпус вставлена цилиндрическая часть для размещения в ней стартовых установок с баллистическими ракетами. За счет этого длина атомных подводных лодок-ракетоносцев возросла до 120 м, а водоизмещение их достигло 7000 т.

Для сохранения хороших условий обтекания корпуса на палубе цилиндрической вставки установлены дополнительные вертикальные стабилизаторы 11.

Атомные подводные лодки имеют один гребной винт 10, так как при одном винте сопротивление от выступающих частей оказывается меньшим, чем при двух.

Кормовая часть корпуса заужена. Прочность корпуса подводной лодки обеспечивает погружение ее на глубины до 300 м. Но и это не предел. Как сообщает иностранная печать, сейчас ведутся работы по испытанию и определению материалов и конструкции корпуса, который выдерживал бы давление воды на глубинах до 1000 м и более.

Однако трагическая гибель считавшейся «самой совершенной» американской подводной лодки «Трешер» в глубинах Атлантического океана показала ненадежность подводных лодок США и вызывает сомнение в правильности их технических расчетов.

Энергетическая установка атомной подводной лодки состоит из ядерных реакторов, охлаждаемых водой под давлением, двух турбозубчатых агрегатов, работающих на один гребной винт, и обслуживающих их вспомогательных механизмов.

Ядерные реакторы охлаждаются водой под давлением. Попытка применения на одной из американских подводных лодок реактора с охлаждением жидким натрием не увенчалась успехом из-за сильного увеличения радиоактивности жидкого натрия, что вызвало необходимость увеличения веса защитного экрана, а также из-за разрушения трубопроводов вследствие сильного разъедания их при попадании кислорода внутрь трубопровода.

Ядерная энергетическая установка занимает значительную часть полезного объема корпуса подводной лодки и размещена в двух смежных кормовых отсеках — реакторном и машинном.

В реакторном отсеке установлен ядерный реактор 5 и парогенераторы 6. В трюме отсека размещены центробежные насосы первого контура. Реактор окружен первичной биологической защитой, а все остальное оборудование и трубопроводы первого контура—вторичной защитой.

Ядерная энергетическая установка имеет два замкнутых контура циркуляции, по которым циркулирует вода. Для предотвращения кипения воды в реакторе и для повышения температуры теплоносителя в первом циркуляционном контуре поддерживается высокое давление. Передача тепловой энергии от теплоносителя первого контура к воде второго контура осуществляется в теплообменниках — парогенераторах.

По выходе из парогенератора образовавшийся пар поступает в центробежные паросепараторы, расположенные в верхней части отсека. Осушенный в паросепараторах пар направляется к паровым турбинам, находящимся в машинном отсеке.

Машинный отсек разделен платформой на две части: верхнюю и нижнюю. В отсеке размещены два турбозубчатых агрегата, каждый из которых состоит из турбины высокого давления 7, турбины низкого давления, редуктора 3 и вспомогательных механизмов. Конструкция этих механизмов подобна тем, которые используются в обычных паротурбинных установках. Исключение составляет система охлаждения главных и вспомогательных конденсаторов (охладителей) забортной водой. Эта система по прочности должна выдерживать давление воды на предельной глубине погружения подводной лодки.

В машинном отсеке также расположены вспомогательные турбогенераторы переменного тока вместе с обслуживающими их механизмами и системами, распределительный щит электроэнергии и главный пульт управления механизмами энергетической установки. Здесь же установлены аварийный гребной электродвигатель и дизель-генераторы постоянного тока, которые обеспечивают движение подводной лодки в надводном положении при аварии ядер- ной силовой установки. Эти дизель-генераторы также могут использоваться для движения лодки при входе и выходе из базы, до запуска и после прекращения работы ядерного реактора.

Все трубопроводы первого и второго контуров циркуляции имеют запорные клапаны и резервные участки. В случае повреждения отдельных участков трубопровода во время работы реактора имеется возможность отключения этих участков для ремонта и переключения на резервные без прекращения работы силовой установки.

На посту управления силовой установкой расположен главный пульт управления и все контрольно-измерительные приборы.

Для обеспечения радиационной безопасности экипажа реакторный отсек тщательно герметизирован. Коридор, который проходит через реакторный отсек, со всех сторон облицован свинцовыми листами.

В отсеках лодки устанавливается специальная дозиметрическая аппаратура, которая обеспечивает непрерывный контроль за уровнем радиации в помещениях.

При работе реактора выделяется огромное количество тепловой энергии. Лишь одна четвертая часть этой энергии превращается в механическую и используется для движения подводной лодки. Остальное тепло удаляется путем охлаждения механизмов установки и корпуса забортной водой. Воздух в отсеках лодки также нагревается, и его нужно непрерывно охлаждать.

Чтобы обеспечить большую автономность атомных подводных лодок, потребовалось создать мощные системы регенерации и кондиционирования воздуха, которые бы не только охлаждали, но и поддерживали в герметичных отсеках нормальное качество воздуха. С помощью системы кондиционирования воздух непрерывно пополняется кислородом и очищается от углекислого газа. Одновременно с этим устраняются запахи, проникающие в жилые и служебные помещения лодки из машинного отделения, камбуза и фановой (сточной) системы.

В надводном положении подводной лодки необходимые условия в отсеках поддерживаются подачей в них наружного атмосферного воздуха, после предварительного охлаждения или подогрева в зависимости от его температуры, а также удалением загрязненного воздуха.

Такая подводная лодка может пройти более 100 000 км без заправки горючим, т. е. обогнуть 2—3 раза земной шар, максимальная скорость ее под водой 30 узлов (54 км/ч). Время непрерывного пребывания ее под водой доходит до двух месяцев.

Кроме Советского Союза и США, атомные подводные лодки строятся в Англии, планируется строительство их в Италии и Франции.

Наряду со строительством атомных подводных лодок в США строятся и надводные корабли с атомными двигателями.

В настоящее время закончены постройки атомного авианосца «Энтерпрайз» и атомного крейсера-ракетоносца «Лонг Бич».

Наиболее сложным оказалось разместить ядерную энергетическую установку на надводных кораблях сравнительно малого водоизмещения, в частности на атомных фрегатах, водоизмещение которых составляет 6000— 8000 т. Запланированная США постройка атомного эскадренного миноносца водоизмещением около 4000 т до сих пор так и не начата вследствие неспособности американских кораблестроителей применять существующие ядерные энергетические установки на кораблях такого малого водоизмещения.

Огромные средства, затрачиваемые в капиталистических странах на строительство атомных подводных лодок и надводных кораблей, вынуждают Советское государство принять все меры для обороны нашей страны, для укрепления мощи нашего Военно-Морского Флота, основой которого являются атомные подводные лодки-ракетоносцы.


На просторах океана


В отличие от боевых кораблей, к которым в первую очередь предъявляются требования достижения определенных боевых качеств, транспортные суда прежде всего должны быть экономически выгодными.

Несовершенство первых ядерных двигателей и высокая стоимость урана ставили под сомнение целесообразность использования ядерных двигателей для транспортных судов.

Однако тщательные расчеты показали, что даже при высокой первоначальной стоимости ядерного топлива выгодно строить суда большого водоизмещения с ядерными силовыми установками мощностью на валу не менее 20 000 л. с. Дальнейшее снижение стоимости ядерного топлива и усовершенствование установок открывают широкие возможности использования ядерных двигателей на судах.

Наиболее целесообразным считают постройку атомных наливных судов (танкеров), ледоколов и подводных кораблей.

Атомные танкеры, как и обычные танкеры, имеющие высокий коэффициент загрузки* и допускающие полную механизацию приема и выдачи груза, уже сейчас в эксплуатации выгоднее обычных танкеров.
________
*Коэффициент загрузки — отношение веса принимаемого груза к водоизмещению судна.

В настоящее время в США закончена постройка атомного грузо-пассажирского судна «Саванна» (рис. 18).


Рис. 18. Атомное грузо-пассажирское судно «Саванна»

Полное водоизмещение судна 22 000 т, длина его достигает 181,6 м, ширина — 23,8 м и осадка — 8 м. Мощность силовой установки равна 20 000 л. с. и должна обеспечить скорость хода 21 узел. Судно предназначено перевозить 60 пассажиров и 10 000 т груза.

Судно имеет вид современного корабля обтекаемой формы без дымовой трубы. Две массивные продольные водонепроницаемые переборки отделяют реакторный отсек от борта для защиты реактора на случай столкновения с кораблями. Для смягчения удара между бортом и переборкой устанавливается противоударная подушка из стали и дерева общей толщиной 61 см. Защиту реактора при посадке на мель обеспечат внутреннее дно и массивные опоры защитной оболочки.

В качестве главных двигателей установлена ядерная силовая установка с реактором, охлаждаемым водой под давлением 123 атм. Из реактора теплоноситель По двум параллельным трубопроводам направляется в два теплообменника. Каждый теплообменник состоит из нижнего и верхнего паровых коллекторов, соединенных между собой подъемными и опускными трубами. Передача тепла воде второго контура осуществляется в нижнем коллекторе, где установлен пучок водогрейных труб, по которым протекает теплоноситель. Образовавшийся пар по подъемным трубам поступает в верхний коллектор. Отсюда пар, отделенный от воды в центробежных паросепараторах, направляется к паровым турбинам. Насыщенный пар при давлении 34 атм последовательно приводит в движение турбины высокого и низкого давления. В случае аварии реактора гребной вал сможет приводиться в движение электродвигателем мощностью 750 л. с., для питания которого устанавливается аварийный дизель-генератор.

При постройке этого судна особое внимание было обращено на надежность энергетической установки и безопасность ее эксплуатации. Однако уже в первом своем походе на судне были обнаружены неполадки, и «Саванна» возвратилась в порт не на атомной энергетической установке, а на аварийном электродвигателе.

Одновременно со строительством грузо-пассажирского судна в США разрабатывается газотурбинная силовая установка с газоохлаждаемым ядерным реактором, предназначенная для танкера грузоподъемностью 38 000 т. Реактор на слабо обогащенном уране будет нагревать газ до температуры около 700° С, который должен приводить в действие газовую турбину.

Работы над созданием атомных транспортных судов ведутся и во многих других странах. Разработано множество проектов ядерных силовых установок для танкеров, грузо-пассажирских судов, транспортов, рудовозов. В США планируется построить атомную китобойную базу и ледокол. Большинство этих судов имеют грузоподъемность 20 000—65 000 т при мощности главных двигателей 20 000—40 000 л. с. Для них разрабатываются различные схемы ядерных силовых установок.

К 1965 г. в Японии предполагается осуществить постройку двух танкеров. На танкере водоизмещением 80 000 т предусмотрена ядерная силовая установка мощностью на валу 40 000 л. с. с реактором, охлаждаемым водой под давлением.

Для танкера водоизмещением 40 000 т одновременно с разработкой реактора, охлаждаемого водой под давлением, ведутся работы по созданию реактора кипящего типа, а также газотурбинной установки с высокотемпературным реактором, охлаждаемым газами.

В ФРГ будет построено транспортное судно, на котором предусматривается установить ядерный реактор с органическим замедлителем и теплоносителем.

Наличие большого количества различных типов ядерных силовых установок вызвано стремлением создать наиболее дешевую по стоимости постройки и по эксплуатационным расходам установку. Накопление опыта эксплуатации ядерных силовых установок поможет определить, какая же из них наиболее экономична и пригодна для установки на транспортные суда.

За границей считают, что особо выгодно применение ядерных энергетических установок на военных транспортах. Практически неограниченная автономность плавания позволит транспортам длительное время находиться в отрыве от своих баз, которые будут подвергаться ударам противника. Действия атомных транспортов могут быть более скрытными. Находясь в открытом море или в отдаленных базах, они смогут обеспечивать подводные лодки всем необходимым и тем самым сократить время прихода их на боевые позиции.


Подводные вездеходы


Новые качества, которые приобрели подводные лодки после применения на них ядерных двигателей, привели к разработке проектов крупных подводных танкеров.

При движении корабля в подводном положении волновое сопротивление корабля отсутствует. Поэтому для развития одной и той же скорости подводному кораблю требуется меньшая мощность двигателей, чем надводному кораблю такого же водоизмещения.

Подводный корабль может совершать рейсы независимо от состояния поверхности моря, во время любого шторма. Скорость же движения надводных кораблей в штормовых условиях плавания значительно снижается, и расход топлива на милю пройденного пути увеличивается. Способность подводных кораблей совершать переходы подо льдом позволит сократить некоторые трассы движения судов. В частности, путь из Лондона в Токио через Северный полюс сокращается с 10 000 миль до 5400 миль. Подводные транспорты смогут круглый год ходить по Северному морскому пути, не прибегая к помощи ледокола.

В связи с разработкой проекта быстроходного подводного танкера с ядерной силовой установкой в Англии были проведены испытания моделей подводных кораблей различной конструкции. Эти испытания показали, что круговая форма поперечного сечения танкера обеспечивает наименьшее сопротивление движению подводного корабля, но при этом получается большая осадка. Для танкера водоизмещением 80 000 т она составит 26 м. При одинаковых мощностях атомный подводный танкер будет развивать большую скорость, но, для того чтобы полностью исключить влияние поверхности моря на его движение, глубина погружения при скорости 25 узлов должна быть порядка 100 м.

В Англии разработан также проект атомного подводного судна-рудовоза «Моби Дик» водоизмещением 50 000 т. На судне длиной 185 м и диаметром корпуса 22 м предполагается установить реактор кипящего типа. Мощность главных двигателей, равная 75 000 л. с., обеспечит длительное плавание под водой на глубине до 100 м со скоростью 25 узлов. За один рейс подводное судно будет перевозить 28 000 т железной руды или нефти. Предназначено оно для плавания между Англией и Канадой подо льдами Арктики.

В Японии ведутся работы по созданию атомного подводного танкера водоизмещением 65 000 т. На танкере предполагается установить реактор, охлаждаемый водой под давлением, и паровые турбины мощностью 25 000 л. с.

Существует мнение, что на подводных танкерах не будет ходовых рубок обычной для подводных лодок формы. Для входа команды может быть применена выдвижная рубка с плоской платформой. Корпус же танкера все время будет находиться под водой.

Экономичность подводных танкеров несколько снижается тем, что при одинаковой грузоподъемности они будут иметь несколько большее водоизмещение, чем надводные танкеры. Это объясняется большим количеством оборудования и вспомогательных механизмов, необходимостью принятия постоянного балласта для обеспечения остойчивости и запаса плавучести в надводном положении.

Тем не менее атомные подводные транспорты имеют достаточно преимуществ, которые проложат им дорогу к широким океанским просторам.

Использование ядерных двигателей в сочетании с новыми типами движителей (вместо гребных винтов) открывает большие перспективы создания быстроходных кораблей совершенно нового типа.

Высказаны мысли о возможной конструкции быстроходных подводных кораблей с надводной навигационной кабиной, которые бы приводились в движение с помощью водометных движителей, предполагается создать атомные корабли на подводных крыльях.

На рис. 19 изображен огромный океанский лайнер. Это атомный корабль на подводных крыльях. В подводной части его размещены две автоматические атомные энергетические установки с водометными движителями. Управление установкой будет осуществляться дистанционно с поста управления, расположенного в надводном корпусе.


Рис. 19. Атомное судно на подводных крыльях

При достижении определенной скорости корабля подводные крылья обеспечат подъем корпуса над поверхностью воды. В зависимости от размера волн высоту подъема корпуса можно будет изменить путем удлинения стоек-домкратов.

Корабль не будет испытывать действия океанских волн и сможет двигаться с полной скоростью при любой погоде.


В воздухе и космосе


Воздушные гиганты


Современные реактивные самолеты достигли больших скоростей полета и могут совершать беспосадочные перелеты в несколько тысяч километров. Советский воздушный лайнер Ту-114 в течение девяти летных часов без посадки доставляет 170 пассажиров на расстояние около 8000 км.

Но вследствие ограничения запасов топлива, которые можно разместить на самолете, нельзя беспредельно увеличивать скорость и грузоподъемность самолетов с двигателями, работающими на химическом топливе. Кроме того, самолет или вертолет не может из-за этого продолжительное время (более 10—15 час.) находиться в полете.

Большие перспективы для авиации будущего открывает применение ядерных двигателей.

Уже сейчас намечены пути развития и области применения воздушных средств с ядерными силовыми установками (рис. 20). Самолеты или вертолеты с ядерными двигателями, в сущности, будут представлять путешествующие в воздухе исследовательские лаборатории, метеорологические станции, туристские лагеря, дома отдыха и санатории. Благодаря огромным запасам ядерной энергии на борту такие самолеты, например, могут быть сконструированы так, что они будут летать с любой скоростью — от сверхзвуковой до нулевой (до остановок в воздухе). Во время воздушных остановок они будут представлять собой воздушные аэродромы, откуда пассажиры могут доставляться аэродромными вертолетами в любой пункт города или труднопроходимого района.


Рис. 20. Самолет с ядерными двигателями (проект)

Необходимо указать, что американская военщина планирует использовать самолеты с ядерными двигателями, в первую очередь, как воздушные ракетные стартовые площадки, станции радиолокационного дозора и для других подобных целей.

Ядерные двигательные установки на самолетах могут быть построены, прежде всего как воздушно-реактивные, т. е. принципиально они не будут отличаться от двигательных турбореактивных или турбовинтовых установок (таких, как на самолетах Ту-104 или Ил-18). Разница будет лишь в том, что вместо камер сгорания, устанавливаемых на современных самолетах, будут стоять ядерные реакторы.

На рис. 21 представлена схема такого ядерного двигателя. В реакторе, окруженном биологической защитой, протекает ядерная реакция деления с выделением огромного количества тепла. С целью уменьшения габаритов и веса установки на самолетах должны применяться высокотемпературные реакторы на быстрых нейтронах.


Рис. 21. Схема ядерного турбореактивного двигателя для самолета:
1 — реактор; 2 — биологическая защита; 3 — насос; 4 — компрессор; 5 — теплообменник; 6 — турбина; 7 — реактивное сопло

Тепло, выделившееся в реакторе, воспринимается теплоносителем и переносится в теплообменник, поверхность которого нагревается до высокой температуры. Теплоносителем могут служить гелий или жидкие металлы (калий, натрий и другие).

Воздух из атмосферы через входное отверстие поступает в компрессор 4, который нагнетает его в теплообменник 5 при повышенном давлении. Проходя затем через турбину 6, нагретый в теплообменнике воздух отдает часть приобретенной энергии на вращение компрессора. Остальная энергия расходуется на сообщение потоку воздуха большой скорости истечения из сопла 7, что создает необходимую для движения самолета реактивную тягу.

Так же разработана схема ядерного прямоточного воздушно-реактивного двигателя, в котором отсутствует не только компрессор, но и промежуточный теплообмен. Воздух, пройдя реактор, направляется непосредственно в рабочее сопло.

При создании атомных самолетов необходимо уделять серьезное внимание обеспечению радиационной безопасности обслуживающего персонала и пассажиров, а также предотвращению возможного заражения земной атмосферы. В связи с этим, несмотря на простоту конструкции ядерного прямоточного воздушно-реактивного двигателя, предпочтение отдается двигателю с промежуточным теплообменом. При использовании этого двигателя легче предотвратить радиационное заражение земной атмосферы.

Возможное заражение атмосферы воздуха должно предотвращаться абсолютной герметичностью установки и использованием теплоносителя, который бы не наводил радиоактивности в рабочем веществе при проходе его через теплообменник. Одним из лучших теплоносителей, с этой точки зрения, является гелий.

Применение ядерных двигателей будет экономически выгодным в том случае, если вес биологической защиты будет меньше веса химического топлива, которое бы потребовалось для полета самолета с обычным двигателем.

Вес биологической защиты ядерного двигателя на самолете может достигать 50—60 т. Для уменьшения ее веса необходимо реактор и всю установку удалять на максимально возможное расстояние от пассажирской кабины в сторону хвостовой части фюзеляжа или к концам крыльев.

В отличие от обычных самолетов, атомные самолеты будут иметь практически неизменный полетный вес, так как расход ядерного горючего даже при осуществлении огромных перелетов очень мал. Это обеспечивает более устойчивые условия полета.

Рассмотренная схема ядерной самолетной установки предусматривает использование воздуха в качестве рабочего тела, т. е. полет атомных самолетов только в пределах земной атмосферы.

Для полетов вне земной атмосферы атомный самолет должен иметь, кроме воздушно-реактивных двигателей, ракетные двигатели, подобные тем, которые предполагается применить для движения атомных ракет. Это уже будет не самолет, а ракетоплан, для работы двигателей которого потребуется разместить на борту его необходимые запасы рабочего вещества.

Взлетая ввысь при работе ядерных турбореактивных двигателей, ракетоплан в сильно разреженной атмосфере и безвоздушном пространстве будет двигаться за счет тяги ракетных двигателей, а при возвращении в плотные слои атмосферы вновь будут включаться турбореактивные двигатели.


Разведчики Вселенной


Успешный запуск искусственных спутников Земли и космических кораблей, полеты шести советских космических кораблей «Восток» с космонавтами на борту открывают широкие перспективы для покорения космоса. То, что вчера считалось научной фантастикой, сегодня уже не представляется несбыточной мечтой. Близится осуществление заветной мечты человечества — полет человека на другие планеты и к другим звездным системам.

Для полетов в космическое пространство необходимо преодолеть земное притяжение, что требует огромного расхода энергии. Если скорость для вывода спутника на орбиту составляет около 8 км/сек, то скорость, которую необходимо сообщить ракете для преодоления земного тяготения, равна уже 11,2км/сек для полетов за пределы солнечной системы эта скорость должна быть более 16,7 км/сек.

Движение космического корабля осуществляется с помощью ракетных двигателей за счет реактивной силы истечения потока газов. Вырывающиеся из ракетных двигателей потоки газов сообщают кораблю ускорение в направлении, обратном направлению истечения потока. Сила тяги ракетных двигателей пропорциональна массе потока газов и скорости их истечения из сопла.

В химических ракетных двигателях рабочим веществом, создающим реактивную тягу, служат продукты сгорания горючего в окислителе. Потребное количество топлива — горючего и окислителя — составляет в некоторых ракетах свыше 90% веса всей ракеты. Но даже и в этом случае одноступенчатая ракета не может достичь космических скоростей. Для достижения таких скоростей в настоящее время применяются многоступенчатые (составные) ракеты, предложенные еще К. Э. Циолковским.

После израсходования топлива первая ступень отделяется от ракеты и включается двигатель второй ступени. Таким образом, по мере расходования топлива ступени одна за другой сбрасываются, тем самым облегчается вес космического корабля.

Каждая ступень ракеты увеличивает скорость ее движения, и последняя ступень с кабиной космонавтов достигает необходимой космической скорости, которая определяется в зависимости от расположения той или иной орбиты относительно Земли, места планеты в солнечной системе или места звезды относительно солнечной системы. Для приземления корабля должны быть соответственно предусмотрены посадочные ступени, т. е. ракетные двигатели, которые создавали бы торможение космического корабля и обеспечивали его плавное приземление.

Ракеты с химическим топливом получаются очень больших размеров с большим стартовым весом при сравнительно малой полезной нагрузке. По одному из расчетов иностранных ученых для полета корабля с экипажем из 8 человек на Марс, посадки там и возвращения на Землю потребуется ракета весом 3000 т, если даже она будет запускаться не с Земли, а с околоземной межпланетной станции. Для доставки же этого груза на межпланетную станцию потребуются сотни ракет, общий вес которых составит сотни тысяч тони.

В связи с этим внимание ученых и инженеров привлекла идея создания ядерных ракетных двигателей, которые бы для движения ракет использовали энергию ядерных превращений.

Чтобы осуществить эту идею, в ракете необходимо установить ядерный реактор, а также разместить большое количество рабочего вещества, которое, не участвуя в осуществлении ядерной реакции, нагревалось бы в активной зоне реактора до высокой температуры и при большом давлении с огромной скоростью выбрасывалось бы из сопла, создавая большую силу тяги. Чем выше температура нагретого газа, тем больше скорость истечения газовой струи через рабочее сопло ракеты и сила тяги ракетных двигателей. Принципиальная схема такого ядерного ракетного двигателя изображена на рис. 22, а.


Рис. 22. Схемы ядерных ракетных двигателей:
а — с реактором; б — с делением в инертной среде:
1 — реактор; 2—рабочее сопло; 3 — охлаждающие каналы; 4 — подача рабочего вещества; 5 — подача ядерного топлива; б — бак с рабочим веществом; 7 — насос; 8 — бак с ядерным топливом; 9 — реакторная камера

В ядерном реакторе 1 осуществляется ядерная реакция и выделяющееся при этом тепло разогревает активную зону до высокой температуры. Рабочее вещество из бака 6 нагнетается насосом 7 в охлаждающий рабочее сопло канал 5, а затем проходит через активную зону реактора. Здесь оно нагревается до высокой температуры и при высоком давлении поступает в рабочее сопло 2. В сопле рабочее вещество приобретает огромную скорость и выбрасывается из ракеты, сообщив ей реактивное ускорение.

Очень важной проблемой при создании ядерных ракетных двигателей является осуществление теплопередачи, т. е. передачи огромного количества тепла от активной зоны к рабочему веществу. Поэтому ядерный реактор должен иметь большую поверхность теплообмена. Для мощных ракет эта поверхность в активной зоне должна составлять несколько тысяч квадратных метров. Недостатком ракетного двигателя такого типа является низкая температура нагрева рабочего вещества.

Для увеличения температуры предлагают реакцию деления топлива проводить в самом рабочем веществе (рис. 22, б).

В камеру двигателя 9 одновременно с рабочим веществом из бака 8 впрыскивается определенное количество жидкого ядерного топлива, необходимого для цепной реакции деления. Торможение осколков ядер происходит непосредственно в рабочем веществе, которое будет нагреваться до очень высокой температуры.

Недостатком приведенной схемы является возможность уноса значительной части неразделившегося ядерного топлива вместе с потоком рабочего вещества. Предотвратить унос делящегося вещества можно путем отделения частиц из завихренного реактивного потока под действием центробежных сил или же удержанием частиц в электромагнитном поле.

Проведенные исследования и расчеты показывают, что ракета с ядерным двигателем может (даже с помощью одной ступени) достичь скоростей, необходимых для межпланетного полета.

В качестве рабочего вещества предполагают применять вещества с малым молекулярным весом — жидкий водород, аммиак, метан, воду. Чем меньше молекулярный вес рабочего вещества, тем больше объем газов, образующихся при нагреве одного килограмма этого вещества, и тем выше скорость истечения газовой струи.

Для уменьшения размеров ракеты рабочее вещество в баках хранится в жидком состоянии при очень низкой температуре и в таком виде подается насосами в ядерный реактор.

Для предохранения камеры двигателя от перегрева жидкое рабочее вещество, прежде чем попасть в активную зону реактора, проходит по охлаждающим каналам, омывающим рабочее сопло и оболочку реактора. Часть жидкости пропускается через отверстия в оболочке реактора и охлаждает ее с внутренней стороны.

В настоящее время в США ведутся работы по созданию ядерного двигателя для ракеты «Ровер» весом 18 т, которая сможет нести полезную нагрузку 450 кг. Ядерная силовая установка тепловой мощностью 1 000 000 квт должна обеспечить стартовую тягу около 24 т.

Температура активной зоны уран-графитового реактора достигает 2000° С. В качестве рабочего вещества используется жидкий водород. Первые летные испытания ракеты «Ровер» планируется провести в 1965 г.

Возможен более простой принцип действия ядерных ракетных двигателей — это создание реактивной силы путем целого ряда последовательных ядерных взрывов малой мощности. В одном из иностранных проектов предусматривается создавать реактивную силу взрывами атомных бомб с тротиловым эквивалентом всего в 10 т*. Величина тяги такого двигателя будет зависеть от количества и частоты взрывов.
_________
*Первые атомные бомбы имели тротиловый эквивалент в 20 000 т, а современные термоядерные бомбы, изготовленные в Советском Союзе, — до 100 млн. т.

Принципиальная проблема, от решения которой зависит осуществление данного проекта, заключается в создании достаточно прочной рабочей камеры, которая могла бы выдержать громадные нагрузки, возникающие при атомных взрывах. В то же время камера должна быть достаточно легкой, чтобы ее можно было разместить в ракете.

В настоящее время появились проекты так называемых электрических ракет (рис. 23). Движение их основано на истечении из сопла ракеты потока положительных ионов — атомов, оболочки которых лишены части электронов. Ионы разгоняются до очень больших скоростей (примерно сотен километров в секунду) электрическими или электромагнитными полями. Для создания этих полей на борту ракеты должна быть электростанция. Считают, что выгоднее всего устанавливать на ракете ядерную электростанцию.


Рис. 23. Проект электрической ракеты:
1 — кабина; 2 — бак с рабочим веществом; 3 — реактор; 4 — насос; 5 —паровая турбина; 6 — охладитель отработанного пара; 7—генератор; 8 — ускорители; 9 — подвод электроэнергии к ускорителям

Путь преобразования энергии будет сложный: ядерная энергия в реакторе будет превращаться в тепловую; тепловая в турбине — в механическую; механическая в электрогенераторе — в электрическую, а электрическая в камере двигателя — в механическую энергию движения ионов, создающих реактивную силу, движущую ракету. Но такой сложный путь преобразования энергии все же выгоден, так как ракетный двигатель будет работать не секунды и минуты, а дни, недели и месяцы, т. е. столько, сколько необходимо для межпланетных путешествий. Расход рабочего вещества будет малый, но скорость истечения его из реактивного сопла огромна — реактивная сила будет достаточна для полета ракеты в межпланетных пространствах.

Кроме электрических, в будущем предполагается использовать также фотонные ракеты, реактивная сила которых создается мощными потоками электромагнитной энергии в виде гамма-квантов, отраженными от «зеркал», заменяющих в этом случае реактивные сопла.

Излучение электромагнитной энергии будет происходить на ракете вследствие своеобразных ядерных реакций, т. е. и в этом случае будет использоваться атомная энергия.

Дальнейшее развитие ядерной энергетики, несомненно, даст целый ряд конструктивных решений, которые позволят создать совершенные ядерные ракетные двигатели.

Серьезной проблемой, связанной с применением ядерных ракетных двигателей, является защита экипажа от вредного воздействия интенсивного потока нейтронов и гамма-излучения, сопровождающих распад ядер.

В этих целях предусматривается располагать кабину космонавтов как можно дальше от ядерного реактора и применять мощную защиту от прямого и рассеянного излучений.

Другой проблемой, связанной с использованием ядерных ракетных двигателей, является необходимость избежать заражения атмосферы радиоактивными продуктами, выбрасываемыми из сопла вместе с рабочим веществом.

Для предотвращения радиоактивного заражения нижних слоев земной атмосферы космические ракеты предлагается делать многоступенчатыми. Первая ступень (нижняя) для вывода ракеты из пределов земной атмосферы будет работать на химическом топливе; вторая ступень — ядерный ракетный двигатель — обеспечит дальнейшее движение ракеты в космическом пространстве; третья ступень — тоже на химическом топливе — должна будет обеспечить приземление ракеты.


Рис. 24. Проект ядерной космической ракеты:
1 — двигатели первой ступени ракеты (на химическом топливе); 2, 3, 4 — баки топливных компонентов первой ступени ракеты; 5 — ядерный реактор второй ступени ракеты; 6 — биологическая защита; 7 — баки с рабочим веществом для второй ступени; 8 — трехступенчатая ракета на химическом топливе; 9 — кабина космонавтов

По такому же принципу разработан проект пятиступенчатой космической ядерной ракеты, схема которой изображена на рис. 24.

Как видно из рисунка, такая ракета очень сложна по конструкции и громоздка. Поэтому все чаще возвращаются к идее К. Э. Циолковского о создании межпланетной станции в виде искусственного спутника Земли. Полет до этой станции может совершаться на обычных химических ракетах. Дальнейшее путешествие космонавты продолжат на космических кораблях с ядерными двигателями.

При старте ракеты с космической станции, которая уже будет обладать большой скоростью полета, потребуется меньшая мощность двигателей для достижения второй космической скорости, необходимой для преодоления силы земного тяготения и выхода ракеты в межпланетное пространство.

Предполагают, что в ракете, стартующей с космической станции, будут применяться наиболее легкие по весу высокотемпературные ядерные реакторы на быстрых нейтронах, охлаждаемые жидкими металлами, с последующей передачей тепла рабочему веществу. Таким образом могут быть обеспечены длительные полеты в космическом пространстве.

Для создания ядерных ракетных двигателей понадобится много лет напряженной работы ученых и инженеров различных областей науки и техники, при этом ядерная энергетика должна достигнуть более высокого уровня своего развития.

Ведь для того, чтобы обеспечить тягу хотя бы 900 т, потребуется установить реактор мощностью 40 млн. квт, в то время как мощность крупнейших современных реакторов на атомных электростанциях не превышает 1 млн. квт.



Заключение


Развитие науки и техники в наше время происходит гигантскими шагами. Одним из самых выдающихся достижений современной науки явилось открытие ядерной энергии и способов ее практического использования. Таким образом, многовековая борьба человека с природой ознаменовалась еще одной огромной победой.

Всего лишь около 25 лет прошло с момента открытия самопроизвольной цепной ядерной реакции, а уже созданы крупные атомные электростанции, построен могучий первенец надводного атомного флота — ледокол «Ленин».

Наиболее крупные успехи в использовании атомной энергии в мирных целях достигнуты в Советском Союзе. Именно в СССР были построены первая в мире атомная электростанция и первый в мире атомный ледокол.

Мы готовы широко сотрудничать с учеными всех стран мира в целях успешного освоения атомной энергии на благо человечества.

Первый шаг в международном сотрудничестве по решению животрепещущей проблемы мирного использования термоядерных реакций сделала наша страна. В апреле 1956 г. крупнейший советский ученый-атомник И. В. Курчатов подробно рассказал о достижениях советских ученых в этой области, что послужило началом открытого публикования ряда работ учеными Англии и США.

Советский Союз участвует во многих международных совещаниях по мирному использованию атомной энергии. Мы оказываем широкую помощь странам социалистического лагеря, а также и другим дружественным странам в осуществлении программы строительства ядерных реакторов, атомных электростанций, поставки специальных материалов и оборудования.

Однако в ряде империалистических стран имеются агрессивные силы, которые стремятся помешать международному сотрудничеству и развязать мировую термоядерную войну.

В решении международных вопросов они делают ставку на атомные и термоядерные бомбы, на атомные подводные ракетоносцы.

Поэтому Коммунистическая партия и Советское правительство принимают все меры для обеспечения мирного труда нашего народа, безопасности нашей Родины и стран социалистического лагеря. Наши атомные подводные лодки с ракетно-ядерным оружием могут стрелять ракетами с мощнейшими ядерными зарядами из любого положения — надводного и подводного — и ходить подо льдами. У нас имеется любое оружие, намного превосходящее по тактико-техническим данным оружие любого противника.

У нас есть что защищать и есть чем защищать. Любое посягательство на наши интересы закончится крахом агрессора.

Скачать книгу: npbvi-anzin-a_m_-atom-dvigatel-1964.djvu [1,69 Mb] (cкачиваний: 15)

Анатолий Мефодьевич Анзин
1964

https://www.perunica.ru/nauka/9902-atom-dvigatel.html  



+4


Категория: Наука и Техника   Теги: Книга онлайн

Информация
Посетители, находящиеся в группе Гости, не могут оставлять комментарии к данной публикации.