Чем меньше объем пространства, тем больше отношение поверхности этого пространства к его объему. Например, для куба с ребрами 3 м это отношение составляет 54/27=2, а для куба с ребрами 2 м — 24/8=3. Эта простая истина имеет в технике большое значение. Чем больше объем активной зоны реактора, тем больше в единицу времени образуется нейтронов. Чем больше поверхность, тем, естественно, больше и утечка нейтронов. Но с ростом объема отношение поверхности к величине объема уменьшается. Поэтому с ростом объема, в котором происходит ядерная реакция, утечка нейтронов по абсолютному значению растет, а по относительному значению (выраженная в процентах, например, к числу образующихся за то же время нейтронов) уменьшается. Из этого заключения следует, что существует минимальный, именуемый критическим, объем, при котором утечка нейтронов не превышает максимально допустимой, и, значит, возможна, цепная ядерная реакция. Если же объем меньше критического, цепная ядерная реакция протекать не будет.
В этом, кстати говоря, и заключается принципиальная основа атомной бомбы. Чтобы произвести ядерный взрыв, нужно соединить в одно целое несколько кусков делящегося материала, например 239Pu. Общий объем делящегося материала превысит критический, а масса его — критическую массу, начнется саморазвивающаяся ядерная реакция, произойдет взрыв.
На АЭС ядерного взрыва произойти фактически не может, так как ядерная реакция здесь в отличие от атомной бомбы управляется с помощью так называемых компенсирующих стержней, сделанных из материала, являющегося сильным поглотителем нейтронов, например из карбида бора. Извлечение стержней из зоны, где протекает ядерная реакция, или, наоборот, погружение в эту зону соответственно усиливает или ослабляет реакцию.
Если число возникающих и расходуемых, поглощаемых и теряемых в результате утечки нейтронов одинаково, то мощность реактора будет оставаться неизменной. Он' будет работать в установившемся режиме. Это достигается с помощью компенсирующих стержней.
Нельзя сказать, что в ядерной реакции, протекающей с искусственным замедлением нейтронов, 238U не используется вовсе. Поскольку замедленные нейтроны ядрами 238U поглощаются и процесс преобразования 238U в 239Pu все же происходит, в ядерной реакции с замедленными нейтронами может быть использовано на тонну природного урана 7 кг 235U (весь 235U) и примерно 10 кг 238U (всего лишь около 1 % 238U).
Рассмотрим теперь две схемы АЭС: 1) работающих на замедленных, тепловых нейтронах и 2) работающих на быстрых нейтронах.
Существует несколько типов атомных реакторов на тепловых нейтронах. Они различаются между собой главным образом в зависимости от того, какие вещества используются в качестве замедлителя нейтронов и теплоносителя, с помощью которого производится отвод тепла, образовавшегося в результате ядерной реакции. Имеются содо-водяные реакторы (в этом случае обычная вода служит и замедлителем и теплоносителем), уран-графитовые реакторы (замедлитель — графит, теплоноситель — обычная вода), газографитовые реакторы (замедлитель-графит, теплоноситель — газ, обычно СO2), тяжеловодные реакторы (замедлитель — тяжелая вода, теплоноситель — либо обычная вода, либо тяжелая вода).
Мы рассмотрим схему АЭС с наиболее распространенным водоводяным реактором, или, как его кратко называют, ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор). Принципиальная схема АЭС этого типа представлена на рис. 52. Реактор представляет собой толстостенный сосуд, рассчитанный на высокое давление. В нем размещены: твэлы — тепловыделяющие элементы, состоящие из сердечника, содержащего в качестве основного «материала» ядерное топливо, и оболочки, герметически отделяющей сердечник от теплоносителя, и объединенные в кассеты (так называемые сборки); компенсирующие стержни, с помощью которых, как уже говорилось, осуществляется управление реактором; вода, протекающая через реактор, служащая одновременно и замедлителем нейтронов и теплоносителем. Они составляют активную зону реактора.
Рис. 52. Схема устройства АЭС с водоводяным реактором.
Активная зона защищена снаружи не показанным на схеме отражателем нейтронов, назначение которого — вернуть в активную зону «выскочившие» из нее нейтроны. Кроме того, любой реактор имеет, так называемую, биологическую защиту (также не показанную на рисунке), которая должна резко уменьшить (практически ликвидировать) его радиоактивное излучение.
Вода, непрерывно циркулирующая через активную зону реактора, исполняя свое назначение теплоносителя, воспринимает тепло от твэлов, поступает в теплообменник-парогенератор и передает тепло воде второго контура, превращая ее в пар. Из сказанного ясно, почему схему такого рода АЭС называют двухконтурной.
Рис. 53. Схема устройства АЭС с реактором на быстрых нейтронах.
У читателя, может быть, возникнет вопрос: можно ли испарить воду второго контура за счет тепла, передаваемого водой первого контура, учитывая, что температура воды первого контура по условиям теплообмена должна быть выше температуры воды второго контура и в то же время в первом контуре все время вода остается в жидком состоянии, а во втором — более холодная вода испаряется?
Оказывается вполне возможно. И даже весьма просто. Вспомним, что температура парообразования, т. е. температура, выше которой вода существовать не может, зависит от давления. Так, например, при давлении 0,04 абсолютных атмосферы (ата) — это как раз обычное давление пара в конденсаторе (см; рис. 49) — температура парообразования (конденсации) равна 29 °C, при давлении 1 ата температура парообразования равна 99,6 °C, при давлении 160 ата — уже 347,3 °C. Поэтому если давление воды в первом контуре выше, чем во втором, воду второго контура можно превратить в пар за счет тепла, отдаваемого водой первого контура. Так практически и поступают. В водо-водяном реакторе мощностью 1 млн кВт, установленном на Нововоронежской АЭС, давление воды первого контура избрано 160 ата, а давление воды второго контура — 60 ата. Температуры парообразования равны соответственно 347,3 и 275,6 °C.
Из теплообменника-парогенератора пар поступает в турбину, и дальше все происходит так же, как на ТЭС (см. рис. 49), и поэтому в дополнительных объяснениях пет нужды.
Следовательно, ТЭС и АЭС отличаются «только» агрегатами, производящими водяной пар: на ТЭС это паровой котел, источником тепла для которого служит органическое топливо, а на АЭС это прежде всего ядерный реактор (в нашем случае реактор и теплообменник-парогенератор). Но это принципиальное различие.
На схеме устройства АЭС с водоводяным реактором (см. рис. 52) блок ядерный реактор и теплообменник-парогенератор выделен оконтуривающей линией. Это сделано для того, чтобы показать принципиальные различия между схемами ТЭС и АЭС.
Следует заметить, что вне пределов оконтуривающей линии практически радиоактивности нет. В этом и есть основное назначение создания двухконтурной схемы.
На рис. 53 представлена одна из возможных схем устройства АЭС с реактором на быстрых нейтронах.
Используя этот тип реактора (именуемого также реактором-размножителем или бридером), можно, как уже говорилось, гораздо полнее использовать природное ядерное горючее.
В Советском Союзе (после проведения опытных работ на установках относительно малой мощности) первый крупный атомный реактор на быстрых нейтронах мощностью 350 мВт, БН-350, был введен в действие в 1973 г. в г. Шевченко на берегу Каспийского моря. На Белоярской АЭС (па Урале) введен в действие реактор на быстрых нейтронах — БН-600 — мощностью 600 мВт. Работы в этом направлении продолжаются.
Возвращаясь к схеме устройства АЭС с реактором на быстрых нейтронах, мы можем заметить, что часть схемы, специфичная для атомной станции и также оконтуренная здесь специальной линией, сложнее, чем в предыдущем случае, т. е. для схемы АЭС с реакторами типа ВВЭР на тепловых нейтронах. Действительно, в данном случае схема является трехконтурной, тогда как в предыдущем была двухконтурной. В соответствии с этим в предыдущей схеме было два теплоносителя: «реакторная», радиоактивная, вода и вода (водяной пар) не радиоактивная.