Перейдем теперь к ГЭС. Принцип работы ГЭС (рис. 51) прост и хорошо известен. Самым важным и самым дорогостоящим элементом ГЭС является плотина, которая и создает необходимую разность уровней воды. Подвод воды с верхнего бьефа к лопастям гидравлических турбин, устанавливаемых всегда на нижнем бьефе, происходит либо через каналы, выполненные в теле плотины (см. рис. 51), либо через специальные трубопроводы. Струя воды на входе в турбину, обладающая всегда большой скоростью (за счет уменьшения ее потенциальной энергии), поступает на лопасти турбины. Ротор гидравлической турбины связан с ротором электрического генератора. Они составляют в совокупности ротор гидротурбогенератора, приводимого во вращательное движение под воздействием струи воды, поступающей на лопасти турбины. Так же как и в паровых турбинах, конструкторами принимаются меры к тому, чтобы избежать удара (или по крайней мере его снизить) струи воды о лопасти турбины.
Рис. 51. Схема устройства ГЭС.
Гидроэнергия, как и многое другое на Земле, имеет солнечное происхождение: вода совершает свой круговорот за счет энергии Солнца. Поэтому гидроэнергия относится к числу восполняемых источников энергии, к которым нельзя отнести органическое и ядерное топливо. Гидростанции особенно эффективны тогда, когда они сооружаются в целях решения не только энергетических, но также сельскохозяйственных, рыбохозяйственных и транспортных задач. В Советском Союзе, располагающем большими гидроресурсами, развернуто широкое гидростроительство, построены крупнейшие в мире ГЭС: Братская на р. Ангаре (мощность около 4,5 млн. кВт), Красноярская на р. Енисее (мощность 6 млн. кВт), заканчивается строительство еще более мощной ГЭС на р. Енисее — Саяно-Шушенской.
Теперь уже строительство новых, все более мощных атомных электростанций (АЭС) ни у кого не вызывает удивления, рассматривается как обычное дело, а между тем освобождение и использование ядерной энергии является одним из наиболее крупных событий XX в. К сожалению, это великое открытие было использовано не только в мирных, но и в военных целях. Мир узнал о нем из сообщений о взрывах американских атомных бомб над японскими городами Хиросима и Нагасаки 6 и 9 августа 1945 г.
Мы скажем здесь очень кратко о физических основах атомной энергетики и об устройстве АЭС. Еще в конце 30-х годов XX в. было установлено, что ядро атома изотопа урана с атомным весом 235, 235U, под воздействием нейтрона делится на осколки и что этот процесс сопровождается большим энерговыделением. Естественно, это открытие не осталось без внимания.
Мы не имеем возможности описывать в хронологическом порядке, как дальше развивались события, а сразу же перейдем к рассмотрению физических процессов, происходящих в атомном реакторе. Деление ядра 235U происходит, как уже сказано, под действием нейтрона (в результате попадания нейтрона в ядро). Чрезвычайно важно, что при делении ядра число испускаемых нейтронов больше единицы. Для ядра 235U, если в него попадает так называемый замедленный, или тепловой, нейтрон, это число в среднем составляет 2,46. Это значит, что может быть осуществлена цепная, развивающаяся реакция. Это значит также, что должны быть приняты меры против бесполезной утечки нейтронов.
Природный очищенный от примесей уран состоит почти исключительно из двух изотопов: 235U и 238U, причем 235U в природном уране содержится только 0,7 %, а 238U — 99,3 %. Особую ценность, по крайней мере теперь, представляет 235U, так как он является единственным известным само расщепляющимся ядерным топливом, встречающимся в природе. При делении 1 кг 235U выделяется огромная энергия (тепло), равная энергии (теплу), которая образовалась бы при сжигании 2,7·106 кг условного топлива, т. е. топлива, имеющего теплотворную способность 7000 ккал/кг. Другими словами, 1 г 235U энергетически эквивалентен 2,7 т условного топлива (2,7 т у. г.).
Существуют два типа принципиально отличных друг от друга ядерных реакторов: работающие на тепловых нейтронах и работающие на быстрых нейтронах. В реакторах на тепловых нейтронах образовавшиеся в процессе ядерной реакции, обладающие высокой энергией и поэтому называемые быстрыми нейтроны искусственно замедляются, их энергия делается приблизительно в 100 раз меньше. Они могут, как уже говорилось, вызывать распад ядер атомов 235U, но только в малой мере воздействовать на ядра атомов 238U, преобразуя их в количестве всего лишь около 1 % в плутоний, 239Pu. Последний в природе практически не встречается и, следовательно, является искусственным, созданным человеком элементом, близким по своим свойствам к 235U.
Следовательно, в реакторе на тепловых нейтронах используется весь 235U и около 1 % 238U, т. е, около 2 % природного урана.
Для того чтобы быстрые нейтроны превратить в тепловые, используются так называемые замедлители нейтронов, которыми могут служить графит, обычная или тяжелая вода. Замедление нейтронов происходит в результате их столкновений с ядрами замедлителя. При этом нейтроны не только замедляются (что и требуется), но частично поглощаются (что уже плохо).
Читатель может задать такой вопрос: что было бы, если нейтроны, полученные при делении ядра 235U, искусственно не замедлять, а сохранить их высокую энергию? Так поступить можно. Так и поступают в реакторах па быстрых нейтронах. Причем в принципе в этом случае возможно полностью использовать весь природный уран: 235U, как и в реакторах, работающих на тепловых нейтронах, а также и 238U (не будем забывать, что его в природном уране 99,3 %!), который под действием быстрых нейтронов сначала преобразуется в плутоний, 239Pu, и который по своим свойствам, как говорилось, близок к 235U и поэтому также используется для получения тепла.
Естественно, может возникнуть второй вопрос: зачем же специально замедлять быстрые нейтроны, заранее зная, что с их помощью можно использовать в энергетических целях полностью только изотоп урана 235U и в весьма малой доле изотоп урана 238U, тогда как с помощью быстрых, не замедленных нейтронов можно (по крайней мере теоретически) использовать весь природный уран?
Действительно, на первый взгляд может показаться, что искусственное замедление быстрых нейтронов ничего хорошего не дает. На самом же деле это шаг вынужденный. Дело заключается в том, что создание и эксплуатация реактора на быстрых нейтронах существенно сложнее, чем реактора на тепловых нейтронах, и не все проблемы на этом пути должным образом решены. Назовем хотя бы некоторые из них.
Для того чтобы успешно эксплуатировать реакторы на быстрых нейтронах, надо прежде всего решить некоторые сложные проблемы материаловедческого характера. Облучение материала быстрыми нейтронами приводит к тому, что атомы облучаемых материалов выбиваются из их фиксированных положений в кристаллической решетке, в результате чего материал теряет свои прочностные и некоторые другие свойства. Следовательно, необходимо создавать новые материалы, более приспособленные к работе в интенсивном нейтронном пучке.
Кроме того, для предохранения быстрых нейтронов от замедления в зоне их существования ни в коем случае нельзя использовать материалы и вещества, сколько-нибудь заметно поглощающие нейтроны или снижающие их энергию. В частности, именно по этой причине в реакторах на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя нельзя использовать обычную воду, довольно активно замедляющую нейтроны. Приходится отыскивать для этой пели другие вещества. В большинстве, если не во всех, действующих реакторов на быстрых нейтронах роль теплоносителя исполняет жидкий натрий, гораздо слабее чем вода поглощающий и замедляющий нейтроны. Замена воды на жидкий натрий, технически вполне возможная, отнюдь не упрощает дела.
