В средине двадцатого века внимание человечества было сосредоточено вокруг атома и объяснения учеными ядерной реакции, которую первоначально решили использовать в военных целях, изобретая согласно Манхэттенскому проекту первые ядерные бомбы. Но в 50-х годах XX века ядерный реактор в СССР применили в мирных целях. Общеизвестно, что 27 июня 1954 года на службу человечества поступила первая в мире атомная электростанция мощностью 5000 кВт. Сегодня ядерный реактор позволяет вырабатывать электроэнергию в 4000 МВт и более, то есть в 800 раз больше, чем было полвека назад.
Что такое ядерный реактор: основное определение и главные комплектующие элементы агрегата
Ядерный реактор – это специальный агрегат, при помощи которого вырабатывается энергия как следствие правильного поддержания контролируемой ядерной реакции. Использовать слово «атомный» в сочетании со словом «реактор» - допускается. Многие вообще считают понятия «ядерный» и «атомный» - синонимами, так как не находят между ними принципиальной разницы. Но представители науки склоняются к более верному сочетанию – «ядерный реактор».
Интересный факт! Ядерные реакции могут протекать с выделением или поглощением энергии.
Основными комплектующими в устройстве ядерного реактора считаются следующие элементы:
- Замедлитель;
- Регулирующие стержни;
- Стержни, содержание обогащенную смесь изотопов урана;
- Специальные защитные элементы от радиации;
- Теплоноситель;
- Парогенератор;
- Турбина;
- Генератор;
- Конденсатор;
- Ядерное горючее.
Какие основополагающие принципы работы ядерного реактора определяются учеными-физиками и почему они незыблемы
Основополагающий принцип работы ядерного реактора базируется на особенностях проявления ядерной реакции. В момент стандартного физического цепного ядерного процесса протекает взаимодействие частицы с атомным ядром, как следствие, ядро превращается в новое с выделением вторичных частиц, которые ученые называют гамма-квантами. Во время ядерной цепной реакции высвобождается огромное количество тепловой энергии. Пространство, в котором протекает цепная реакция, называется активной зоной реактора.
Интересный факт! Активная зона внешне напоминает собой котел, через который протекает обычная вода, выполняющая роль теплоносителя.
Для упреждения потери нейтронов зону актива реактора окружают специальным отражателем нейтронов. Его первостепенная задача – отбрасывать большую часть вылетающих нейтронов внутрь активной зоны. В качестве отражателя используют обычно то же вещество, которое служит замедлителем.
Главное управление ядерным реактором происходит с помощью специальных регулирующих стержней. Известно, что эти стержни вводятся в активную зону реактора и создают все условия для функционирования агрегата. Обычно управляющие стержни изготавливаются из химических соединений бора и кадмия. Почему используются именно эти элементы? Да все потому, что бор или кадмий способны эффективно поглощать тепловые нейтроны. И как только планируется запуск, по принципу действия ядерного реактора, управляющие стержни вводятся в активную зону. Их первостепенная задача – поглощать значительную часть нейтронов, тем самым провоцируя развитие цепной реакции. Результат должен дойти до желаемого уровня. При увеличении мощности свыше установленного уровня включаются автоматы, обязательно погружающие управляющие стержни вглубь активной зоны реактора.
Таким образом, становится понятно, что управляющие или регулирующие стержни играют важную роль в работе теплового ядерного реактора.
А для уменьшения утечки нейтронов активную зону реактора окружают отражателем нейтронов, отбрасывающих значительную массу вылетающих свободно нейтронов внутрь активной зоны. В значении отражателя используют обычно то же самое вещество, что и для замедлителя.
Ядро атомов вещества-замедлителя по стандарту обладает сравнительно небольшой массой, чтобы при столкновении с легким ядром имеющийся с цепи нейтрон терял энергию большую, чем при столкновении с тяжелым. Наиболее распространенные замедлители – обычная вода или графит.
Интересный факт! Нейтроны в процессе ядерной реакции характеризуются чрезвычайно высокой скоростью движения, поэтому и требуется замедлитель, подталкивающий нейтроны терять часть своей энергии.
Ни один реактор в мире не может функционировать нормально без помощи теплоносителя, так как его назначение – выводить энергию, которая вырабатывается в сердце реактора. В качестве теплоносителя используется обязательно жидкость или газы, так как они не способны поглощать нейтроны. Приведем пример теплоносителя для компактного ядерного реактора – вода, углекислый газ, а иногда даже жидкий металлический натрий.
Таким образом, принципы работы ядерного реактора всецело базируются на законах цепной реакции, ее протекании. Все комплектующие реактора - замедлитель, стержни, теплоноситель, ядерное горючее – выполняют поставленные задачи, обуславливая нормальную работоспособность реактора.
Какое топливо используют для ядерных реакторов и почему именно эти химические элементы избираются
Основным топливом в реакторах могут служить изотопы урана, также плутония или тория.
Еще в 1934 году Ф.Жолио-Кюри, пронаблюдав за процессом деления ядра урана, заметил, что в результате химической реакции ядро урана делится на осколки-ядра и два-три свободных нейтрона. А это значит, что появляется вероятность, что свободные нейтрону примкнут к другим ядрам урана и спровоцируют очередное деление. А так, как предсказывает цепная реакция: из трех ядер урана освободится уже шесть-девять нейтронов, и они снова примкнут к вновь образовавшимся ядрам. И так до бесконечности.
Важно помнить! Нейтроны, появляющиеся при делении ядер, способны провоцировать деление ядер изотопа урана с массовым числом 235, а для уничтожения ядер изотопа урана с массовым числом 238 может оказаться мало возникающей в процессе распада энергии.
Уран с числом 235 редко встречается в природе. На его долю приходится только 0,7%, а вот природный уран-238 занимает более просторную нишу и составляет 99,3 %.
Невзирая на такую малую долю урана-235 в природе, все равно физики и химики от него не могут отказаться, потому что он наиболее эффективен для функционирования ядерного реактора, удешевляя процесс получения энергии для человечества.
Когда появились первые ядерные реакторы и где их принято применять сегодня
Еще в 1919 году физики уже триумфовали, когда Резерфордом была обнаружен и описан процесс образования движущихся протонов как результат столкновения альфа-частиц с ядрами атомов азота. Это открытие означало, что ядро изотопа азота в результате столкновения с альфа-частицей превращалось в ядро изотопа кислорода.
Прежде чем появились первые ядерные реакторы, мир узнал несколько новых законов физики, трактующих все важные аспекты ядерной реакции. Так, в 1934 году Ф.Жолио-Кюри, Х.Халбан, Л. Коварски впервые предложили обществу и кругу мировых ученых теоретическое предположение и доказательную базу о возможности осуществления ядерных реакций. Все эксперименты были связаны с наблюдением за делением ядра урана.
В 1939 году Э.Ферми, И.Жолио-Кюри, О. Ган, О. Фриш отследили реакцию деления ядер урана при бомбардировке их нейтронами. В ходе исследований ученые установили, что при попадании в ядро урана одного ускоренного нейтрона имеющееся ядро делится на две-три части.
Цепная реакция была практически доказана в средине XX века. Ученым удалось в 1939 году доказать, что при делении одного уранового ядра высвобождается где-то 200 МэВ энергии. А вот на кинетическую энергию ядер-осколков отводится приблизительно 165 МэВ, а остаток уносит с собой гамма-кванты. Данное открытие совершило прорыв в квантовой физике.
Э.Ферми работы и исследования продолжает еще несколько лет и запускает первый ядерный реактор в 1942 году в США. Воплощенный проект получил название – «Чикагская поленница» и был поставлен на венные рельсы. 5 сентября 1945 года Канада запустила свой ядерный реактор ZEEP. Европейский континент не отставал, и в это же время возводилась установка Ф-1. А для россиян есть и другая памятная дата – 25 декабря 1946 года в Москве под руководством И.Курчатова запускается реактор. Это были не самые мощные ядерные реакторы, но это было началом освоения человеком атома.
В мирных целях научный ядерный реактор создали в 1954 году в СССР. Первый в мире мирный корабль с ядерной силовой установкой – атомный ледокол «Ленин» - был построен в Советском Союзе в 1959 году. И еще одно достижение нашего государства – атомный ледокол «Арктика». Данный надводный корабль впервые в мире достиг Северного полюса. Это случилось в 1975 году.
Первые портативные ядерные реакторы работали на медленных нейтронах.
Где используют ядерные реакторы и какие виды использует человечество
- Промышленные реакторы. Их используют для выработки энергии на АЭС.
- Атомные реакторы, выступающие как движетель атомных подводных лодок.
- Экспериментальные (портативные, малые) реакторы. Без них не проходит ни один современный научный опыт или исследование.
Сегодня научный свет научился при помощи специальных реакторов опреснять морскую воду, обеспечивать население качественной питьевой водой. Действующих ядерных реакторов в России очень много. Так, по статистике по состоянию на 2018 год работает в государстве около 37 блоков.
А по классификации они могут быть следующими:
- Исследовательские (исторические). К ним относят станцию Ф-1, которая создавалась как опытная площадка по получению плутония. На Ф-1 работал Курчатов И.В., руководил первым физическим реактором.
- Исследовательские (действующие).
- Оружейные. Как образец реактора – А-1, который вошел в историю, как первый реактор с охлаждением. Прошлая мощность ядерного реактора небольшая, но функциональная.
- Энергетические.
- Судовые. Известно, что на кораблях и подводных лодках по необходимости и технической целесообразности используют водо-водяные или жидкометаллические реакторы.
- Космические. Как пример, назовем установку «Енисей» на космических кораблях, которая вступает в действие, если необходимо добыть дополнительное количество энергии, и получать ее придется при помощи солнечных батарей и изотопных источников.
Таким образом, тема о ядерных реакторах достаточно расширенная, поэтому требует глубокого изучения и понимания законов квантовой физики. Но значение ядерных реакторов для энергетики и экономики государства уже, бесспорно, овеяно аурой полезности и выгоды.
Вот этот невзрачный серый цилиндр и является ключевым звеном российской атомной индустрии. Выглядит, конечно, не слишком презентабельно, но стоит понять его назначение и взглянуть на технические характеристики, как начинаешь осознавать, почему секрет его создания и устройства государство охраняет как зеницу ока.
Да, забыл представить: перед вами газовая центрифуга для разделения изотопов урана ВТ-3Ф (n-го поколения). Принцип действия элементарный, как у молочного сепаратора, тяжелое, по воздействием центробежной силы, отделяется от легкого. Так в чем же значимость и уникальность?
Для начала ответим на другой вопрос – а вообще, зачем разделять уран?
Природный уран, который вот прямо в земле лежит, представляет из себя коктейль из двух изотопов: урана-238
и урана-235
(и 0,0054 % U-234).
Уран-238
, это просто тяжелый, серого цвета металл. Из него можно сделать артиллерийский снаряд, ну или… брелок для ключей. А вот что можно сделать из урана-235
? Ну во первых атомную бомбу, во вторых топливо для АЭС. И вот тут мы подходим к ключевому вопросу – как разделить эти два, практически идентичных атома, друг от друга? Нет, ну действительно, КАК?!
Кстати: Радиус ядра атома урана —1.5 10 -8 см.
Для того, что бы атомы урана можно было загнать в технологическую цепочку, его (уран) нужно превратить в газообразное состояние. Кипятить смысла нет, достаточно соединить уран с фтором и получить гексафторид урана ГФУ
. Технология его получения не очень сложная и затратная, а потому ГФУ
получают прямо там, где этот уран и добывают. UF6 является единственным легколетучим соединением урана (при нагревании до 53°С гексафторид (на фото) непосредственно переходит из твердого состояния в газообразное). Затем его закачивают в специальные емкости и отправляют на обогащение.
Немного истории
В самом начале ядерной гонки, величайшими научными умами, как СССР, так и США, осваивалась идея диффузионного разделения – пропускать уран через сито. Маленький 235-й изотоп проскочит, а «толстый» 238-й застрянет. Причем изготовить сито с нано-отверстиями для советской промышленности в 1946-м году было не самой сложной задачей.
Из доклада Исаака Константиновича Кикоина на научно-технического совете при Совете Народных Комиссаров (приведен в сборнике рассекреченных материалах по атомному проекту СССР (Ред. Рябев)): В настоящее время мы научились делать сетки с отверстиями около 5/1 000 мм, т.е. в 50 раз большими длины свободного пробега молекул при атмосферном давлении. Следовательно, давление газа, при котором разделение изотопов на таких сетках будет происходить, должно быть меньше 1/50 атмосферного давления. Практически мы предполагаем работать при давлении около 0,01 атмосферы, т.е. в условиях хорошего вакуума. Расчет показывает, что для получения продукта, обогащенного до концентрации в 90 % легким изотопом (такая концентрация достаточна для получения взрывчатого вещества), нужно соединить в каскад около 2 000 таких ступеней. В проектируемой и частично изготовленной нами машине рассчитывается получить 75-100 г урана-235 в сутки. Установка будет состоять приблизительно из 80-100 «колонн», в каждой из которых будет смонтировано 20-25 ступеней».
Ниже приведен документ — доклад Берии Сталину о подготовке первого атоиного взрыва. Внизу дана небольшая справка о наработанных ядерных материалах к началу лета 1949-го года.
И вот теперь сами представьте – 2000 здоровенных установок, ради каких-то 100 грамм! Ну а куда деваться-то, бомбы ведь нужны. И стали строить заводы, и не просто завода, а целые города. И ладно только города, электричества эти диффузионные заводы требовали столько, что приходилось строить рядом отдельные электростанции.
В СССР Первая очередь Д-1 комбината №813, была рассчитана на суммарный выпуск 140 граммов 92-93 %-ного урана-235 в сутки на 2-х идентичных по мощности каскадах из 3100 ступеней разделения. Под производство отводился недостроенный авиационный завод в поселке Верх-Нейвинск, что в 60 км от Свердловска. Позже он превратился в Свердловск-44, а 813-й завод (на фото) в Уральский электрохимический комбинат – крупнейшее в мире разделительное производство.
И хотя технология диффузионного разделения, пусть и с большими технологическими трудностями, было отлажена, идея освоения более экономичного центрифужного процесса не сходила с повестки дня. Ведь если удастся создать центрифугу, то энергопотребление сократится от 20 до 50 раз!
Как устроена центрифуга?
Устроена она более чем элементарно и похожа на старую стиральную машину, работающую в режиме «отжим/сушка». В герметичном кожухе находится вращающийся ротор. В этот ротор подается газ (UF6) . За счет центробежной силы, в сотни тысяч раз превышающей поле тяготения Земли, газ начинает разделяться на «тяжелую» и «легкую» фракции. Легкие и тяжелые молекулы начинают группироваться в разных зонах ротора, но не в центре и по периметру, а в верху и в низу.
Это возникает из-за конвекционных потоков – крышка ротора имеет подогрев и возникает противоток газа. Вверху и в низу цилиндра установлены две небольших трубочки – заборника. В нижнею трубку попадает обедненная смесь, в верхнюю – смесь с большей концентрацией атомов 235U . Эта смесь попадает в следующую центрифугу, и так далее, пока концентрация 235-го урана не достигнет нужного значения. Цепочка центрифуг называется каскад.
Технические особенности.
Ну во первых скорость вращения — у современного поколения центрифуг она достигает 2000 об/сек (тут даже не знаю с чем сравнить…в 10 раз быстрее чем турбина в авиадвигателе)! И работает она без остановки ТРИ ДЕСЯТКА лет! Т.е. сейчас в каскадах вращаются центрифуги, включенные еще при Брежневе! СССР уже нет, а они все крутятся и крутятся. Не трудно подсчитать, что за свой рабочий цикл ротор совершает 2 000 000 000 000 (два триллиона) оборотов. И какой подшипник это выдержит? Да никакой! Нет там подшипников.
Сам ротор представляет из себя обыкновенный волчок, внизу у него прочная иголка, опирающаяся на корундовый подпятник, а верхний конец висит в вакууме, удерживаясь электромагнитным полем. Иголка тоже не простая, сделанная из обычной проволоки для рояльных струн, она закалена очень хитрым способом (каким – ГТ). Не трудно представить, что при такой бешеной скорости вращения, сама центрифуга должна быть не просто прочной, а сверхпрочной.
Вспоминает академик Иосиф Фридляндер:
«Трижды вполне расстрелять могли. Однажды, когда мы уже получили Ленинскую премию, случилась крупная авария, у центрифуги отлетела крышка. Куски разлетелись, разрушили другие центрифуги. Поднялось радиоактивное облако. Пришлось всю линию останавливать — километр установок! В Средмаше центрифугами командовал генерал Зверев, до атомного проекта он работал в ведомстве Берии. Генерал на совещании сказал: «Положение критическое. Под угрозой оборона страны. Если мы быстро не выправим положение, для вас повторится 37-й год». И сразу совещание закрыл. Придумали мы тогда совершенно новую технологию с полностью изотропной равномерной структурой крышек, но требовались очень сложные установки. С тех пор именно такие крышки и производятся. Никаких неприятностей больше не было. В России 3 обогатительных завода, центрифуг многие сотни тысяч.»
На фото: испытания первого поколения центрифуг
Корпуса роторов тоже поначалу были металлические, пока на смену им не пришел… углепластик. Легкий и особопрочный на разрыв, он является идеальным материалом для вращающегося цилиндра.
Вспоминает Генеральный директор УЭХК (2009-2012) Александр Куркин: «Доходило до смешного. Когда испытывали и проверяли новое, более «оборотистое» поколение центрифуг, один из сотрудников не стал дожидаться полной остановки ротора, отключил ее из каскада и решил перенести на руках на стенд. На вместо движения вперед, как не упирался, он с этим цилиндром в обнимку, стал двигаться назад. Так мы воочию убедились, что земля вращается, а гироскоп, это великая сила.»
Кто изобрел?
О, это загадка, погружённая в тайну и укутанная неизвестностью. Тут вам и немецкие плененные физики, ЦРУ, офицеры СМЕРШа и даже сбитый летчик-шпион Пауэрс. А вообще принцип газовой центрифуги описан еще в конце 19-го века.
Ещё на заре Атомного проекта инженер Особого конструкторского бюро Кировского завода Виктор Сергеев предлагал центрифужный метод разделения, но сначала его идею коллеги не одобряли. Параллельно над созданием разделительной центрифуги в специальном НИИ-5 в Сухуми бились учёные из побеждённой Германии: доктор Макс Штеенбек, который при Гитлере работал ведущим инженером Siemens, и бывший механик «Люфтваффе», выпускник Венского университета Гернот Циппе. Всего в группу входило около 300 «вывезенных» физиков.
Вспоминает генеральный директор ЗАО «Центротех-СПб» ГК «Росатом» Алексей Калитеевский: «Наши специалисты пришли к выводу, что немецкая центрифуга абсолютно непригодна для промышленного производства. В аппарате Штеенбека не было системы передачи частично обогащённого продукта в следующую ступень. Предлагалось охлаждать концы крышки и замораживать газ, а потом его разморозить, собрать и пустить в следующую центрифугу. То есть, схема неработоспособная. Однако в проекте было несколько очень интересных и необычных технических решений. Эти «интересные и необычные решения» были соединены с результатами, полученными советскими учёными, в частности с предложениями Виктора Сергеева. Условно говоря, наша компактная центрифуга - на треть плод немецкой мысли, а на две трети - советской». Кстати, когда Сергеев приезжал в Абхазию и высказывал тем же Штеенбеку и Циппе свои мысли по поводу отбора урана, Штеенбек и Циппе отмахнулись от них, как от нереализуемых.
Итак что же придумал Сергеев.
А предложение Сергеева заключалось в создании отборников газа в виде трубок Пито. Но доктор Штеенбек, съевший зубы, как он считал, на этой теме, проявил категоричность: «Они станут тормозить поток, вызывать турбулентность, и никакого разделения не будет!» Спустя годы, работая над мемуарами, он об этом пожалеет: «Идея, достойная того, чтобы исходить от нас! Но мне она в голову не приходила…».
Позже, оказавшись за пределами СССР Штеенбек центрифугами больше не занимался. А вот Геронт Циппе перед отъездом в Германию имел возможность ознакомиться с опытным образцом центрифуги Сергеева и гениально простым принципом ее работы. Оказавшись на Западе, «хитрый Циппе», как его нередко называли, запатентовал конструкцию центрифуги под своим именем (патент №1071597 от 1957 года, заявлен в 13 странах). В 1957 году, переехав в США, Циппе построил там работающую установку, воспроизведя по памяти опытный образец Сергеева. И назвал ее, отдадим должное, «Русской центрифугой» (на фото).
Кстати, русская инженерная мысль проявила себя и в многих других случаях. В качестве примера можно привести элементарный аварийный запорный клапан. Там нет датчиков, детектеров и электронных схем. Там есть только самоварный краник, который своим лепестком касается станины каскада. Если что не так, и центрифуга меняет свое положение в пространстве, он просто поворачивается и закрывает входную магистраль. Это как в анекдоте про американскую ручку и русский карандаш в космосе.
Наши дни
На этой неделе автор этих строк присутствовал на знаменательном событии – закрытии российского офиса наблюдателей министерства энергетики США по контракту ВОУ-НОУ
. Эта сделка (высокообогащенный уран – низкообогащенный уран) была, да и остается крупнейшим соглашением в области ядерной энергетики между Россией и Америкой. По условиям контракта российские атомщики переработали 500 тонн нашего оружейного (90%) урана в топливный (4%) ГФУ для американских АЭС. Доходы за 1993-2009 годы составили 8,8 млрд. долларов США. Это стало логическим исходом технологического прорыва наших ядерщиков в области разделения изотопов, сделанного в послевоенные годы.
На фото: каскады газовых центрифуг в одном из цехов УЭХК. Здесь их около 100 000 шт.
Благодаря центрифугам мы получили тысячи тонн относительно дешевого, как военного, так и коммерческого продукта. Атомная отрасль, одна из немногих оставшихся (военная авиация, космос), где Россия удерживает непререкаемое первенство. Одних только зарубежных заказов на десять лет вперед (с 2013 года по 2022 год), портфель «Росатома» без учета контракта ВОУ-НОУ
составляет 69,3 миллиарда долларов. В 2011 году он перевалил за 50 миллиардов…
На фото склад контейнеров с ГФУ на УЭХК.
28 сентября 1942 г. было принято постановление Государственного Комитета Обороны № 2352сс «Об организации работ по урану». Эта дата считается официальным началом отсчета истории атомной отрасли России.
Так же при необходимости быстро охладить реактор используются ведро воды и лёд .
| Элемент | Теплоемкость |
|---|---|
| Охлаждающий стержень 10к (англ. 10k Coolant Cell) | |
| 10 000 | |
| Охлаждающий стержень 30к (англ. 30К Coolant Cell) | |
| 30 000 | |
| Охлаждающий стержень 60к (англ. 60К Coolant Cell) | |
| 60 000 | |
| Красный конденсатор (англ. RSH-Condensator) | |
| 19 999 | |
| Поместив перегретый конденсатор в сетку крафта вместе с пылью редстоуна можно восполнить его запас тепла на 10000 еТ. Таким образом для полного восстановления конденсатора нужно две пыли. |
|
| Лазуритовый конденсатор (англ. LZH-Condensator) | |
| 99 999 | |
| Восполняется не только редстоуном (5000 еТ), но ещё и лазуритом на 40000 еТ. |
Охлаждение ядерного реактора (до версии 1.106)
- Охлаждающий стержень может хранить 10 000 еТ и каждую секунду охлаждается на 1 еТ.
- Обшивка реактора так же хранит 10 000 еТ, каждую секунду охлаждается с шансом 10 % на 1 еТ (в среднем 0.1 еТ). Через термопластины твэлы и теплораспределители могут распредилить тепло на большее число охлаждающих элементов.
- Теплораспределитель хранит 10 000 еТ, а также балансирует уровень тепла близлежащих элементов, но перераспределяя не более 6 еТ/с на каждый. Также перераспределяет тепло на корпус, до 25 еТ/с.
- Пассивное охлаждение.
- Каждый блок воздуха, окружающий реактор в области 3х3х3 вокруг ядерного реактора, охлаждает корпус на 0.25 еТ/с, и каждый блок воды охлаждает на 1 еТ/с.
- Кроме того, реактор сам по себе охлаждается на 1 еТ/с, благодаря внутренней системе вентиляции.
- Каждая дополнительная камера реактора тоже обладает вентиляцией и охлаждает корпус ещё на 2 еТ/с.
- Но если в зоне 3х3х3 есть блоки лавы (источники или течения), то они уменьшают охлаждение корпуса на 3 еТ/с. И горящий огонь в этой же области уменьшает охлаждение на 0,5 еТ/с.
- Аварийное охлаждение (до версии 1.106).
- Ведро воды , положенное в активную зону, остужает корпус Ядерного реактора на 250 еТ в случае, если он нагрет не менее, чем на 4 000 еТ.
- Лёд остужает корпус на 300 еТ в случае, если он нагрет не менее, чем на 300 еТ.
Классификация ядерных реакторов
Ядерные реакторы имеют свою классификацию: МК1, МК2, МК3, МК4 и МК5. Типы определяются по выделению тепла и энергии, а также по некоторым другим аспектам. МК1 - самый безопасный, но вырабатывает меньше всего энергии. МК5 вырабатывает больше всего энергии при наибольшей вероятности взрыва.
MК1
Самый безопасный тип реактора, который совершенно не нагревается, и в то же время производит меньше всего энергии. Подразделяется на два подтипа: МК1А - тот, который соблюдает условия класса вне зависимости от окружающей среды и МК1Б - тот, который требует пассивного охлаждения, чтобы соблюдать стандарты класса 1.
МК2
Самый оптимальный вид реактора, который при работе на полной мощности не нагревается более, чем на 8500 еТ за цикл (время, за которое ТВЭЛ успевает полностью разрядится или 10000 секунд). Таким образом, это оптимальный компромисс тепла/энергии. Для таких типов реакторов также есть отдельная классификация МК2x, где х - это количество циклов, которое реактор будет работать без критического перегрева. Число может быть от 1 (один цикл) до E (16 циклов и больше). MK2-E является эталоном среди всех ядерных реакторов, поскольку является практически вечным. (То есть, до окончания 16 цикла реактор успеет охладится до 0 еТ)
МК3
Реактор, который может работать по крайней мере 1/10 полного цикла без испарения воды/плавления блоков. Более мощный, чем МК1 и МК2, но требует дополнительного присмотра, ведь за некоторое время температура может достигнуть критического уровня.
МК4
Реактор, который может работать по крайней мере 1/10 полного цикла без взрывов. Наиболее мощный из работоспособных видов Ядерных Реакторов, который требует наибольшего внимания. Требует постоянного присмотра. За первый раз издаёт приблизительно от 200 000 до 1 000 000 еЭ.
МК5
Ядерные реакторы 5-ого класса неработоспособны, в основном используются для доказательства того факта, что они взрываются. Хотя возможно сделать и работоспособный реактор такого класса, однако смысла в этом никакого нет.
Дополнительная классификация
Даже несмотря на то, что реакторы и так имеют целых 5 классов, реакторы иногда подразделяют ещё на несколько незначительных, однако немаловажных подклассов вида охлаждения, эффективности и производительности.
Охлаждение
-SUC (single use coolants - одноразовое использование охлаждающих элементов)
- до версии 1.106 эта маркировка обозначала охлаждение реактора экстренным способом (с помощью вёдер воды или льда). Обычно такие реакторы используются редко или не используются совсем ввиду того, что без присмотра реактор может проработать не очень долго. Это обычно использовалось для Mk3 или Mk4.
- после версии 1.106 появились тепловые конденсаторы. Подкласс -SUC теперь обозначает наличие в схеме тепловых конденсаторов. Их теплоёмкость можно быстро восстановить, но при этом придётся тратить красную пыль или лазурит .
Эффективность
Эффективность - это среднее число импульсов, производимых твэлами. Грубо говоря, это количество миллионов энергии, получаемой в результате работы реактора, поделённое на число твэлов. Но в случае схем обогатителей часть импульсов расходуется на обогащение, и в этом случае эффективность не совсем соответствует полученной энергии и будет выше.
Сдвоенные и счетверённые твэлы обладают большей базовой эффективностью по сравнению с одиночными. Сами по себе одиночные твэлы производят один импульс, сдвоенные - два, счетверённые - три. Если в одной из четырёх соседних клеток будет находиться другой ТВЭЛ, обеднённый ТВЭЛ или нейтронный отражатель, то число импульсов увеличивается на единицу, то есть максимум ещё на 4. Из вышесказанного становится понятно, что эффективность не может быть меньше 1 или больше 7.
| Маркировка | Значение эффективности |
|---|---|
| EE | =1 |
| ED | >1 и <2 |
| EC | ≥2 и <3 |
| EB | ≥3 и <4 |
| EA | ≥4 и <5 |
| EA+ | ≥5 и <6 |
| EA++ | ≥6 и <7 |
| EA* | =7 |
Иные подклассы
На схемах реакторов вы можете иногда увидеть дополнительные буквы, аббревиатуры или другие символы. Эти символы хоть и используются (например, раньше подкласс -SUC официально не был зарегистрирован), но большой популярности они не имеют. Поэтому вы можете назвать свой реактор хоть Mk9000-2 EA^ dzhigurda, однако такой вид реактора просто не поймут и сочтут это за шутку.
Постройка реактора
Все мы знаем, что реактор нагревается, и может внезапно произойти взрыв. И нам приходится то выключать, то включать его. Далее написано, как можно защитить свой дом, а также как максимально использовать реактор, который никогда не взорвётся. При этом у вас должно быть уже поставлены 6 реакторных камер .
Вид реактора с камерами. Ядерный реактор внутри.
- Обложить реактор укреплённым камнем (5х5x5)
- Сделать пассивное охлаждение, то есть залить весь реактор водой. Заливайте его сверху, поскольку вода потечёт вниз. С помощью такой схемы реактор будет охлаждаться на 33 еТ за сек.
- Сделать максимальное количество вырабатываемой энергии с охлаждающими стержнями и т. д. Будьте внимательны, поскольку если будет неправильно расставленный хотя бы 1 теплораспределитель , может произойти катастрофа! (схема приведена для версии до 1.106)
- Дабы наш МФЭ не взорвался от высокого напряжения, ставим трансформатор, как на картинке.
Реактор Mk-V EB
Многим известно, что обновления вносят изменения. Одним из этих обновлений были внесены новые твэлы - сдвоенный и счетверённый. Схема, которая находится выше, не подходит к этим твэлам. Ниже предоставлено подробное описание изготовления довольно опасного, но эффективного реактора. Для этого к IndustrialCraft 2 нужен Nuclear Control. Данный реактор заполнил MFSU и MFE примерно за 30 минут реального времени. К сожалению, это реактор класса МК4. Но он выполнил свою задачу нагревшись до 6500 еТ. Рекомендуется поставить на температурном датчике 6500 и подключить к датчику сигнализацию и экстренную систему отключения. Если тревога орёт дольше двух минут, то лучше выключить реактор вручную. Постройка такая же, как и сверху. Изменено лишь расположение компонентов.
Выходная мощность: 360 еЭ/т
Всего еЭ: 72 000 000 еЭ
Время генерации: 10 мин. 26 сек.
Время перезарядки: Невозможно
Максимум циклов: 6,26 % цикла
Общее время: Никогда
Самое главное в таком реакторе - не дать ему взорваться!
Реактор Mk-II-E-SUC Breeder EA+ с возможностью обогащения обеднённых твэлов
Достаточно эффективный но дорогостоящий вид реактора. За минуту вырабатывает 720 000 еТ и конденсаторы нагреваются на 27/100, следовательно, без охлаждения конденсаторов реактор выдержит 3 минутных цикла, а 4-й почти наверняка взорвёт его. Возможна установка обеднённых твэлов для обогащения. Рекомендуется подключение реактора к таймеру и заключение реактора в «саркофаг» из укреплённого камня. Из-за высокого выходного напряжения (600 еЭ/т) необходимы высоковольтные провода и трансформатор ВН.
Выходная мощность: 600 еЭ/т
Всего еЭ: 120 000 000 еЭ
Время генерации: Полный цикл
Реактор Mk-I EB
Элементы не нагреваются вообще, работают 6 счетверённых твэлов.
Выходная мощность: 360 еЭ/т
Всего еЭ: 72 000 000 еЭ
Время генерации: Полный цикл
Время перезарядки: Не требуется
Максимум циклов: Бесконечное число
Общее время: 2 ч. 46 мин. 40 сек.
Реактор Mk-I EA++
Маломощный, но экономичный к сырью и дешёвый в постройке. Требует отражателей нейтронов .
Выходная мощность: 60 еЭ/т
Всего еЭ: 12 000 000 еЭ
Время генерации: Полный цикл
Время перезарядки: Не требуется
Максимум циклов: Бесконечное число
Общее время: 2 ч. 46 мин. 40 сек.
Реактор Mk-I EA*
Средней мощности но относительно дешёвый и максимально эффективный. Требует отражателей нейтронов .
Выходная мощность: 140 еЭ/т
Всего еЭ: 28 000 000 еЭ
Время генерации: Полный цикл
Время перезарядки: Не требуется
Максимум циклов: Бесконечное число
Общее время: 2 ч. 46 мин. 40 сек.
Реактор Mk-II-E-SUC Breeder EA+, обогащение урана
Компактный и дешёвый к постройке обогатитель урана. Время безопасной работы - 2 минуты 20 секунд, после чего рекомендуется чинить лазуритовые конденсаторы (ремонт одного - 2 лазурита + 1 редстоун), из-за чего придется постоянно следить за реактором. Также из-за неравномерного обогащения сильно обогащенные стержни рекомендуется менять местами со слабо обогащенными. В то же время может выдать за цикл 48 000 000 еЭ.
Выходная мощность: 240 еЭ/т
Всего еЭ: 48 000 000 еЭ
Время генерации: Полный цикл
Время перезарядки: Не требуется
Максимум циклов: Бесконечное число
Общее время: 2 ч. 46 мин. 40 сек.
Реактор Mk-I EC
«Комнатный» реактор. Имеет невысокую мощность, зато очень дешёв и абсолютно безопасен - весь присмотр за реактором сводится к замене стержней, поскольку охлаждение вентиляцией превышает теплогенерацию в 2 раза. Лучше всего поставить его вплотную к МФЭ /МФСУ и настроить их на подачу сигнала редстоуна при частичной зарядке (Emit if partially filled), таким образом реактор будет автоматически заполнять энергохранитель и отключаться при его заполнении. Для крафта всех компонентов потребуется 292 меди, 102 железа, 24 золота, 8 редстоуна, 7 резины, 7 олова, 2 единицы светопыли и лазурита, а также 6 единиц урановой руды. За цикл выдает 16 млн еЭ.
Выходная мощность: 80 еЭ/т
Всего еЭ: 32 000 000 еЭ
Время генерации: Полный цикл
Время перезарядки: Не требуется
Максимум циклов: Бесконечное число
Общее время: около 5 ч. 33 мин. 00 сек.
Таймер реактора
Реакторы классов MK3 и MK4 вырабатывают действительно много энергии в короткие сроки, но они имеют тенденцию взрываться без присмотра. Но с помощью таймера, можно заставить даже эти капризные реакторы работать без критического перегрева и позволить вам отлучится, например, чтобы накопать песочка для вашей фермы кактусов. Вот три примера таймеров:
- Таймер из раздатчика , деревянной кнопки и стрел (Рис. 1). Выпущенная стрела - это сущность , время её жизни равно 1 минуте. При подсоединении деревянной кнопки с застрявшей в ней стрелой к реактору, тот будет работать ~ 1 мин. 1.5 сек. Лучше всего будет открыть доступ к деревянной кнопке, тогда можно будет экстренно остановить реактор. Заодно меньшится расход стрел, так как при соединении раздатчика с ещё одной кнопкой, кроме деревянной, после нажатия раздатчик выпускает сразу 3 стрелы из-за множественного сигнала.
- Таймер из деревянной нажимной пластины (Рис. 2). Деревянная нажимная пластина реагирует, если на неё упадет какой-либо предмет. У выпавших передметов «срок жизни» равен 5 минутам (в SMP возможны отклонения из-за пинга), и если подсоединить пластину к реактору, тот будет работать ~ 5 мин. 1 сек. При создании множества таймеров, можно поставить этот таймер на первое место в цепочке, чтобы не ставить раздатчик . Тогда все цепь таймеров будет запускаться выбрасыванием игроком предмета на нажимную пластину.
- Таймер из повторителей (Рис. 3). Таймер из повторителей может использоваться для точной настройки задержки работы реактора, но он очень громоздок и требует большое количество ресурсов для создания даже малой задержки. Сам таймер - это линия поддержки сигнала (10.6) . Как видно, он занимает много места, и на задержку сигнала в 1.2 сек. требуется целых 7 повторителей (21
Пассивное охлаждение (до версии 1.106)
Базовое охлаждение самого реактора равно 1. Далее проверяется область 3х3х3 вокруг реактора. Каждая камера реактора добавляет к охлаждению 2. Блок с водой (источником или течением) добавляет 1. Блок с лавой (источником или течением) уменьшает на 3. Блоки с воздухом и огнем считаются отдельно. Они добавляют к охлаждению (число блоков воздуха-2×число блоков с огнем)/4 (если результат деления не целое число, то дробная часть отбрасывается). Если суммарное охлаждение меньше 0, то оно считается равным 0.
То есть корпус реактора не может нагреться из-за внешних факторов. В худшем случае он просто не будет охлаждаться за счёт пассивного охлаждения.Температура
При высокой температуре реактор начинает отрицательно воздействовать на окружающую среду. Это воздействие зависит от коэффициента нагрева. Коэффициент нагрева=Текущая температура корпуса реактора/Максимальная температура , где Максимальная температура реактора=10000+1000*число камер реактора+100*число термопластин внутри реактора .
Если коэффициент нагрева:- <0,4 - никаких последствий нет.
- >=0,4 - есть шанс 1,5×(коэффициент нагрева-0,4) , что будет произведён выбор случайного блока в зоне 5×5×5 , и если это окажется воспламеняющийся блок, такой как листья, какой-либо деревянный блок, шерсть или кровать, то он сгорит.
- если это центральный блок (сам реактор) или блок коренной породы, то эффекта не будет.
- каменные блоки(в том числе ступеньки и руда), железные блоки(в том числе и блоки реактора), лава, земля, глина будут превращены в поток лавы.
- если это блок воздуха, то на его месте будет попытка зажечь огонь (если рядом нет твёрдых блоков, огонь не появится).
- остальные блоки (в том числе и вода) будут испаряться, и на их месте тоже будет попытка зажечь огонь.
- >=1 - Взрыв! Базовая мощность взрыва равна 10. Каждый ТВЭЛ в реакторе увеличивает мощность взрыва на 3 единицы, а каждая обшивка реактора уменьшает его на единицу. Также мощность взрыва ограничена максимумом в 45 единиц. По числу выпадения блоков этот взрыв аналогичен ядерной бомбе, 99 % блоков после взрыва уничтожатся, а дроп составит лишь 1 %.
Расчёт нагрева или низкообогащённый ТВЭЛ , то корпус реактора нагревается на 1 еТ.
- Если это ведро воды , и температура корпуса реактора больше 4000 еТ, то корпус охлаждается на 250 еТ, а ведро воды заменяется на пустое ведро.
- Если это ведро лавы , то корпус реактора нагревается на 2000 еТ, а ведро лавы заменяется на пустое ведро.
- Если это блок льда , и температура корпуса более 300 еТ, то корпус охлаждается на 300 еТ, а количество льда уменьшается на 1. То есть сразу весь стак льда не испарится.
- Если это теплораспределитель , то проводится такой расчёт:
- Проверяется 4 соседние ячейки, в следующем порядке: левая, правая, верхняя и нижняя.
- Если баланс больше 6, он приравнивается 6.
- Если соседний элемент - охлаждающая капсула, то он нагревается на значение вычисленного баланса.
- Если это обшивка реактора, то производится дополнительный расчёт передачи тепла.
- Если рядом с этой пластиной нет охлаждающих капсул, то пластина нагреется на значение вычисленного баланса (на другие элементы тепло от теплораспределителя через термопластину не идёт).
- Если есть охлаждающие капсулы, то проверяется, делится ли баланс тепла на их количество без остатка. Если не делится, то баланс тепла увеличивается на 1 еТ, и пластина охлаждается на 1 еТ, пока не будет делиться нацело. Но если обшивка реактора остывшая, и нацело баланс не делится, то она нагревается, а баланс уменьшается, пока не станет делиться нацело.
- И, соответственно, эти элементы нагреваются на температуру, равную Баланс/количество .
- Он берется по модулю, и если он больше 6, то приравнивается к 6.
- Теплораспределитель нагревается на значение баланса.
- Соседний элемент охлаждается на значение баланса.
- Производится расчёт баланса тепла между теплораспределителем и корпусом.
- Если баланс положительный, то:
- Если баланс больше 25, он приравнивается к 25.
- Теплораспределитель охлаждается на значение вычисленного баланса.
- Корпус реактора нагревается на значение вычисленного баланса.
- Если баланс отрицательный, то:
- Он берется по модулю и если получается больше 25, то он приравнивается к 25.
- Теплораспределитель нагревается на значение вычисленного баланса.
- Корпус реактора охлаждается на значение вычисленного баланса.
- Если это ТВЭЛ, и реактор не заглушен сигналом красной пыли, то проводятся такие расчёты:
- менее 3000 - шанс 1/8 (12,5 %);
- от 3000 и менее 6000 - 1/4 (25 %);
- от 6000 и менее 9000 - 1/2 (50 %);
- 9000 или выше - 1 (100 %).
- 0? корпус реактора нагревается на 10 еТ.
- 1: охлаждающий элемент нагревается на 10 еТ.
- 2: охлаждающие элементы нагреваются каждый на 4 еТ.
- 3: нагреваются каждый на 2 еТ.
- 4: нагреваются каждый на 1 еТ.
Пример расчёта
Существуют программы, рассчитывающие эти схемы. Для более надёжных расчётов и большего понимания процесса стоит использовать их.
Возьмем к примеру такую схему с тремя урановыми стержнями.
Цифрами обозначен порядок расчёта элементов в этой схеме, и этими же цифрами будем обозначать элементы, чтобы не запутаться.
Для примера рассчитаем распределение тепла на первой и второй секундах. Будем считать, что вначале нагрев элементов отсутствует, пассивное охлаждение максимально (33 еТ), и охлаждение термопластин не будем учитывать.
Первый шаг.
- Температура корпуса реактора 0 еТ.
- 1 - Обшивка реактора (ТП) ещё не нагрета.
- 2 - Охлаждающая капсула (ОхС) ещё не нагрет, и охлаждаться на этом шаге уже не будет (0 еТ).
- 3 - ТВЭЛ выделит по 8 еТ (2 такта по 4 еТ) на 1ю ТП (0 еТ), что нагреет её до 8 еТ, и на 2й ОхС (0 еТ), что нагреет его до 8 еТ.
- 4 - ОхС ещё не нагрет, и охлаждаться на этом шаге уже не будет (0 еТ).
- 5 - Теплораспределитель (ТР), ещё не нагретый, сбалансирует температуру со 2м ОхС (8 еТ). Охладит его до 4 еТ и сам нагреется до 4 еТ.
- 6 - ТВЭЛ выделит по 12 еТ (3 такта по 4 еТ) на 5й ТР (1 еТ), что нагреет его до 13 еТ, и на 7ю ТП (0 еТ), что нагреет её до 12 еТ.
- 7 - ТП уже нагрета до 12 еТ и может охладиться с шансом 10 %, но мы не учитываем тут шанс охлаждения.
- 8 - ТР (0 еТ) сбалансирует температуру у 7й ТП (12 еТ), и заберет у неё 6 еТ. 7я ТП охладится до 6 еТ, и 8й ТР нагреется до 6 еТ.
- 9 - ОхС (3 еТ) охладится до 2 еТ.
- 10 - ОхС (2 еТ) охладится до 1 еТ.
- 11 - ТВЭЛ выделит по 8 еТ (2 такта по 4 еТ) на 10й ОхС (1 еТ), что нагреет его до 9 еТ, и на 13ю ТП (0 еТ), что нагреет её до 8 еТ.
На рисунке красные стрелочки показывают нагрев от урановых стержней, синие - балансировку тепла теплораспределителями, желтые - распределение энергии на корпус реактора, коричневые - итоговый нагрев элементов на данном шаге, голубые - охлаждение для охлаждающих капсул. Цифры в верхнем правом углу показывают итоговый нагрев, а для урановых стержней - время работы.
Итоговый нагрев после первого шага:
- корпус реактора - 1 еТ
- 1ТП - 8 еТ
- 2ОхС - 4 еТ
- 4ОхС - 1 еТ
- 5ТР - 13 еТ
- 7ТП - 6 еТ
- 8ТР - 1 еТ
- 9ОхС - 2 еТ
- 10ОхС - 9 еТ
- 12ОхС - 0 еТ
- 13ТП - 8 еТ
Второй шаг.
- Корпус реактора охладится до 0 еТ.
- 1 - ТП, не учитываем охлаждение.
- 2 - ОхС (4 еТ) охладится до 3 еТ.
- 3 - ТВЭЛ выделит по 8 еТ (2 такта по 4 еТ) на 1ю ТП (8 еТ), что нагреет её до 16 еТ, и на 2й ОхС (3 еТ), что нагреет его до 11 еТ.
- 4 - ОхС (1 еТ) охладится до 0 еТ.
- 5 - ТР (13 еТ) сбалансирует температуру со 2м ОхС (11 еТ). Нагреет его до 12 еТ, и сам охладится до 12 еТ.
- 6 - ТВЭЛ выделит по 12 еТ (3 такта по 4 еТ) на 5й ТР (5 еТ), что нагреет его до 17 еТ, и на 7ю ТП (6 еТ), что нагреет её до 18 еТ.
- 7 - ТП (18 еТ), не учитываем охлаждение.
- 8 - ТР (1 еТ) сбалансирует температуру у 7й ТП (18 еТ) и заберёт у неё 6 еТ. 7я ТП охладится до 12 еТ, и 8й ТР нагреется до 7 еТ.
- 9 - ОхС (4 еТ) охладится до 3 еТ.
- 10 - ОхС (10 еТ) охладится до 9 еТ.
- 11 - ТВЭЛ выделит по 8 еТ (2 такта по 4 еТ) на 10й ОхС (9 еТ), что нагреет его до 17 еТ, и на 13ю ТП (8 еТ), что нагреет её до 16 еТ.
- 12 - ОхС (1 еТ) охладится до 0 еТ.
- 13 - ТП (8 еТ), не учитываем охлаждение.
Итоговый нагрев после второго шага:
- корпус реактора - 4 еТ
- 1ТП - 16 еТ
- 2ОхС - 12 еТ
- 4ОхС - 2 еТ
- 5ТР - 17 еТ
- 7ТП - 12 еТ
- 8ТР - 4 еТ
- 9ОхС - 3 еТ
- 10ОхС - 17 еТ
- 12ОхС - 0 еТ
- 13ТП - 16 еТ
Цепная реакция деления всегда сопровождается выделением энергии огромной величины. Практическое использование этой энергии – основная задача ядерного реактора.
Ядерный реактор – это устройство, в котором осуществляется контролируемая, или управляемая, ядерная реакция деления .
По принципу работы ядерные реакторы делят на две группы: реакторы на тепловых нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах.
Как устроен ядерный реактор на тепловых нейтронах
В типичном ядерном реакторе имеются:
- Активная зона и замедлитель;
- Отражатель нейтронов;
- Теплоноситель;
- Система регулирования цепной реакции, аварийная защита;
- Система контроля и радиационной защиты;
- Система дистанционного управления.
1 - активная зона; 2 - отражатель; 3 - защита; 4 - регулирующие стержни; 5 - теплоноситель; 6 - насосы; 7 - теплообменник; 8 - турбина; 9 - генератор; 10 - конденсатор.
Активная зона и замедлитель
Именно в активной зоне и протекает контролируемая цепная реакция деления.
Большинство ядерных реакторов работает на тяжёлых изотопах урана-235. Но в природных образцах урановой руды его содержание составляет всего лишь 0,72%. Этой концентрации недостаточно для того, чтобы цепная реакция развивалась. Поэтому руду искусственно обогащают, доводя содержание этого изотопа до 3%.
Делящееся вещество, или ядерное топливо, в виде таблеток помещается в герметично закрытые стержни, которые называются ТВЭЛы (тепловыделяющие элементы). Они пронизывают всю активную зону, заполненную замедлителем нейтронов.
Зачем нужен замедлитель нейтронов в ядерном реакторе?
Дело в том, что рождающиеся после распада ядер урана-235 нейтроны имеют очень высокую скорость. Вероятность их захвата другими ядрами урана в сотни раз меньше вероятности захвата медленных нейтронов. И если не уменьшить их скорость, ядерная реакция может затухнуть со временем. Замедлитель и решает задачу снижения скорости нейтронов. Если на пути быстрых нейтронов разместить воду или графит, их скорость можно искусственно снизить и увеличить таким образом число захватываемых атомами частиц. При этом для цепной реакции в реакторе понадобится меньшее количество ядерного топлива.
В результате процесса замедления образуются тепловые нейтроны , скорость которых практически равна скорости теплового движения молекул газа при комнатной температуре.
В качестве замедлителя в ядерных реакторах используется вода, тяжёлая вода (оксид дейтерия D 2 O ), бериллий, графит. Но наилучшим замедлителем является тяжелая вода D 2 O.
Отражатель нейтронов
Чтобы избежать утечки нейтронов в окружающую среду, активную зону ядерного реактора окружают отражателем нейтронов . В качестве материала для отражателей часто используют те же вещества, что и в замедлителях.
Теплоноситель
Тепло, выделяющееся во время ядерной реакции, отводится с помощью теплоносителя. В качестве теплоносителя в ядерных реакторах часто используют обычную природную воду, предварительно очищенную от различных примесей и газов. Но поскольку вода закипает уже при температуре 100 0 С и давлении 1 атм, то для того чтобы повысить температуру кипения, повышают давление в первом контуре теплоносителя. Вода первого контура, циркулирующая через активную зону реактора, омывает ТВЭЛы, нагреваясь при этом до температуры 320 0 С. Далее внутри теплообменника она отдаёт тепло воде второго контура. Обмен проходит через теплообменные трубки, поэтому соприкосновения с водой второго контура не происходит. Это исключает попадание радиоактивных веществ во второй контур теплообменника.
А далее всё происходит так, как на тепловой электростанции. Вода во втором контуре превращается в пар. Пар вращает турбину, которая приводит в движение электрогенератор, который и вырабатывает электрический ток.
В тяжеловодных реакторах теплоносителем служит тяжёлая вода D 2 O, а в реакторах с жидкометаллическими теплоносителями - расплавленный металл.
Система регулирования цепной реакции
Текущее состояние реактора характеризует величина, называемая реактивностью.
ρ = ( k -1)/ k ,
k = n i / n i -1 ,
где k – коэффициент размножения нейтронов,
n i - количество нейтронов следующего поколения в ядерной реакции деления,
n i -1 , - количество нейтронов предыдущего поколения в этой же реакции.
Если k ˃ 1 , цепная реакция нарастает, система называется надкритическо й. Если k < 1 , цепная реакция затухает, а система называется подкритической . При k = 1 реактор находится в стабильном критическом состоянии , так как число делящихся ядер не меняется. В этом состоянии реактивность ρ = 0 .
Критическое состояние реактора (необходимый коэффициент размножения нейтронов в ядерном реакторе) поддерживается перемещением регулирующих стержней . В материал, из которого они изготовлены, входят вещества-поглотители нейтронов. Выдвигая или вдвигая эти стержни в активную зону, контролируют скорость реакции ядерного деления.
Система управления обеспечивает управление реактором при его пуске, плановой остановке, работе на мощности, а также аварийную защиту ядерного реактора. Это достигается изменением положения управляющих стержней.
Если какой-нибудь из параметров реактора (температура, давление, скорость нарастания мощности, расход топлива и др.) отклоняется от нормы, и это может привести к аварии, в центральную часть активной зоны сбрасываются специальные аварийные стержни и происходит быстрое прекращение ядерной реакции.
За тем, чтобы параметры реактора соответствовали нормам, следят системы контроля и радиационной защиты .
Для защиты окружающей среды от радиоактивного излучения реактор помещают в толстый бетонный корпус.
Системы дистанционного управления
Все сигналы о состоянии ядерного реактора (температуре теплоносителя, уровне излучения в разных частях реактора и др.) поступают на пульт управления реактора и обрабатываются в компьютерных системах. Оператор получает всю необходимую информацию и рекомендации по устранению тех или иных отклонений.
Реакторы на быстрых нейтронах
Отличие реакторов этого типа от реакторов на тепловых нейтронах в том, что быстрые нейтроны, возникающие после распада урана-235 не замедляются, а поглощаются ураном-238 с последующим превращением его в плутоний-239. Поэтому реакторы на быстрых нейтронах используют для получения оружейного плутония-239 и тепловой энергии, которую генераторы атомной станции преобразуют в электрическую энергию.
Ядерным топливом в таких реакторах служит уран-238, а сырьём уран-235.
В природной урановой руде 99,2745 % приходятся на долю урана-238. При поглощении теплового нейтрона он не делится, а становится изотопом урана-239.
Через некоторое время после β-распада уран-239 превращается в ядро нептуния-239:
239 92 U → 239 93 Np + 0 -1 e
После второго β-распада образуется делящийся плутоний-239:
239 9 3 Np → 239 94 Pu + 0 -1 e
И, наконец, после альфа-распада ядра плутония-239 получают уран-235:
239 94 Pu → 235 92 U + 4 2 He
ТВЭЛы с сырьём (обогащённым ураном-235) располагаются в активной зоне реактора. Эта зона окружена зоной воспроизводства, которая представляет собой ТВЭЛы с топливом (обедненным ураном-238). Быстрые нейтроны, вылетающие из активной зоны после распада урана-235, захватываются ядрами урана-238. В результате образуется плутоний-239. Таким образом, в реакторах на быстрых нейтронах производится новое ядерное топливо.
В качестве теплоносителей в ядерных реакторах на быстрых нейтронах применяют жидкие металлы или их смеси.
Классификация и применение ядерных реакторов
Основное применение ядерные реакторы нашли на атомных электростанциях. С их помощью получают электрическую и тепловую энергию в промышленных масштабах. Такие реакторы называют энергетическими .
Широко используются ядерные реакторы в двигательных установках современных атомных подводных лодок, надводных кораблей, в космической технике. Они снабжают электрической энергией двигатели и называются транспортными реакторами .
Для научных исследований в области ядерной физики и радиационной химии используют потоки нейтронов, гамма-квантов, которые получают в активной зоне исследовательских реакторов. Энергия, вырабатываемая ими, не превышает 100 Мвт и не используется в промышленных целях.
Мощность экспериментальных реакторов ещё меньше. Она достигает величины лишь нескольких кВт. На этих реакторах изучаются различные физические величины, значение которых важно при проектировании ядерных реакций.
К промышленным реакторам относят реакторы для получения радиоактивных изотопов, используемых для медицинских целей, а также в различных областях промышленности и техники. Реакторы для опреснения морской воды также относятся к промышленным реакторам.
Значение атомной энергетики в современном мире
Атомная энергетика за последние несколько десятилетий сделала огромный шаг вперед, став одним из важнейших источников электроэнергии для многих стран. В то же время следует помнить, что за развитием данной отрасли народного хозяйства стоят огромные усилия десятков тысяч ученых, инженеров и простых рабочих, делающих все для того, чтобы «мирный атом» не превратился в реальную угрозу для миллионов людей. Настоящим стержнем любой атомной электростанции является ядерный реактор.
История создания ядерного реактора
Первое подобное устройство было построено в самый разгар второй мировой войны в США известным ученым и инженером Э. Ферми. Из-за своего необычного вида, напоминавшего стопку сложенных друг на друга графитовых блоков, этот ядерный реактор получил название «Чикагская стопка». Стоит отметить, что работало данное устройство на уране, который помещался как раз между блоками.
Создание ядерного реактора в Советском Союзе
В нашей стране ядерной тематике также уделяли повышенное внимание. Несмотря на то, что основные усилия ученых были сконцентрированы на военном применении атома, они активно использовали полученные результаты и в мирных целях. Первый ядерный реактор под кодовым обозначением Ф-1 был построен группой ученых под руководством знаменитого физика И. Курчатова в конце декабря 1946 года. Значительным его недостатком было отсутствие какой бы то ни было системы охлаждения, поэтому мощность выделяемой им энергии была крайне незначительна. В то же время советские исследователи довели до конца начатые ими работы, результатом чего стало открытие спустя всего восемь лет первой в мире электростанции на ядерном топливе в городе Обнинске.
Принцип действия реактора
Ядерный реактор представляет собой крайне сложное и опасное техническое устройство. Его принцип действия основан на том, что при распаде урана происходит выброс нескольких нейтронов, которые, в свою очередь, выбивают элементарные частицы из соседних атомов урана. В результате этой цепной реакции выделяется значительное количество энергии в виде тепла и гамма-лучей. В то же время следует учитывать тот факт, что если эту реакцию никак не контролировать, то деление атомов урана в максимально короткие сроки может привести к мощному взрыву с нежелательными последствиями.
Для того чтобы реакция протекала в строго очерченных рамках, огромное значение имеет устройство ядерного реактора. В настоящее время каждое подобное сооружение представляет собой своеобразный котел, через который протекает теплоноситель. В этом качестве обычно используется вода, однако существуют АЭС, в которых применяются жидкий графит или тяжелая вода. Современный ядерный реактор невозможно представить себе без сотен специальных кассет шестигранной формы. В них находятся тепловыделяющие элементы, по каналам которых и протекают теплоносители. Данная кассета покрыта специальным слоем, который способен отражать нейтроны и замедлять тем самым цепную реакцию
Ядерный реактор и его защита
Он имеет несколько уровней защиты. Помимо собственно корпуса, сверху его покрывает специальная теплоизоляция и биологическая защита. С инженерной точки зрения данное сооружение представляет собой мощный железобетонный бункер, двери в который закрываются максимально герметично.
