Применяются также и газообразные теплоносители: углекислый газ, азот, гелий. В реакторах-размножителях на быстрых нейтронах удобным теплоносителем оказался натрий. Различным типам теплоносителей, как и многим замедлителям, свойственны определенные преимущества и недостатки.
Мы коснулись только двух составляющих реактора: замедлителя и теплоносителя, определяющих тип реактора. А ведь нужно самым оптимальным образом выбрать еще и тепловыделяющий элемент! В каком виде удобнее использовать в нем ядерное горючее — уран?
В виде металла или его двуокиси? А может быть, лучше применить карбид урана или какой-либо его сплав?
Имеют значение форма и размеры тепловыделяющих элементов (оболочки), в которых заключается ядерное горючее. Надежнее всего были бы твэлы из стали, но она сильно поглощает нейтроны. Пришлось уран заключать в циркониевые либо алюминиевые оболочки, слабо поглощающие нейтроны.
Как видите, если составить сочетания из предлагавшихся типов замедлителя, теплоносителя, топлива, форм и размеров твэлов и конструктивных способов их оформления и других элементов оборудования реактора, то можно было бы получить несколько сот вариантов.
Правда, среди них попались бы и такие, которые учеными не рассматривались, а сразу отбрасывались прочь как неразумные. Нецелесообразность применения других вариантов вытекала из расчетов или пробных конструкторских проработок. И все же после такого предварительного отбора оставалось несколько десятков возможных для создания типов реакторов, с которыми нужно было разбираться более серьезно и подробно. Что же делать в такой ситуации? Создавать одновременно все мыслимые типы опытно-промышленных реакторов, эксплуатировать их по 10–15 лет и потом решать, какие из них использовать для промышленной атомной энергетики? Конечно, нет. При такой стратегии ее масштабное развитие могло бы задержаться на многие десятилетия. Да, одновременное развитие многих направлений потребовало бы и огромных материальных затрат, так как на исследования, опытно-конструкторские работы и проектирование пришлось бы перевести большое количество институтов, конструкторских и проектных организаций! Ясно, что разумнее ограничиться несколькими типами установок и развивать атомную энергетику поэтапно, переходя по мере накопления опыта от более простых установок к более сложным Наиболее подходящей областью начального использования атомной энергии стала электроэнергетика.
В электроэнергетических установках даже при не очень больших температурах (около 300 градусов Цельсия) коэффициент преобразования атомной энергии в электричество относительно высок — 30–33 процента. Важно и другое: в электроэнергетике имеются хорошие возможности для работы реакторов в базисной нагрузке, то есть практически при постоянной максимально допустимой мощности. Почему это важно? По двум причинам.
Работа в переменных режимах: с изменением мощности, температур, расходов теплоносителя — предъявляет к установкам более строгие требования; надо создавать более надежные их конструкции, а это связано с большой затратой времени и большим объемом научно-исследовательских работ. Кстати, в настоящее время исследования возможности использования АЭС в переменных или маневренных режимах уже ведутся.
Вторая причина целесообразности на первых порах работы АЭС в базисном режиме объясняется их большей по сравнению с установками на органическом топливе капиталоемкостью. Если в теплоэлектростанциях (ТЭС) стоимость вырабатываемой энергии на 70 процентов определяется стоимостью топлива и только на 30 процентов затратами на сооружение самой ТЭС, то в АЭС картина обратная: топливная составляющая стоимости электроэнергии всего 25–30 процентов. Это означает, что для АЭС чрезвычайно невыгодны простои и работа на пониженной мощности. Неработающая АЭС — это омертвленный капитал. В таких режимах работы стоимость электроэнергии на АЭС может превысить стоимость электроэнергии на ТЭС.
Вернемся к описанию типов реакторов.
Помимо электроэнергетики, которая облегчила решение ряда технических задач и уменьшила количество вариантов реакторов, существуют и другие причины, почему в различных странах начали разрабатывать атомные электростанции разного типа. В Канаде преимущественное развитие получили реакторы на тяжелой воде; в Англии — газоохлаждаемые; в США и ФРГ водо-водяные (в качестве замедлителя и теплоносителя в них используется вода) и реакторы с кипящей водой; в СССР — водоводяные и реакторы канального типа, подобные реактору на Обнинской АЭС, а также было опробовано несколько реакторов другого типа — с органическим замедлителем и теплоносителем, с тяжеловодным замедлителем и газовым охлаждением, — не получивших пока широкого распространения.
Так, стихийно возникшие международные кооперации и разделение труда по исследованию, разработке и накоплению опыта эксплуатации АЭС различного типа позволили в достаточно короткие сроки выявить наиболее перспективные виды атомных реакторов. Дальнейшее развитие получили сейчас четыре типа реакторовводоводяной, реактор с кипящей водой, тяжеловодный и реактор канального типа с графитовым замедлителем.
В СССР в апреле 1964 года была создана Белоярская промышленная АЭС электрической мощностью 100 тысяч киловатт с водо-графитовым канальным реактором.
В отверстия графитовых блоков вставлены металлические трубы с тепловыделяющими элементами. Вода, циркулирующая в них, нагревается, превращается в пар, и он, перегретый, подается в турбины. В 1967 году заработала вторая очередь этой электростанции мощностью 200 тысяч киловатт. А еще через семь лег к западу or Ленинграда, рядом с живописным современным городом Сосновый Бор, завершилось сооружение также канальной крупнейшей в СССР и Европе одноконтурной АЭС мощностью в два миллиона киловатт. Состоит она из двух блоков по миллиону киловатт, и в каждом блоке свой реактор. Насыщенный семидесятиатмосферный пар из каждого реактора подается к двум турбогенераторам по 500 тысяч киловатт.
В реакторах по 1693 канала с тепловыделяющими топливными элементами. Размещение ядерного топлива в отдельных каналах — одно из главных преимуществ реакторов данного типа: оно позволяет производить перегрузку топлива, не останавливая работающий реактор, с помощью специальной перегрузочной машины.
Ленинградская АЭС является головной станцией в целой серии, которая будет строиться в нашей стране.
Реакторы такого типа уже работают на Курской АЭС, а также строятся Чернобыльская, Игналинская, Калининская, Смоленская, Западно-Украинская и другие станции в европейской части СССР.
Невдалеке от Воронежа, в живописной излучине Дона, построена Ново-Воронежская АЭС. Первый ее блок электрической мощностью 210 тысяч киловатт был пущен в сентябре 1964 года. В 1980 году с пуском пятого блока полная мощность этой станции составит около двух с половиной миллионов киловатт. Реактор последнего блока этой АЭС, как и все ее предыдущие, корпусного типа, однако мощность его побольше, чем у предыдущих, и составляет миллион электрических киловатт. Эта мощность близка к предельно возможной для реакторов такого типа, ибо корпуса большего размера невозможно перевозить по железной дороге. В ново-воронежских реакторах в качестве замедлителя нейтронов и теплоносителя используется под давлением некипящая вода. Значит, это установки двухконтурного типа.
В первом контуре, его называют реакторным, циркулирует некипящая вода под давлением 160 атмосфер. Пар получают в парогенераторах уже второго контура. Таким образом, вода, прошедшая через активную зону, не попадает в турбогенераторы станции, а циркулирует в замкнутом контуре, в реакторном блоке.
Сейчас реакторы типа ново-воронежских работают на Кольской и Армянской АЭС. Несколько реакторов такого типа было построено при помощи-СССР в социалистических странах.
Быстрыми темпами создается атомная энергетика и в технически развитых буржуазных странах. Суммарная мощность действующих АЭС в 1980 году приблизится к 140–150 миллионам киловатт. Дальнейшее развитие атомной электроэнергетики вплоть до конца нашего века оценивается различными институтами, правительственными организациями и энергетическими объединениями весьма по-разному. Более того, за последние годы эти прогнозы претерпели существенные изменения. Так, например, если еще 5–6 лет назад прогнозная мощность АЭС в США на 2000 год составляла около 1000 миллионов киловатт, то сейчас все чаще говорят о 300–400 миллионах киловатт. Такое же нестабильное положение с развитием атомной энергетики в ФРГ и Австрии.