* Данный текст распознан в автоматическом режиме, поэтому может содержать ошибки

А 4 3 5 9 8 6 2 2 7 6 1 2 11 10 Схема атомной э лектростанц ии: 1 — источник водоснабжения; 2 — насос; 3 — генератор; 4 — па ровая турбина; 5 — конденсатор; 6 — деаэраторы; 7 — очисти тель; 8 — клапан; 9 — теплообменник; 10 — реактор; 11 — регу лятор давления ного контура; устройствами для перезагрузки ядерного топлива; системами специальной вентиляции, сигнализа ции аварийной обстановки и др. Это оборудование, как правило, находится в отсеках, отделённых от других по мещений А ЭС биологической защитой. Оборудование ма шинного зала А ЭС примерно соответствует оборудованию паротурбинной Т ЭС. Экономические показатели А ЭС за висят от кпд реактора и другого энергетического обору дования, коэффициента использования установленной мощности за год, энергонапряжённости активной зоны реактора и т. д. Доля топливной составляющей в себесто имости вырабатываемой электроэнергии А ЭС — всего 30— 40ё (на Т ЭС 60—70ё ). Наряду с выработкой электроэнер гии А ЭС используются также для опреснения воды (Ш ев ченковская А ЭС в Казахстане). А´ ТОМНЫ Е Ч АСЫ ´ , то же, что квантовы е ч ас ы . реакторов работает в СШ А , более чем по 10 действующих реакторов имеют Я пония, Германия, Канада, Ш веция, Россия, Ф ранция и др.; единичные ядерные реакторы — многие другие страны (Пакистан, Индия, Израиль и т. д.). На А ЭС вырабатывается ок. 15ё всей производимой в мире электроэнергии. Основными причинами быстрого развития А ЭС явля ются ограниченность запасов органического топлива, рост потребления нефти и газа для транспортных, про мышленных и коммунальных нужд, а также рост цен на невозобновляемые источники энергии. Подавляющее большинство действующих А ЭС имеют реакторы на теп ловых нейтронах: водо водяные (с обычной водой в каче стве и замедлителя нейтронов, и теплоносителя); графи товодные (замедлитель — графит, теплоноситель — вода); графитогазовые (замедлитель — графит, теплоноситель — газ); тяжеловодные (замедлитель — тяжёлая вода, тепло носитель — обычная вода). В России строят гл. обр. графи товодные и водо водяные реакторы, на А ЭС СШ А приме няют в основном водо водяные, в А нглии — графитогазо вые, в Канаде преобладают А ЭС с тяжеловодными реакто рами. Кпд А ЭС несколько меньше, чем кпд Т ЭС на органи ческом топливе; общий кпд А ЭС с водо водяным реактором составляет ок. 33 ё , а с тяжеловодным реактором — ок. 29ё . Однако графитоводные реакторы с перегревом пара в ре акторе имеют кпд, приближающийся к 40ё , что сопоста вимо с кпд Т ЭС. Зато А ЭС, по существу, не имеет транспор тных проблем: напр., А ЭС мощностью 1000 М Вт потребля ет за год всего 100 т ядерного топлива, а аналогичной мощ ности Т ЭС — ок. 4 млн. т угля. Самым большим недостат ком реакторов на тепловых нейтронах является очень низкая эффективность использования природного урана — ок. 1ё . Коэффициент использования урана в реакторах на быстрых нейтронах гораздо выше — до 60—70ё . Это позво ляет использовать делящиеся материалы с гораздо мень шим содержанием урана, даже морскую воду. Однако быст рые реакторы требуют большого количества делящегося плутония, который извлекается из выгоревших тепловы деляющих элементов при переработке отработанного ядер ного топлива, что достаточно дорого и сложно. Все реакторы А ЭС снабжаются теплообменниками; на сосами или газодувными установками для циркуляции теп лоносителя; трубопроводами и арматурой циркуляцион АТОМОХ О´ Д , общее название кораблей (надводных и подводных), имеющих в качестве основного источника энергии атомную энергетическую установку (А ЭУ). Т акие установки обеспечивают атомоходам бо´льшую по сравне нию с обычными судами дальность плавания без пополне ния запасов топлива; возможность увеличения скорости хода судна без существенного повышения затрат на топ ливо; концентрацию большой мощности в одном агрега те. Недостатком современных А ЭУ является сравнитель но высокая их стоимость и низкая рентабельность. Основа А ЭУ — я д ерны й реактор. Обычно используют водо водяные реакторы с двухконтурной схемой. При двухконтурной схеме замкнутая циркулирующая в реакто ре вода (теплоноситель) отдаёт своё тепло в парогенера торе воде, образующийся пар поступает в турбину. А том ная установка на судне размещается в отдельном отсеке, вход в который осуществляется через санпропускник. А томная паропроизводящая установка (А ППУ) россий ских атомных ледоколов состоит из двух автономных бло ков, каждый из которых включает один реактор и четыре пары генераторов. М асса А ППУ ледоколов с железоводя ной защитой ок. 2300 т. Применение А ЭУ на судах потребовало решения про блем, не возникавших ранее перед судостроителями. Глав ная проблема определилась радиоактивным излучением реакторов и опасностью неконтролируемой утечки радио активности, которая могла привести к облучению экипа жа и радиоактивному заражению окружающей среды. Раз личные аварии, нередкие на обычных судах, на атомохо дах могут иметь опасные последствия. Напр., столкнове ния и посадки на мель обычных судов, не имеющие тяжёлых последствий, для атомоходов могут окончиться трагически, если не будет предусмотрено специальной си стемы защитных мер. Поэтому М еждународная конферен ция по защите человеческой жизни на море уже в 1960 г. разработала основные рекомендации по обеспечению безопасности судов с А ЭУ. Первым судном с атомной энергетической установкой была подводная лодка « Наутилус» , построенная в СШ А в 1954 г. Первое гражданское судно — ледокол « Л енин» — построено в Советском Союзе в 1959 г. В том же году во шла в строй первая отечественная подводная лодка с ядер ной силовой установкой — « Л енинский комсомол» . Опыт 33