3.9. Atom электр станциялары

1 954 жылдың 27 маусымында Обнинск қаласында дүние жүзіндегі ең бірінші атом электр станциясы іске қосылды. Бұл күн адам баласының «атом ғасырына» аяқ басқан ұлы жеңіс мерекесіне айналды. «Мен,— деді аты аңызға айналған көрнекті ғалым, академик Курчатов Игорь Васильевич,— бар совет ғалымдары сияқты, халыққа тән дұрыс ойдың жеңіс тұғырынан көрінетініне ешбір күмән келтірмеген едім... Аса бағалы уран-235 пен плутонийдің атом қозғалтқыштарында, бейбіт өмір кемелері мен самолеттерін жүргізуде, жарық пен жылу беретін электр станцияларында қызмет ететін күні де кашық емес»,— деп, атом энергиясы келешегіне зор үміт артты. Атом энергиясын бейбіт мақсатқа пайдаланудың ғасыры басталды.

Уран атомы бөлінуі үшін тізбекті реакцияның қажет екені баршаға мәлім. Осы реакция негізінде бір ядроның бөлінуі екінші ядроның бөлінуін туғызуы керек. Ол үшін ядро бөлінген уақытта пайда болатын нейтрондар өздерінің «құралдық» міндеттерін атқарулары керек.

Бұл ойды іске асыру үшін атом реакторы жасалынды. Реакторда атом ядросы бөлініп, онда пайда болған жылу оның ішіндегі суды буға айналдыру үшін жұмсалды. Бірақ та атом реакторында алынған су буы құрамында адамдар денсаулығына қауіпті, радиоактивті бөлшектер болуы мүмкін ғой. Осы себепті реактордан алынған су буын екінші контурдағы химиялық таза суды жылытатын буландырғышта пайдалану көзделді. Ал екінші контурда алынған реактивті заттардан таза бу жылу электр станцияларында электр энергиясын өндіруге пайдаланылатын тәсілмен бу турбиналарына жіберіледі де, онда электр энергиясы өндіріледі, оның адамдар денсаулығына ешбір зияны болмайды.

Обнинск қаласында салынған қуаты 5 МВт АЭС осы принцип негізінде жұмыс жасады. Дүние жүзінде алғаш рет минералды отынды жағу негізінде алынған жылу энергиясын пайдаланбай, уран атомы ядросының бөлінуі энергиясын пайдалану арқылы да электр энергиясын өндіруге болатыны дәлелденді.

Минералды отын түгелдей жанатын жылу энергия кондырғыларына қарағанда, ядролық реакторларда уран атомдарында бар энергияның біраз ғана бөлігі пайдаланылады. Рудадан алынатын табиғи уран екі изотоптан тұрады. Оның кұрамындағы уран-238-дің мөлшері—99,3%, ал уран-235-тің мөлшері—0,7% болады. Алғашқы уақытта тек уран-235 атомын пайдалану мүмкіндігі ғана анықталды. Уран-235 атомы жылдамдығы аз (жылу) нейтрондарының, яғни салыстырмалы түрде алып қарағанда энергиясы аз нейтрондардың әсер етуі негізінде көп мөлшерде жылу бөліп шығарады. Ядроның бөлінуі кезінде екі немесе үш нейтрон пайда болады. Орташа алғанда —2,46 жаңа нейтрон бөлінеді. Бұл тізбекті реакцияның жүруіне мүмкіндік туғызады. Қазіргі уақытта көптеген атом электр станциялары уран-235 атомы бөлінетін реакторлар негізінде салынып, жұмыс жасауда. Бұндай реакторлар — жылу немесе шабан нейтрондармен жұмыс жасайтын реакторлар деп аталады. Уранның бұл изотопының табиғи метал уранның кұрамында өте аз екені айтылды. Тек осы уран-235 ғана пайдаланылатын болса, онда адамзатқа ядролық отын ұзақ мерзімге жете ме деген ой туады? Дүние жүзінде энергетикаға пайдалануға тиімді 4 млн. т мөлшерінде арзан уран қоры бар деп есептеледі. Егер де бұл қордың энергетикалық тиімділігін анықтайтын болсақ, онда мұнай қанша жылға жететін болса, ол да сондай ғана жылға жететіні анықталды.

Бірақ физиктердің қыруар ғылыми-ізденіс жұмыстары негізінде ашылған жаңалықтар бұл жағдайды түпкілікті өзгертті. Электр энергиясын өндіру үшін уран-238 изотопын да пайдалануға болатыны дәлелденді.

Атом энергетикасында бір-бірінен маңызды айырмашылығы бар нейтрондардың екі түрі пайдаланылады: бірі — бойында қозғалыс энергиясы мол немесе жылдам нейтрон деп, ал екіншісі — бойында қозғалыс энергиясы аз, шабан немесе жылу нейтроны деп аталады. Жылдам нейтрондар атом ядролары бөлінуі кезінде пайда болады. Егер де бөлінген жылдам нейтрон 238U ядросымен соқтығысатын болса, онда 238U бірден бөлінбейді, ол атомдық салмағы 239 плутоний ядросына- (239Ри) айналады. Ал бұл ядроның оған нейтронмен әсер еткен кезде бөліну қабілеті бар. Бір сөзбен айтқанда, энергетикалық қасиеті жағынан 239 Pu 235U-ға ұқсас, ал энергия бөлу мөлшері жағынан одан да асып түседі.

238U-ның 239Ри-ға айналу процесінің тиімділігі өндіру коэффициентімен бағаланады. Өндіру коэффициенті деп, пайда болған плутонийдің жұмсалған ядро отынына қатынасын айтады. 238U жылдам нейтрондармен соқтығысқан уақыттағы өндіру коэффициенті 1,4-тен 1,5 мөлшерінде, яғни бірден жоғары болады. Бұл барлық 238U- ның 239Ри-ға ауысу мүмкіндігі бар деген сөз. Қорыта айтқанда, жылдам нейтронды пайдалану процесі өте тиімді процес болып табылады. Ол табиғатта бар барлық уранды, әсіресе, оның негізгі бөлігі —238U пайдалану мүмкіндігін туғызады.

Атом реакторында реакторлық отын ретінде, осы процеске ұқсас, бірақ будан да сәл интенсивті түрде жүртін торий-232 (232 Тһ) ядросы атомының бөліну принциптерін де пайдалануға болады. Торий-232 атомы өз құрамына нейтронды қосып алуына байланысты уран- 233-ке айналады. Ал уран-233-тің уран-235 сияқты бөліну қасиеті бар. Табиғатта торий уранға қарағанда оншақты есе көп кездеседі.

Атом реакторында ауыр атом ядроларының бөліну және жаңа отын түрлерін (плутоний немесе уран-233) алу процестерін бірге пайдалану негізінде, ядролық

отын мөлшерін ұлғайтатын жаңа қондырғы жасау мүмкіндігі туады. Бұл қондырғының тиімділігі атом реакторының жобасына және жылу алу тәсіліне байланысты болады. Осындай реактор бриддерлер (көбейткіштер) 1 кг табиғи уранды пайдаланып, уран-235-пен жұмыс жасайтын ядролық реакторларға қарағанда 30—40 есе көп энергия бере алады. Бұл тек қана арзан уран мен торийді ғана емес, одан да қымбатырақ отын түрлерін пайдалануға жол ашады. Дүние жүзі энергетикалык қорына мұхит суларында кездесетін құрамында ураны аз рудалардағы, қышқыл тау жыныстарындағы және т.б. заттар құрамындағы ондаған миллион тонна уран мен жүздеген миллион тонна торий косылады. Ал мұндай атом энергетикасына пайдалануға болатын ядролық отын қоры мыңдаған жылға жетеді, оны тіпті ешуақытта да таусылмайды деп есептеуге болады.

Қазіргі уақытта дүние жүзінде өндіріліп отырған электр энергиясының 18%-і атом электр станцияларында өндірілуде. Дүние жүзіндегі барлық АЭС-ның қуаты 200 млн. кВт-тан асып отыр.

Ядролық энергияны пайдаланудың аса маңызды бір тиімділігі — егер ол қалыпты жағдайда жұмыс жасайтын болса, онда қоршаған ортаны жану заттарымен ластауды елеулі мөлшерде азайтады.

ТМД ғалымдары мен технологтары ядролық энергетикалық қондырғылар жасауда елеулі табыстарға жетуде. 1973 жылы Ақтау қаласында қуаты 350 МВт атом электр станциясы салынды. Дүние жүзіндегі тұңғыш осы тәжірибелі-өндірістік станция 15 жылдан аса уақыт бойы нәтижелі жұмыс жасауда.

Бұл станция екі міндет атқарады: электр энергиясымен бірге теңіз суынан тұщы су алуға қажетті жылу энергиясын өндіреді. Белоярск АЭС-сында (Оралда) одан да қуатты, электрлік қуаты 600 МВт (БН-600) жылдам нейтронда жұмыс жасайтын реактор іске қосылды. Атом энергетикасы соңғы оншақты жылдарда, Чернобыль апатына дейін, өте жылдам қарқынмен дамыды. Қейінгі жылдары қатарға Воронеж АЭС-ның жаңа блоктары іске қосылды. 1984 жылдан бастап Санкт- Петербург атом станциясы толық қуатымен (4 млн. кВт) жұмыс жасай бастады. Курск, Запорожск, Хмельницк, Балаковск, Крым, Игналинск, Калинин, Одесса және т.б. атом электр станциялары салынуда. 1985 жылдың басында бұрынғы КСРО-да атом электр станцияларының жалпы қуаты 24,3 млн. кВт

болып, онда 142 млрд. кВт*сағ электр энергиясы өндірілді. Бұл одақта өндірілген барлық энергияның 9,5%-і еді.

Санкт-Петербург, Курск, Чернобыль АЭС реакторларының қуаттары 1 млн. кВт. Олар дүние жүзіндегі ең қуатты реакторлар қатарына жатады, қазір куаты 1,5 млн. кВт реактор салынуда. Ғалымдар қуаты 2,0 млн. кВт және одан да қуатты реакторлар жасау мақсатында ізденіс жұмыстарын жүргізуде.

АЭС — онда орнатылған реактордың жұмыс жасау принципіне байланысты жылу немесе жылдам нейтрондармен жұмыс жасайтын станция болып екі түрге бөлінеді.

Жылу нейтронды реакторлардың негізгі элементтері болып ядролық отын мен бәсеңдеткіш есептелінеді. Осы негізгі элементтер орнатылған жер реактордың негізгі жұмыс орны деп аталады. Негізгі жұмыс орнын реактордың «жүрегі» деп есептеуге болады. Онда жүретін ядролық реакцияның негізінде аса мол жылу бөлінеді.

Ядролық отын реактордың негізгі жұмыс орнында орналасқан жылу бөлгіш элементтерге (ЖБЭЛ) бөлініп салынады. Жылу бөлгіш элементтер оның өзегі мен сыртқы қабатынан тұрады. Өзектің негізгі «материалы»— ядролық отын. Ядролық отын есебінде уран не плутоний, немесе осы заттардың алюминий, цирконий, хром, висмутпен қоспасы пайдаланылады. Өзекте «ши- кізат» күйіндегі ядролық элемент 238 U немесе 232 Th болуы да мүмкін. Ол әр түрлі пішінде, негізінен цилиндр тәрізді жасалады.

Жылу бөлгіш элементтің сыртқы қабаты оның өзегін өзін қоршаған жылу таратқыштан сенімді түрде корғауы керек. Сыртқы қабат жасалынатын материалға аса жоғары талап қойылады. Ол үлкен механикалық әсерге, коррозияға, ыстыққа және интенсивті нейтрон ағынына төзімді болуға тиіс. Бұл қабат негізінен (жұмыс жасау жағдайына, ең алдымен температураға байланысты) алюминий мен цирконий қорытпаларынан, тот баспайтын болаттан немесе тығыздығы жоғары графиттен жасалады. ЖБЭЛ-терді арнаулы қалталарға, қорапшаларға немесе блоктарға жинап, реактордың негізгі жұмыс орнына орналастырады. Олар «шағылыстырғыш» заттармен және реакторда бәсеңдеткіш ретінде колданылатын материалдармен қоршалады. «Шағылыстырғыштар» өз аттарына сәйкес негізгі жұмыс орнынан «секіріп» шыққан нейтрондарды қайтадан сол жерге кайтару қызметін атқарады. Шағылыстырғыштардың сыртынан реактивті сәулелерден қорғайтын қорған жасалады. Бұл қорған — биологиялық қорған деп аталады. Радиоактивті сәуле нейтрондардан және басқа да бөлшектерден тұрады. Сәулелердің негізгі көзі — реактордың негізгі жұмыс орны мен нейтрондардың бойына сіңіріп алатын (әсер арқылы сәуле шығару деп аталатын) конструкциялы материалдар.

Биологиялық қорған көпшілік жағдайда жоғарғы сапалы бетоннан жасалады. Оның құрамында 10%-тей су болады. Су нейтрондарды бойына жақсы «сіңіретін» зат болуы себепті, оның бұл арада болуының маңызы зор. Бетонды қабатты радиоактивті сәулелерден қорған ретінде пайдаланған уақытта, көпшілік жағдайда оның құрамына күшті сіңіргіш — бор карбидін қосады. Радиоактивті сәулелерді құрайтын бөлшектер қорған есебінде қолданылатын заттардың атом ядроларымен соқтығысқан уакытта, алдымен олардың жылдамдығы төмендеп, соңынан олар оның бойына сіңіп кетеді. Қорған реактивті сәулелердің негізгі бөлігін ұстап қалады. Ядролық реактор дұрыс жұмыс жасаған уақытта, одан шығатын радиоактивті сәуле мөлшері күн көзінен жерге түсетін сәуле мөлшеріндей ғана болып, станцияларда жұмыс жасайтын адамдарға ешбір қатер төндірмейді. Әйтсе де қауіпсіздік — атом техникасының аса бір маңызды талабы болып табылады.

Қазіргі реакторлар оларда қандай заттар нейтрондарды бәсеңдеткіш ретінде колданылатындығына және негізгі жұмыс орнында бөлінген жылуды бойына сіңіріп, оны таратушы ретінде пайдаланатындығына байланысты бірнеше түрге бөлінеді.

Су-сулы реакторларда нейтрондарды бәсеңдеткіш және жылу алмасқыш ретінде қалыпты су қолданылады. Уран-графит реакторларында графит-бәсеңдеткіш, су — жылу таратқыш, ал ауыр сулы реакторларда ауыр су — бәсеңдеткіш, ал жылу таратқыш ретінде не ауыр су, не қалыпты су пайдаланылады.

3 .19 суретте су-сулы реакторлы АЭС-ның принципті схемасы келтірілген. Схеманың оң жақ бөлігінің жылу электр станциясының схемасынан ешбір айырмашылығы жоқтығын бірден байқауға болады. Екі схемада да бу турбинасы, электр генераторы, конденсатор және су сорғысы бар. Егер ЖЭС-да температурасы мен қысымы аса жоғары су буы органикалық отынды оттықта жағу негізінде алынатын болса, ал АЭС-на қажетті су буы ядро реакциясы жылуын пайдалану негізінде жылу алмасқыш пен бу генераторларында немесе тікелей реактордан алынады. Осы станциялардың бір-бірінен айырмашылығы — бірінде қазан пайдаланылса, екіншісінде ядролық реактор пайдаланылады.

Су-сулы реакторға су үнемі келіп тұрады. Су оның негізгі жұмыс орны арқылы, яғни оның жылу бөлгіш элементтері арқылы өтуі себепті, оның температурасы көтеріледі. Бұл жағдайда, ядролық реакция жүруі негізінде бөлінген жылу тікелей суға беріледі. Екі контурлы АЭС-ның бір-біріне қосылмайтын екі су жолы бар. Негізгі жұмыс орнында бөлінген жылу энергиясын бойына жинаған бірінші контурдың суы, осы жылу энергиясын жылуалмасқышта екінші контурдың суына береді. Екінші контурдың суы негізгі жұмыс орнымен қатынаспауына байланысты, оның құрамында радиоактивті сәуле өте аз болады. Жалпы айтқанда, бірінші контурдағы судың міндеті — реактордың негізгі жұмыс орны жылуын алып, оны екінші контурдағы суға беру.

А л екінші контурдағы су, оған берілген жылудың әсерінен, температурасы мен қысымы жоғары буға айналуы тиіс. Осы жайға байланысты жылуалмасқыш «бу генераторы» деп аталады. Олай болса, екінші контурдағы суды бірінші контурдағы судың жылуымен буландыру мүмкін бе?—деген орынды сұрақ туады. Болады, себебі судың буға айналу температурасы оның қысым мөлшеріне байланысты. 0,04-10⁵ Па қысымда судың буға айналу температурасы 29°С, 1*10⁵ Па қысымда —99,6°С, егер де қысым мөлшері 160*10⁵ Па болса, онда 344,3°С болады. Осы себепті, бірінші контурдағы су қысымы екінші контурдағы су қысымына қарағанда жоғары болса, онда бірінші контурдағы су жылуы екінші контур суын буға айналдыра алады.

3.20 суретте уран-графит реакторлы АЭС-ның схемасы көрсетілген. Оның негізгі жұмыс орны орталарында тік каналдар жасалған графитті ұялардан тұрады. Көптеген каналдарда жылу бөлінетін қорапшалар орналастырылған, мұнда отын есебінде байытылған уран пайдаланылады. Уран-графит реакторлы АЭС схемасының елеулі айырмашылығы бар. Бұл бір контурлы схема. Жылу таратқыш ретінде қалыпты су пайдаланылады. Реактордың технологиялық каналдары арқылы өте отырып, су буға айналады.

Су немесе басқа жылу таратқыш буға айналатын реактордың осындай түрі — қайнайтын реактор деп аталады. Пайда болған ылғалды бу (қанығу температурасындағы бу мен будың қоспасы) сеператорға келіп түседі.

С еператор ылғалды буды қаныққан құрғақ бу мен суға бөледі. Алынған кұрғақ қаныққан бу бу турбинасына жіберіледі. Ал схеманың оң бөлігі бізге мәлім принцип иегізінде жұмыс жасайды.

Осы схема негізінде жасалған қуаты 1 млн. кВт алғашқы реактор 1973 жылы Санкт-Петербург АЭС-сына орнатылды. Ол қысымы 65*10⁵ Па, температурасы 180°С қаныққан құрғақ бу өндіреді. Бұндай реакторлар куаты 4—6 млн. кВт АЭС-ларда колданылады.

Жылдам нейтрондармен жұмыс жасайтын реакторлы АЭС схемасы 3.21 суретте көрсетілген. Ол екі немесе үш контурлы болады. Жылу таратқыш ретінде сұйық метал қолданылады.

Жалпы жылдам нейтрондарды тікелей пайдаланудың үлкен қиыншылықтары бар: нейтрондардың бойындағы энергияны және олардың қозғалу жылдамдығын сақтау кажет; сонымен бірге осы күшті нейтрон ағынына «үйрену» керек. Miнe, осындай талаптарға орай, олар жүретін жерде, оларды бойына сіңіретін немесе олардың энергиясын азайтатын заттардың болмағаны дұрыс. Жақсы салқындатқыш болғанмен, нейтрондардың жылдамдығына әсер етуіне байланысты, қалыпты суды нейтрондарды бойына өте аз сіңіретін және олардың жылдамдығына да әсер етпейтін сұйық натриймен алмастырудың тиімділігі дәлелденіп отыр.

Күшті нейтрон ағынына «үйрену» дегеніміз, ең алдымен материалдарға қойылатын талаптарды қанағаттандыру керек деген сөз. Күшті нейтрон ағынында жұмыс жасаған уақытта, онда қолданылатын конструкциялық материалдардың төзімділігі азаяды. Жылдам нейтрон сәулелері материалдардың атомдарын өздерінің кристалды торда бекітілген жерлерінен «ұрып» шығарады. Осыған байланысты күшті нейтрон ағынына төзімді жаңа материалдар жасау керек.

Тек ғылыми-техникалық тұрғыдан ғана емес, экономикалық тұрғыдан да шешуді қажет ететін, жоғарыда айтылған мәселелерден күрделірек, біраз мәселелер бар. Мысалы, 238 U-нан алынған плутонийді реакцияға түспеген 238 U-нан, нептуний және басқа да жоғары радиоактивті бөліну өнімдерінен ажыратып алу қажет.

Тағы бір жай, жылдам нейтрондармен жұмыс жасайтын ядролық реакторлар кен қолдау тапқан уақытта, ядролық отынды қайта өңдеу негізінде, жеткілікті мөлшерде плутоний өндіретін заводтар салынуы керек. Ал мұндай өндіріс орындары оларда аса жоғары радиоактивті материалдар болуына байланысты мол каржы жұмсауды қажет етеді.

Жалпы отын өндіру коэффициенті, егер де ядролық отын ретінде 235U емес 239Ри пайдаланылса, жоғары болады. Оның себебі 239Ри ядросы бөлінген уақытта орта есеппен 3 нейтрон, ал 235U ядросы белінген уақытта орта есеппен 2,46 нейтрон бөлінеді. Бұл жылдам нейтрондармен жұмыс жасайтын ядролық реакторда табиғи уранмен бірге плутонийді де пайдаланған тиімді болатынын байқатады.

Жылдам нейтрондарда жұмыс жасайтын ядролық реактор — жоғары кернеулі қондырғы. Оның 1 л көлемінің өзіндік жылу бөлу энергиясы 1000 кВт мөлшерінде. Бұл, әрине, өз тарапынан жаңа мәселелерді туғызады. Жалпы айтқанда, жылдам нейтрондарды тікелей атом реакторларында пайдаланудың тиімділігі мен келешегі мол.

Атом техникасында «ядролық реактордың реактивтігі» деген түсінік бар. Ол реакторда жүріп жаткан процестің жағдайын — ядролық реакция өсіп келе ме (бұл уақытта реактордың қуаты артады) немесе керісінше, азая ма (бұл уақытта реактордың қуаты азаяды)—көрсетеді. Бірінші жағдайда реактордың реактивтігі — оң, ал екінші жағдайда — теріс деп айтылады. Оң реактивті жағдайда, пайда болып жатқан нейтрондардың мөлшері тиімді түрде жұмсалынып жатқан, не басқа бір жолдармен жоғалып жатқан барлық нейтрондардың мөлшерінен көп, ал теріс реактивті жағдайда аз болады.

Пайда болып жатқан нейтрондардың мөлшері барлық жұмсалып жатқан нейтрондардың мөлшеріндей болса, онда реактордың қуаты өзгермейді, ол бір қалыпты жағдайда жұмыс жасайды. Бұл жоғарыда айтылған реттегіш өзектердің көмегімен іске асырылады.

ТМД ғалымдары атом энергиясын тек электр энергиясын өндіру үшін ғана емес, сонымен бірге халық шаруашылығының басқа да көптеген салаларына пайдалану мақсатын көздеуде. Қазіргі уақытта атом энергиясын бір орталыктан жылумен қамтамасыз ету мақсатында пайдалану жұмыстары жүргізілуде. Алғашқы атом-жылу электр орталықтары (АЖЭО) мен атом жылу станциялары (АЖС) салынуда. 1976 жылы қуаты 48 МВт алғашқы атом жылу-электр орталығының құрылысы аяқталып, Билибино АЖЭО-ы іске қосылды.

Қуатты АЖЭО пен АЖС жобалары жасалуда. АЖС- ны пайдалану үшін қуаты 500 МВт төменгі потенциалды су-сулы реактор жасалды. Miнe, осындай реакторлар орнатылатын Нижний Новгород және Воронеж қалаларындағы атом жылу станцияларының құрылысы қарқынды жүргізілуде. Осындай екі блок орнатылған АЖС жылу мұқтаждығын камтамасыз ету үшін бір жылда пайдаланылатын 950 мың т органикалық отын үнемдеу мүмкіндігін туғызады. Өнеркәсіпті жылумен жабдықтау мақсатында жұмыс жасайтын қуаты аз қондырғылар орнатылған атом электр станцияларының жобалары да жасалуда.

Мұнымен бірге жеке тұрған тұтынушылардың мұқтаждықтарын қамтамасыз етуге арналған кішкене атом қондырғыларын жасау да ойластырылуда. Осындай бір дүниеге келген метеорологиялық қондырғы «Бета-1» стандартты радиометеорологиялық автоматты станцияны жабдықтауға арналған. Осы қондырғы радио арқылы әрбір екі сағат сайын автоматты түрде желдің бағытын, ауа температурасын, ауа қысымын және т.б. кажетті табиғат жайларын хабарлауға кажетті 150—220 Вт энергия өндіреді. Бұл бағытта жұмыстар одан әрі жүргізіліп, олар барған сайын ғылым мен техниканың көптеген салаларын қамтуда. Халық шаруашылығында жоғарғы қуатты атом реакторларын пайдаланудың бір мысалы — атом мұз жарғыш кемелері мен басқа да кемелердің жасалуы. Ең үлкен «Ленин» атом мұз жарғышына 44 МВт су-сулы реактор орнатылған. Мұз жарғыш ұзақ жылдар бойы аса ауыр арктикалық жағдайда, Қиыр Солтүстікте жақсы еңбек етті. Оның жүзу қашықтығының ешбір шегі жоқ еді. Қазіргі уақытта көптеген атом мұз жарғыштары мұзды мұхиттарда жол салып, жүк тасып еңбек етуде.

Соңғы 15—20 жылда дүние жүзінің алдыңғы қатарлы елдерінде атом энергиясы қарқынды дами бастады. Көптеген елдерде алдағы кезеңде энергияға деген мұқтаждығын атом энергиясы негізінде қамтамасыз ету мақсатында жоспарлар жасалды. Кейбір елдер энергетикасында АЭС жетекші роль атқарады. Болгарияда барлық өндірілген энергияның—30%-і, Швейцарияда — 35%, Швецияда—39%, Бельгияда —50%, ал Францияда 65%-і АЭС-ларда өндіріледі.

Қазіргі уақытта атомдық энергетика дүние жүзінде өндірілген энергияның 11%-ін өндірсе, 2000 жылы 20%-і өндіріледі деген тұжырым жасалды. Бүгінгі таңда атом станциялары 26 елде болса, оған тағы да 6 ел қосылатын болады.

Дүниені дүр сілкіндіріп Чернобыль апаты келді (1986 жыл). Чернобыль АЭС-ның төртінші блогында үлкен жарылыс болып, реакторда бар радиоактивті заттың 4%-і коршаған ортаға тарады. Осы апаттың әсерін сезіну үшін оны Хиросимадағы атом бомбасының жарылысымен салыстырып көрейік. Егер онда бомба жарылғанда 740 г радиоактивті зат бөлінген болса, Чернобыльда 600 кг-нан аса радиоактивті зат бөлініп, көп адам шығын болды. Радиусы 30 км жердей 93 мың адам көшірілді.

Бұл апат дүние жүзі ғалымдарын, барлық халықтарды қатты ойландырды. Әйтсе де, тек Швеция үкіметі ғана елдегі атом реакторларын салу жұмыстарын толық тоқтатып, алдағы уакытта, жоспарлы түрде, қазіргі жұмыс жасап тұрған реакторлардың да жұмысын доғару туралы шешім қабылдады. Ал Франция мен Ұлыбританияда, АҚШ пен Жапонияда атом-энергетикалық жоспарлар толық орындалуда және жаңа станциялар салу жоспарлары жасалуда.

Енді осы апат жайымен егжей-тегжейлі танысайық. Чернобыль АЭС-ына кәдуілгі сумен салқындатылатын уран-графит каналды реакторлары орнатылған. Бұдан отыз жылдан аса уақыт бұрын іске қосылған Обнинск қаласындағы дүние жүзіндегі алғашқы АЭС-да да осы негізде жұмыс жасайтын реакторлар қойылған еді. Кейінірек мұндай кондырғылар Белоярск АЭС-сында сынақтан өтті.

Ұзақ жылдар нәтижелі жұмыс жасауына байланысты аса қуатты қондырғылар шығарыла бастады. Қуаты 1 млн. кВт (1000 МВт) болатын алғашқы РБМК-1000 (реактор большой мощности канальный — зор қуатты каналды реактор) реакторы Санкт-Петербург АЭС-сында 1973 жылы іске қосылды. Ұзақ жылдар бойы сенімді жұмыс жасаған бұл реакторға да, басқа да осындай реакторларға да мамандар ешбір айып тақпады.

Енді кысқа ғана техникалық анықтама берейік. Мың меговатт — бұл ядролық энергетикалық қондырғының электрлік қуаты, ал жылулық қуаты бұдан әлдеқайда артық (3200 МВт) болады. Реактор қайнаған сумен бір контурлы схема негізінде салқындатылады. Оның ретінде нашар байытылған уранның қос тотығы пайдаланылады. Оның әрбір тоннасының құрамында 20 кг ядролық отын бар. Реакторға бірден 180 т уран салынып, бәсеңдеткіш ретінде графит пайдаланылады. Турбинаға берілетін будың температурасы 280°С-ка, ал қысымы 65*10⁵ Па-ға жетеді.

Бұрын ешуақытта да болуы мүмкін емес деп тұжырымдаған апат қалай болды?

Мұндай реакторлы қондырғыны жасаушылар техникалық кауіпсіздендіру құралдары бірінің артынан бірі әдейі ажыратылған жағдайда және реактор дұрыс жұмыс жасамаған уақытта іске қосылатын қауіпсіздендіру жүйесін жасауды ойластырмаған, себебі, олар мұндай жағдайлардың қатар болуы мүмкін емес деп есептеген. Станция еңбеккерлері реакторды тексеру жұмыстарының жоспарын жасағанда, тексеру жұмыстарын ұйымдастырып, оны жүргізген уақытта, дайындық және басқа да жұмыстарды жүргізгенде, олардың жүргізілу тәртібін дөрекі бұзып, үлкен қателіктер жіберген. Жіберілген қателіктер апаттың түпкі себебі болған.

Алдағы уақытта мұндай реакторлар салынады ма? Алдағы уақытта мұндай реакторлармен жабдықталған АЭС салынбайды, бірақ салынып жатқан Смоленск станцнясына үшінші және төртінші блоктар, Игналинск станциясына үшінші блок, Курск станциясына бесінші және алтыншы блоктар орнатылатын болады. Мұндай реакторлардың жаңа станцияларға қойылмауының басты себебі — олардың сенімсіздігі емес, су-сулы реакторлардың экономикалық жағынан тиімд іболуында. Су-сулы реакторлар өз жұмысын өздігінен реттей алады: егер олардың температурасы шекті шамадан асып кететiн болса, реакция бірден тоқтай бастайды.

Атом энергетиктері Чернобыль апатынан нақтылы қорытындылар шығарып, ТМД-дағы барлық атом станцияларының сенімді жұмыс жасауын қамтамасыз ету мақсатында көптеген косымша шаралар жасады. Әсіресе, оларда еңбек ететін адамдардың білім деңгейіне айрықша талаптар қойылды. Атом энергетикасы жалпы энергетиканың дамуында өз орнын алатын болады.

Өз түсінігіңізді айқындайтын сұрақтар

1. Электр станцияларының қандай түрлерін білесіз және оларды сипаттай аласыз ба?

2. Электр станцияларының электр энергиясын өндірудегі үлес салмағы жайлы не айта аласыз?

3. Энергия дегеніміз не және оның сақталу заңын қалай түсінесіз?

4. ЖЭС-ның қарапайым схемасын өзіңіз сызып, оның жұмыс жасау тәсілін түсіндіре аласыз ба?

5. Бу генераторы, турбина және конденсатордың кұрылысы мен жұмыс жасау тәсілін білесіз бе?

6. ТМД жылу энергетикасының дамуы жайлы не білесіз?

7. Турбинада өндірілген бу қысымы мен температурасын көтерудің тиімділігі неде?

8. Екібастұз отын-энергетикалық кешенінің бүгіні мен келешегін сипаттай аласыз ба?

9. ЖЭО-ның жылу балансын айтыңыз.

10. ГТЭС-ның қарапайым схемасын сызып, оның жұмыс ерекшелігі мен тиімділігін түсіндіріңіз.

11. БГЭС-ның қарапайым схемасын сызып, оның жұмыс жасау тәсілін түсіндіріп, сипаттама беріңіз.

12. СуЭС қуаты қалай анықталады, оның техника-экономикалық көрсеткіштері жайлы не білесіз?

13. СуКЖЭС-ның СуЭС-нан айырмашылығы неде?

14. Энергия жүйесі қандай заңдылық сакталғанда сенімді жұмыс жасайды?

15. СуКЖЭС-ның ерекше тиімділігі неде?

16. И.В. Курчатов жайлы не білесіз?

17. Уран атомы ыдырағанда энергия қандай заңдылық негізінде бөлінеді?

18. ТМД-да атом энергетикасының дамуы жайлы не білесіз?

19. Су-сулы реакторлы АЭС-ның қарапайым схемасын сызып, оның жұмыс жасау тәсілін түсіндіре аласыз ба?

20. Уран-графит реакторлы АЭС-ның жұмыс жасау тәсілін білесіз бе?

21. Жылдам нейтронмен жұмыс жасайтын АЭС-ның жұмыс жасау тәсілін түсіндіре аласыз ба?

22. Чернобыль апатының болу себебі неде?

Атом энергетикасының бүгіні мен келешегін сипаттай аласыз ба?