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
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.
Мы настолько привыкли к электричеству, что не задумываемся, откуда оно берётся. В основном, оно вырабатывается на электростанциях, которые используют для этого различные источники. Электростанции бывают тепловые, ветряные, геотермальные, солнечные, гидроэлектростанции, атомные. Именно последние вызывают больше всего споров. Спорят об их нужности, надёжности.
По производительности атомная энергетика сегодня – одна из самых эффективных и её доля в мировом производстве электрической энергии довольно значительна, более четверти.
Как устроена атомная электростанция, за счёт чего она вырабатывает энергию? Основной элемент атомной электростанции – ядерный реактор. В нём протекает цепная ядерная реакция, в результате которой выделяется тепло. Реакция эта управляемая, именно поэтому мы можем использовать энергию постепенно, а не получаем ядерный взрыв.
Основные элементы ядерного реактора
- Ядерное топливо: обогащённый уран, изотопы урана и плутония. Чаще всего используется уран 235;
- Теплоноситель для вывода энергии, которая образуется при работе реактора: вода, жидкий натрий и др.;
- Регулирующие стержни;
- Замедлитель нейтронов;
- Оболочка для защиты от излучения.
Видео работы ядерного реактора
Как работает ядерный реактор?
В активной зоне реактора располагаются тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) – ядерное топливо. Они собраны в кассеты, включающие в себя по несколько десятков ТВЭЛов. По каналам через каждую кассету протекает теплоноситель. ТВЭЛы регулируют мощность реактора. Ядерная реакция возможна только при определённой (критической) массе топливного стержня. Масса каждого стержня в отдельности ниже критической. Реакция начинается, когда все стержни находятся в активной зоне. Погружая и извлекая топливные стержни, реакцией можно управлять.
Итак, при превышении критической массы топливные радиоактивные элементы, выбрасывают нейтроны, которые сталкиваются с атомами. В результате образуется нестабильный изотоп, который сразу же распадается, выделяя энергию в виде гамма излучения и тепла. Частицы, сталкиваясь, сообщают кинетическую энергию друг другу, и количество распадов в геометрической прогрессии увеличивается. Это и есть цепная реакция — принцип работы ядерного реактора. Без управления она происходит молниеносно, что приводит к взрыву. Но в ядерном реакторе процесс находится под контролем.
Таким образом в активной зоне выделяется тепловая энергия, которая передаётся воде, омывающей эту зону (первый контур). Здесь температура воды 250-300 градусов. Далее вода отдаёт тепло второму контуру, после этого – на лопатки турбин, вырабатывающих энергию. Преобразование ядерной энергии в электрическую можно представить схематично:
- Внутренняя энергия уранового ядра,
- Кинетическая энергия осколков распавшихся ядер и освободившихся нейтронов,
- Внутренняя энергия воды и пара,
- Кинетическая энергия воды и пара,
- Кинетическая энергия роторов турбины и генератора,
- Электрическая энергия.
Активная зона реактора состоит из сотен кассет, объединенных металлической оболочкой. Эта оболочка играет также роль отражателя нейтронов. Среди кассет вставлены управляющие стержни для регулировки скорости реакции и стержни аварийной защиты реактора. Далее, вокруг отражателя устанавливается теплоизоляция. Поверх теплоизоляции находится защитная оболочка из бетона, которая задерживает радиоактивные вещества и не пропускает их в окружающее пространство.
Где используются ядерные реакторы?
- Энергетические ядерные реакторы используются на атомных электростанциях, в судовых электрических установках, на атомных станциях теплоснабжения.
- Реакторы конвекторы и размножители применяются для производства вторичного ядерного топлива.
- Исследовательские реакторы нужны для радиохимических и биологических исследований, производства изотопов.
Несмотря на все споры и разногласия по поводу ядерной энергетики атомные электростанции продолжают строиться и эксплуатироваться. Одна из причин – экономичность. Простой пример: 40 цистерн мазута или 60 вагонов угля производят столько же энергии, сколько 30 килограммов урана.
Чтобы понять принцип работы и устройство ядерного реактора, нужно совершить небольшой экскурс в прошлое. Атомный реактор – это многовековая воплощенная, пусть и не до конца, мечта человечества о неисчерпаемом источнике энергии. Его древний «прародитель» — костер из сухих веток, однажды озаривший и согревший своды пещеры, где находили спасение от холода наши далекие предки. Позже люди освоили углеводороды – уголь, сланцы, нефть и природный газ.
Наступила бурная, но недолгая эпоха пара, которую сменила еще более фантастическая эпоха электричества. Города наполнялись светом, а цеха – гулом невиданных доселе машин, приводимых в движение электродвигателями. Тогда казалось, что прогресс достиг своего апогея.
Все изменилось в конце XIX века, когда французский химик Антуан Анри Беккерель совершенно случайно обнаружил, что соли урана обладают радиоактивностью. Спустя 2 года, его соотечественники Пьер Кюри и его супруга Мария Склодовская-Кюри получили из них радий и полоний, причем уровень их радиоактивности в миллионы раз превосходил показатели тория и урана.
Эстафету подхватил Эрнест Резерфорд, детально изучивший природу радиоактивных лучей. Так начинался век атома, явивший на свет свое любимое дитя – атомный реактор.
Первый ядерный реактор
«Первенец» родом из США. В декабре 1942 года дал первый ток реактор, которому досталось имя его создателя — одного из величайших физиков столетия Э. Ферми. Три года спустя в Канаде обрела жизнь ядерная установка ZEEP. «Бронза» досталась первому советскому реактору Ф-1, запущенному в конце 1946 года. Руководителем отечественного ядерного проекта стал И. В. Курчатов. Сегодня в мире успешно трудятся более 400 ядерных энергоблоков.
Типы ядерных реакторов
Их основное назначение – поддерживать контролируемую ядерную реакцию, производящую электроэнергию. На некоторых реакторах производятся изотопы. Если кратко, то они представляют собой устройства, в недрах которых одни вещества превращаются в другие с выделением большого количества тепловой энергии. Это своеобразная «печь», где вместо традиционных видов топлива «сгорают» изотопы урана – U-235, U-238 и плутоний (Pu).
В отличии, к примеру, от автомобиля, рассчитанного на несколько видов бензина, каждому виду радиоактивного топлива соответствует свой тип реактора. Их два – на медленных (с U-235) и быстрых (c U-238 и Pu) нейтронах. На большинстве АЭС установлены реакторы на медленных нейтронах. Помимо АЭС, установки «трудятся» в исследовательских центрах, на атомных субмаринах и .
Как устроен реактор
У всех реакторов примерна одна схема. Его «сердце» — активная зона. Ее можно условно сравнить с топкой обычной печки. Только вместо дров там находится ядерное топливо в виде тепловыделяющих элементов с замедлителем – ТВЭЛов. Активная зона находится внутри своеобразной капсулы — отражателе нейтронов. ТВЭЛы «омываются» теплоносителем – водой. Поскольку в «сердце» очень высокий уровень радиоактивности, его окружает надежная радиационная защита.
Операторы контролируют работу установки с помощью двух важнейших систем – регулирования цепной реакции и дистанционной системы управления. Если возникает нештатная ситуация, мгновенно срабатывает аварийная защита.
Как работает реактор
Атомное «пламя» невидимо, так как процессы происходят на уровне деления ядер. В ходе цепной реакции тяжелые ядра распадаются на более мелкие фрагменты, которые, будучи в возбужденном состоянии, становятся источниками нейтронов и прочих субатомных частиц. Но на этом процесс не заканчивается. Нейтроны продолжают «дробиться», в результате чего высвобождается большая энергия, то есть, происходит то, ради чего и строятся АЭС.
Основная задача персонала – поддержание цепной реакции с помощью управляющих стержней на постоянном, регулируемом уровне. В этом его главное отличие от атомной бомбы, где процесс ядерного распада неуправляем и протекает стремительно, в виде мощнейшего взрыва.
Что произошло на Чернобыльской АЭС
Одна из основных причин катастрофы на Чернобыльской АЭС в апреле 1986 года – грубейшее нарушение эксплуатационных правил безопасности в процессе проведения регламентных работ на 4-м энергоблоке. Тогда из активной зоны было одновременно выведено 203 графитовых стержня вместо 15, разрешенных регламентом. В итоге, начавшаяся неуправляемая цепная реакция завершилась тепловым взрывом и полным разрушением энергоблока.
Реакторы нового поколения
За последнее десятилетие Россия стала одним из лидеров мировой ядерной энергетики. На данный момент госкорпорация «Росатом» ведет строительство АЭС в 12 странах, где возводятся 34 энергоблока. Столь высокий спрос – свидетельство высокого уровня современной российской ядерной техники. На очереди — реакторы нового 4-го поколения.
«Брест»
Один из них – «Брест», разработка которого ведется в рамках проекта «Прорыв». Ныне действующие системы разомкнутого цикла работают на низкообогащенном уране, после чего остается большое количество отработанного топлива, подлежащего захоронению, что требует огромных затрат. «Брест» — реактор на быстрых нейтронах уникален замкнутым циклом.
В нем отработанное топливо после соответствующей обработки в реакторе на быстрых нейтронах опять становится полноценным топливом, которое можно загружать обратно в ту же установку.
«Брест» отличает высокий уровень безопасности. Он никогда не «рванет» даже при самой серьезной аварии, очень экономичен и экологически безопасен, поскольку повторно пользуется своим «обновленным» ураном. Его также невозможно использовать для наработки оружейного плутония, что открывает широчайшие перспективы по его экспорту.
ВВЭР-1200
ВВЭР-1200 – инновационный реактор поколения «3+» мощностью 1150 МВт. Благодаря своим уникальным техническим возможностям, он обладает практически абсолютной эксплуатационной безопасностью. Реактор в изобилии оснащен системами пассивной безопасности, которые сработают даже в отсутствии электроснабжения в автоматическом режиме.
Одна из них – система пассивного отведения тепла, которая автоматически активируется при полном обесточивании реактора. На этот случай предусмотрены аварийные гидроемкости. При аномальном падении давления в первом контуре в реактор начинается подача большого количества воды, содержащей бор, которая гасит ядерную реакцию и поглощает нейтроны.
Еще одно ноу-хау находится в нижней части защитной оболочки – «ловушка» расплава. Если все же в результате аварии активная зона «потечет», «ловушка» не позволит разрушиться защитной оболочке и предотвратит попадание радиоактивных продуктов в грунт.
100 р бонус за первый заказ
Выберите тип работы Дипломная работа Курсовая работа Реферат Магистерская диссертация Отчёт по практике Статья Доклад Рецензия Контрольная работа Монография Решение задач Бизнес-план Ответы на вопросы Творческая работа Эссе Чертёж Сочинения Перевод Презентации Набор текста Другое Повышение уникальности текста Кандидатская диссертация Лабораторная работа Помощь on-line
Узнать цену
Промышленные ядерные pеактоpы первоначально разрабатывались лишь в стpанах, обладающих ядеpным оpужием. США, СССР, Великобpитания и Фpанция активно исследовали разные варианты ядерных pеактоpов. Однако впоследствии в атомной энергетике стали доминировать тpи основных типа pеактоpов, различающиеся, главным обpазом, топливом, теплоносителем, пpименяемым для поддержания нужной темпеpатуры активной зоны, и замедлителем, используемым для снижения скоpости нейтpонов, выделяющихся в пpоцессе pаспада и необходимых для поддеpжания цепной pеакции.
Сpеди них пеpвый (и наиболее pаспpостpаненный) тип – это pеактоp на обогащенном уpане, в котоpом и теплоносителем, и замедлителем является обычная, или «легкая», вода (легководный реактор). Существуют две основные pазновидности легководного реактора: pеактоp, в котоpом паp, вpащающий туpбины, обpазуется непосpедственно в активной зоне (кипящий реактор), и pеактоp, в котоpом паp обpазуется во внешнем, или втоpом, контуpе, связанном с пеpвым контуpом теплообменниками и паpогенеpатоpами (ВВЭР, см. ниже). Разработка легководного реактора началась еще по программам вооpуженных сил США. Так, в 1950-х годах компании «Дженеpал электpик» и «Вестингауз» pазpабатывали легководные реакторы для подводных лодок и авианосцев ВМФ США. Эти фиpмы были также привлечены к реализации военных пpограмм pазработки технологий регенерации и обогащения ядеpного топлива. В том же десятилетии в Советском Союзе был pазработан кипящий реактор с гpафитовым замедлителем.
Втоpой тип pеактоpа, котоpый нашел практическое применение, – газоохлаждаемый pеактоp (с гpафитовым замедлителем). Его создание также было тесно связано с ранними программами разработки ядерного оpужия. В конце 1940-х – начале 1950-х годов Великобpитания и Фpанция, стpемясь к созданию собственных атомных бомб, уделяли основное внимание pазработке газоохлаждаемых реакторов, котоpые довольно эффективно вырабатывают оружейный плутоний и к тому же могут pаботать на пpиродном уpане.
Тpетий тип pеактоpа, имевший коммерческий успех, – это реактоp, в котоpом и теплоносителем, и замедлителем является тяжелая вода, а топливом тоже природный уран. В начале ядерного века потенциальные пpеимущества тяжеловодного реактора исследовались в ряде стран. Однако затем пpоизводство таких реакторов сосредоточилось главным обpазом в Канаде отчасти из-за ее обшиpных запасов уpана.
В настоящее время в мире существует пять типов ядерных реакторов. Это реактор ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический реактор), РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный), реактор на тяжелой воде, реактор с шаровой засыпкой и газовым контуром, реактор на быстрых нейтронах. У каждого типа реактора есть особенности конструкции, отличающие его от других, хотя, безусловно, отдельные элементы конструкции могут заимствоваться из других типов. ВВЭР строились в основном на территории бывшего СССР и в Восточной Европе, реакторов типа РБМК много в России, странах Западной Европы и Юго-Восточной Азии, реакторы на тяжелой воде в основном строились в Америке.
ВВЭР. Реакторы ВВЭР являются самым распространенным типом реакторов в России. Весьма привлекательны дешевизна используемого в них теплоносителя-замедлителя и относительная безопасность в эксплуатации, несмотря на необходимость использования в этих реакторах обогащенного урана. Из самого названия реактора ВВЭР следует, что у него и замедлителем, и теплоносителем является обычная легкая вода. В качестве топлива используется обогащенный до 4,5% урана.
РБМК. РБМК построен по несколько другому принципу, чем ВВЭР. Прежде всего в его активной зоне происходит кипение – из реактора поступает пароводная смесь, которая, проходя через сепараторы, делится на воду, возвращающуюся на вход реактора, и пар, который идет непосредственно на турбину. Электричество, вырабатываемое турбиной, тратится, как и в реакторе ВВЭР, также на работу циркуляционных насосов. Его принципиальная схема – на рис.4.
Электрическая мощность РБМК – 1000 Мвт. АЭС с реакторами РБМК составляют заметную долю в атомной энергетике. Так, ими оснащены Ленинградская, Курская, Чернобыльская, Смоленская, Игналинская АЭС.
Проводя сравнение различных типов ядерных реакторов, стоит остановится на двух наиболее распространенных в нашей стране и в мире типах этих аппаратов: ВВЭР и РБМК. Наиболее принципиальные различия: ВВЭР – корпусной реактор (давление держится корпусом реактора); РБМК – канальный реактор (давление держится независимо в каждом канале); в ВВЭР теплоноситель и замедлитель – одна и та же вода (дополнительный замедлитель не вводится), в РБМК замедлитель – графит, а теплоноситель – вода; в ВВЭР пар образуется во втором корпусе парогенератора, в РБМК пар образуется в непосредственно в активной зоне реактора (кипящий реактор) и прямо идет на турбину – нет второго контура. Из-за различного строения активных зон параметры работы у этих реакторов также разные. Для безопасности реактора имеет значение такой параметр, как коэффициент реактивности – его можно образно представить как величину, показывающую, как изменения того или иного другого параметра реактора повлияет на интенсивность цепной реакции в нем. Если этот коэффициент положительный, то при увеличении параметра, по которому приводится коэффициент, цепная реакция в реакторе при отсутствии каких-либо других воздействий будет нарастать и в конце станет возможным переход ее в неуправляемую и каскадно нарастающую – произойдет разгон реактора. При разгоне реактора происходит интенсивное тепловыделение, приводящее к расплавлению тепловыделителей, стеканию их расплава в нижнюю часть активной зоны, что может привести к разрушению корпуса реактора и выбросу радиоактивных веществ в окружающую среду.
В таблице 13 приведены показатели реактивности для РБМК и ВВЭР.
В реакторе ВВЭР при появлении в активной зоне пара или при повышении температуры теплоносителя, приводящего к снижению его плотности, падает количество столкновений нейтронов с атомами молекул теплоносителя, уменьшается замедление нейтронов, вследствие чего все они уходят за пределы активной зоны, не реагируя с другими ядрами. Реактор останавливается.
Если подвести итог, то реактор РБМК требует меньшего обогащения топлива, обладает лучшими возможностями по наработке делящегося материала (плутония), имеет непрерывный эксплуатационный цикл, но более потенциально опасен в эксплуатации. Степень этой опасности зависит от качества систем аварийной защиты и квалификации эксплуатационного персонала. Кроме того, вследствие отсутствия второго контура у РБМК больше радиационные выбросы в атмосферу в течение эксплуатации.
Реактор на тяжелой воде. В Канаде и Америке разработчики ядерных реакторов при решении проблемы о поддержании в реакторе цепной реакции предпочли использовать в качестве замедлителя тяжелую воду. У тяжелой воды очень низкая степень поглощения нейтронов и очень высокие замедляющие свойства, превышающие аналогичные свойства графита. Вследствие этого реакторы на тяжелой воде работают на необогащенном топливе, что позволяет не строить сложные и опасные предприятия по обогащению урана.
Реактор с шаровой засыпкой. В реакторе с шаровой засыпкой активная зона имеет форму шара, в который засыпаны тепловыделяющие элементы, также шарообразные. Каждый элемент представляет из себя графитовую сферу, в которую вкраплены частицы оксида урана. Через реактор прокачивается газ – чаще всего используется углекислота СО2. Газ подается в активную зону под давлением и впоследствии поступает на теплообменник. Регулирование реактора осуществляется стержнями из поглотителя, вставляемыми в активную зону.
Реактор на быстрых нейтронах. Реактор на быстрых нейтронах очень сильно отличается от реакторов всех остальных типов. Его основное назначение – обеспечение расширенного воспроизводства делящегося плутония из урана-238 с целью сжигания всего или значительной части природного урана, а также имеющихся запасов обедненного урана. При развитии энергетики реакторов на быстрых нейтронах может быть решена задача самообеспечения ядерной энергетики топливом.
В реакторе на быстрых нейтронах нет замедлителя. В связи с этим в качестве топлива используется не уран-235, а плутоний и уран-238, которые могут делится от быстрых нейтронов. Плутоний необходим для обеспечения достаточной плотности нейтронного потока, которую не может обеспечить один уран-238. Тепловыделение реактора на быстрых нейтронах в десять-пятнадцать раз превосходит тепловыделение реакторов на медленных нейтронах, в связи с чем вместо воды (которая просто не справится с таким объемом энергии для передачи) используется расплав натрия (его температура на входе – 370 градусов, а на выходе – 550, В настоящее время реакторы на быстрых нейтронах широкого распространения не получили, в основном из-за сложности конструкции и проблемы получения достаточно устойчивых материалов для конструкционных деталей. В России имеется только один реактор такого типа (на Белоярской АЭС). Считается, что такие реакторы имеют большое будущее.
Если подводить итог, то стоит сказать следующее. Реакторы ВВЭР достаточно безопасны в эксплуатации, но требуют высокообогащенного урана. Реакторы РБМК безопасны лишь при правильной их эксплуатации и хорошо разработанных системах защиты, но зато способны использовать малообогащенное топливо или даже отработанное топливо ВВЭР-ов. Реакторы на тяжелой воде всем хороши, но уж больно дорого добывать тяжелую воду. Технология производства реакторов с шаровой засыпкой еще недостаточно хорошо разработана, хотя этот тип реакторов стоило бы признать наиболее приемлемым для широкого применения, в частности, из-за отсутствия катастрофических последствий при аварии с разгоном реактора. За реакторами на быстрых нейтронах – будущее производства топлива для ядерной энергетики, эти реакторы наиболее эффективно используют ядерное топливо, но их конструкция очень сложна и пока еще малонадежна.
