Атомная энергия и флот

Открытие способов освобождения и использования атомной энергии создало перспективы невиданного технического прогресса. Возможность вести управляемые цепные ядерные реакции позволяет применять уран и торий в качестве нового вида топлива для энергетических установок электростанций, кораблей, самолетов, ракет, а также на железнодорожном и автомобильном транспорте. Преимущества таких установок неоспоримы. Если при сжигании 1 килограмма мазута выделяется всего около 10 000 больших калорий тепла, то при делении всех ядер атомов 1 килограмма урана 235 выделяется около 20 миллиардов больших калорий, т. е. в 2 миллиона раз больше.

Использование ядерной энергии в силовой установке корабля основано на обычном тепловом цикле, в котором источником тепловой энергии является ядерный реактор, или, как его иначе называют, атомный котел. Ядерный реактор представляет собой систему, в которой обеспечивается управляемая саморазвивающаяся цепная реакция деления ядер тяжелых элементов (урана или плутония). Эта система состоит из замедлителя, горючего, содержащего делящиеся вещества, охлаждающей среды и конструкционных материалов (рис. 54).

^{Рис. 54. Схема подводной лодки с атомным двигателем}

^{Вверху — схема ядерного реактора на медленных нейтронах:}

^{1 — графитовая решетка; 2 — урановые стержни, 3 — регулирующий стержень; 4 — аварийный стержень, 5 — отражатель нейтронов, 6 — биологическая защита}

Замедлитель служит для уменьшения скорости нейтронов, освобождающихся при делении ядер расщепляющегося вещества до такой величины, при которой последующее деление ядер будет происходить с наибольшей вероятностью. В качестве замедлителя применяется обычно химически чистый графит или тяжелая вода, а иногда и обычная вода. В зависимости от того, насколько уменьшается скорость нейтронов, различают ядерные реакторы, работающие на тепловых (медленных), промежуточных и быстрых нейтронах.

Процесс деления ядер урана сопровождается выделением огромного количества энергии, вследствие чего температура в ядерном реакторе повышается до значительных величин. Для того чтобы делящееся вещество и конструкционный материал реактора не расплавились, выделяющееся тепло необходимо отводить с помощью какой-либо охлаждающей среды (воды, жидкого металла или — газа). Тепловая энергия, приобретаемая этой средой в реакторе, может быть превращена в механическую.

Одна из возможных схем превращения тепла, образующегося в реакторе, в механическую работу на валу турбины выглядит следующим образом. Первичный теплоноситель (вода или жидкий металл, например, натрий), нагретый в ядерном реакторе до определенной температуры, поступает в промежуточный теплообменник или парогенератор (паровой котел), где передает свое тепло вторичному теплоносителю.

В качестве вторичного теплоносителя могут быть использованы вода или газ. Если это вода, то она в парогенераторе превращается в пар, который поступает в турбину, заставляя ее через редуктор вращать гребной винт. Отработавший в турбине пар конденсируется в холодильнике и затем в виде конденсата забирается насосом и снова подается в парогенератор. Таким образом осуществляется замкнутый тепловой цикл.

Как известно, цепная ядерная реакция сопровождается не только выделением нейтронов, но и гамма-излучением. Это создает вокруг ядерного реактора интенсивную проникающую радиацию, которая может вредно действовать на обслуживающий персонал. Для предохранения людей от воздействия радиоактивных излучений ядерный реактор окружают биологической защитой в виде толстого слоя бетона или другого вещества, хорошо задерживающего проникающие излучения. На каждый кубический метр котла требуется около 100 тонн защитного материала. Это сильно увеличивает вес атомной силовой установки. Однако, так как эта установка расходует очень мало горючего материала, вес ее вместе с запасом топлива будет не больше, чем вес обычных современных энергетических корабельных установок.

Охлаждающая среда (вода или газ) может и непосредственно использоваться в паровой или газовой турбине, минуя паровой котел. Но в этом случае вследствие радиоактивности, приобретаемой рабочей средой при прохождении ее через реактор, необходимо предусмотреть биологическую защиту не только самого реактора, но и всей установки. Это, конечно, значительно утяжелит установку и затруднит доступ к турбинному агрегату. Поэтому более удобной будет схема со вторичным тепловым циклом, которая позволяет ограничиться биологической защитой только ядерного реактора и парогенератора.