У ядерных реакторов одна задача: расщепить атомы в результате контролируемой реакции и использовать выделенную энергию, чтобы генерировать электрическую мощность. На протяжении многих лет реакторы рассматривались и как чудо, и как угроза.
Когда первый коммерческий реактор США вошел в строй в Shippingport, штат Пенсильвания, в 1956 году, эта технология была расценена как источник энергии будущего, а некоторые полагали, что реакторы сделают выработку электричества слишком дешевой. Сейчас во всем мире построено 442 атомных реактора, около четверти из этих реакторов находятся в США. Мир пришел в зависимость от ядерных реакторов, вырабатывающих 14 процентов электроэнергии . Футуристы фантазировали даже об атомных автомобилях.
Когда в 1979 году на реакторе Блок 2 на электростанции Three Mile Island в штате Пенсильвания возникла неисправность системы охлаждения и, как следствие, частичное расплавление его радиоактивного топлива, теплые чувства по поводу реакторов радикально изменились. Несмотря на то, что было проведено блокирование разрушенного реактора и не возникло никакого серьезного радиоактивного излучения, многие люди начали рассматривать реакторы как слишком сложные и уязвимые, с потенциально катастрофическими последствиями. Люди также обеспокоились радиоактивными отходами из реакторов. В результате, строительство новых атомных станций в Соединенных Штатах остановилось. Когда более серьезная авария произошла на Чернобыльской АЭС в Советском Союзе в 1986 году, ядерная энергетика казалась обреченной.
Но в начале 2000-х, ядерные реакторы начали возвращаться, благодаря растущей потребности в энергии и уменьшении поставок ископаемого топлива, а также растущей обеспокоенности по поводу изменения климата в результате выбросов двуокиси углерода
Но в марте 2011 года случился еще один кризис — на этот раз от землетрясения сильно пострадала Фукусима 1 — атомная электростанция в Японии.
Использование ядерной реакции
Попросту говоря, в ядерном реакторе расщепляются атомы и высвобождают энергию, которая держит их части вместе.
Если вы подзабыли физику средней школы, мы напомним вам, как ядерное деление работает. Атомы похожи на крошечные солнечные системы, с ядром, вроде Солнца , и электронами, как планетами на орбите вокруг него. Ядро состоит из частиц, называемых протонами и нейтронами, которые связаны друг с другом. Силу, которая связывает элементы ядра — трудно даже представить. Она во много миллиардов раз сильнее, чем сила земного тяготения. Несмотря на эту огромную силу, можно расщепить ядро — стреляя по нему нейтронами. Когда это будет сделано, выделится много энергии. Когда атомы распадаются, их частицы врезаются в близлежащие атомы, расщепляя и их, а те, в свою очередь следующие, следующие и следующие. Возникает, так называемая, цепная реакция .
Уран, элемент с большими атомами, идеально подходит для процесса расщепления, потому, что сила, связывающая частицы его ядра, является относительно слабой по сравнению с другими элементами. Ядерные реакторы используют определенный изотоп, называемый У ран- 235 . Уран-235 является редким в природе, руда из урановых рудников содержит лишь около 0,7% Урана-235. Вот почему реакторы используют обогащенный У ран , который создается путем выделения и концентрирования Урана-235 посредством процесса диффузии газа.
Процесс цепной реакции можно создать в атомной бомбе, подобной тем, что были сброшены на японские города Хиросиму и Нагасаки во время Второй мировой войны. Но в ядерном реакторе цепная реакция контролируется вставкой управляющих стержней, изготовленных из материалов, таких, как кадмий, гафний или бор, которые поглощают часть нейтронов. Это по-прежнему позволяет процессу деления выделять достаточно энергии, чтобы нагреть воду до температуры около 270 градусов Цельсия и превратить ее в пар, который используется для вращения турбин электростанции и генерирования электричества. В принципе, в этом случае контролируемая ядерная бомба работает вместо угля, создавая электроэнергию, за исключением того, что энергия для вскипания воды происходит от расщепления атомов, вместо сжигания углерода.
Компоненты ядерных реакторов
Есть несколько различных типов ядерных реакторов, но все они имеют некоторые общие характеристики. Все они имеют запас радиоактивных топливных гранул — обычно оксида урана, которые расположены в трубах, чтобы сформировать топливные стержни в активной зон е реактора .
Реактор также имеет ранее упомянутые управляющи е стержн и — из поглощающего нейтроны материала, такого как кадмий, гафний или бор, которые вставляются для контроля или остановки реакции.
Реактор также имеет модератор , вещество, которое замедляет нейтроны и помогает контролировать процесс деления. Большинство реакторов в Соединенных Штатах используют обычную воду, но реакторы в других странах иногда используют графит, или тяжел ую вод у , в которой водород заменен дейтерием, изотопом водорода с одним протоном и одним нейтроном. Еще одной важной частью системы является охлаждающ ая жидкост ь , как правило, обычная вода, которая поглощает и передает тепло от реактора для создания пара для вращения турбины и охлаждает зону реактора так, чтобы он не достиг температуры, при которой уран расплавится (около 3815 градусов по Цельсию).
Наконец, реактор заключен в оболочк у , большую, тяжелую конструкцию, толщиной обычно несколько метров из стали и бетона, которая держит радиоактивные газы и жидкости внутри, где они не могут никому навредить.
Есть целый ряд различных конструкций реакторов в использовании, но один из самых распространенных — водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР) . В таком реакторе, вода нагнетается в контакт с сердечником, а затем остается там под таким давлением, что не может превратиться в пар. Эта вода затем в парогенераторе вступает в контакт с водой, поданной без давления, которая и превращается в пар, вращающий турбины. Есть также конструкция реактора большой мощности канального типа (РБМК) с одним водяным контуром и реактор на быстрых нейтронах с двумя натриевыми и одним водяным контуром.
Насколько безопасен ядерный реактор?
Ответить на этот вопрос довольно сложно и это зависит от того, кого вы спросите и как вы понимаете «в безопасности». Вас беспокоит излучение или радиоактивные отходы, образующиеся в реакторах? Или вы больше беспокоитесь о возможности катастрофического несчастного случая? Какую степень риска вы считаете приемлемым компромиссом для выгоды ядерной энергетики? И в какой степени вы доверяете правительству и атомной энергетике?
«Радиация» является веским аргументом, в основном, потому, что мы все знаем, что большие дозы радиации, например, от взрыва ядерной бомбы, могут убить многие тысячи людей.
Сторонники ядерной энергетики, однако, отмечают, что все мы регулярно подвергаются облучению из различных источников, в том числе космическими лучами и естественной радиацией, испускаемой Землей . Среднегодовая доза облучения составляет около 6,2 миллизивертов (мЗв), половина из него из природных источников, а половина из искусственных источников, начиная от рентгена грудной клетки, детекторов дыма и светящихся часовых циферблатов. Сколько мы получаем радиации от ядерных реакторов? Лишь незначительная часть процента от нашего типичного годового облучения — 0,0001 мЗв.
В то время как все атомные станции неизбежно допускают утечку небольшого количества радиации, комиссии-регуляторы держат операторов АЭС в жестких требованиях. Они не могут подвергать людей, живущих вокруг станции, более, чем 1 мЗв излучения в год, а рабочие на заводе имеют порог 50 мЗв в год. Это может показаться много, но, по словам Комиссии по ядерному регулированию, нет никаких медицинских доказательств того, что годовые дозы излучения ниже 100 мЗв создают какие-либо риски для здоровья человека.
Но важно отметить, что не все согласны с такой благодушной оценкой радиационных рисков. Например, организация «Врачи за социальную ответственность», давний критик атомной промышленности, изучали детей, живущих вокруг немецких АЭС. Исследование показало, что люди, живущие в пределах 5 км от станций, имели двойной риск заражения лейкозом в сравнении с теми, кто живет дальше от АЭС.
Ядерные отходы реактора
Ядерная энергетика рекламируется ее сторонниками, как «чистая» энергия, потому, что реактор не выбрасывает большие объемы парниковых газов в атмосферу, в сравнении с угольными электростанциями. Но критики указывают на другую экологическую проблему — утилизацию ядерных отходов. Некоторые из отходов отработанного топлива из реакторов, по-прежнему выделяют радиоактивность. Другой ненужный материал, который должен быть сохранен, является радиоактивными отходами высокого уровня , жидким остатком от переработки отработанного топлива, в котором частично остался уран. Прямо сейчас большинство этих отходов хранится локально на атомных электростанциях в прудах воды, которые поглощают часть оставшегося тепла, произведенного отработанным топливом и помогают оградить рабочих от радиоактивного облучения
Одна из проблем, с отработавшим ядерным топливом в том, что оно было изменено в процессе деления.Когда большие атомы урана расщепляются, они создают побочные продукты — радиоактивные изотопы нескольких легких элементов, таких как Цезий-137 и Стронций-90, называемые продукты деления . Они горячие и очень радиоактивные, но в конце концов, за период в 30 лет, они распадаются на менее опасные формы. Этот период для них называется п ериод ом полураспада . Для других радиоактивных элементов период полураспада будет разным. Кроме того, некоторые атомы урана также захватывают нейтроны, образуя более тяжелые элементы, такие как Плутоний. Эти трансурановые элементы не создают столько тепла или проникающего излучения как продукты деления, но они требуют намного дольше времени, чтобы распадаться. Плутоний-239, например, имеет период полураспада 24000 лет.
Эти радиоактивны е отход ы высокого уровня из реакторов являются опасными для человека и других форм жизни потому, что они могут выделять огромную, смертельную дозу радиации даже от короткой экспозиции. Через десять лет после удаления остатков топлива из реактора, например, они испускают в 200 раз больше радиоактивности в час, чем это требуется, чтобы убить человека. И если отходы оказываются в грунтовых водах или реках, они могут попадать в пищевую цепь и поставить под угрозу большое количество людей.
Поскольку отходы так опасны, многие люди находятся в сложном положении. 60000 тонн отходов находится на атомных станциях, близких к крупным городам. Но найти безопасное место, чтобы хранить отходы — очень нелегко.
Что может пойти не так с ядерным реактором?
С государственными регуляторами, оглядываясь на свой опыт, инженеры потратили много времени на протяжении многих лет проектируя реакторы для оптимальной безопасности. Просто так они не ломаются, работают должным образом и имеют резервные меры безопасности, если что-то происходит не по плану. В результате, год за годом, атомные станции, кажутся довольно безопасными по сравнению, скажем, с воздушным транспортом , который регулярно убивает от 500 до 1100 человек в год во всем мире.
Тем не менее, ядерные реакторы настигают крупные поломки. По международной шкале ядерных событий, в которой несчастные случаи с реакторами оцениваются от 1 до 7, было пять аварий с 1957 года, которые оценили от 5 до 7.
Худшим кошмаром является поломка системы охлаждения, что приводит к перегреву топлива. Топливо превращается в жидкость, а затем прожигает защитную оболочку, извергая радиоактивное излучение. В 1979 году Блок 2 на АЭС Three Mile Island (США) был на грани этого сценария. К счастью, хорошо продуманная система сдерживания была достаточно сильна, чтобы остановить радиацию от выхода.
СССР повезло меньше. Тяжелая ядерная авария случилась в апреле 1986 года на 4-м энергоблоке на Чернобыльской АЭС. Это было вызвано сочетанием системных поломок, конструктивных недостатков и плохо обученным персоналом. Во время обычной проверки, реакция вдруг усилилась, а контрольные стержни заклинило, предотвращая аварийное отключение. Внезапное накопление пара вызвало два тепловых взрыва, выбрасывая графитовый замедлитель реактора в воздух. В отсутствии чего-либо для охлаждения топливных стержней реактора, начался их перегрев и полное разрушение в результате которого топливо приняло жидкий вид. Погибло много работников станции и ликвидаторов аварии. Большое количество излучения распространилось на площади 323 749 квадратных километров. Количество смертей, вызванных радиацией, до сих пор неясно, но Всемирная организация здравоохранения утверждает, что это, возможно, вызвало 9000 смертей от рака.
Создатели ядерных реакторов дают гарантии, основанные на вероятностной оценк е , в которой они пытаются сбалансировать потенциальный вред от случая с вероятностью, с которой он на самом деле происходит. Но некоторые критики говорят, что они должны готовиться, вместо этого, для редких, самых неожиданных, но очень опасных событий. Показательный пример — авария в марте 2011 года на атомной станции Фукусима 1 в Японии. Станция, по сообщениям, была разработана, чтобы выдерживать сильное землетрясение, но не такое катастрофическое, как землетрясение в 9,0 баллов, которое подняло 14-метровую волну цунами над дамбами, призванными противостоять 5,4-метровой волне. Натиск цунами уничтожил резервные дизель генераторы, которые предназначались для питания системы охлаждения шести реакторов АЭС, в случае отключения электричества.Таким образом, даже после того, как регулирующие стержни реакторов Фукусима прекратили реакцию деления, все еще горячее топливо позволило температуре опасно подняться внутри разрушенных реакторов.
Японские чиновники прибегли к крайней мере — затоплению реакторов огромным количеством морской воды с добавкой борной кислоты, что смогло предотвратить катастрофу, но разрушило реакторное оборудование. В конце концов, с помощью пожарных машин и барж, японцы оказались в состоянии перекачивать пресную воду в реакторы. Но к тому времени мониторинг уже показал тревожные уровни радиации в окружающей земле и воде. В одной деревне в 40 км от этой АЭС, радиоактивный элемент Цезий-137, оказался на уровнях гораздо более высоких, чем после Чернобыльской катастрофы, что вызвало сомнение о возможности проживания людей в этой зоне.
Каждый день мы используем электричесто и не задумываемся над тем, как оно производится и как оно к нам попало. А тем не менее это одна из самых важных частей современной цивилизации. Без электричества не было бы ничего - ни света, ни тепла, ни движения.
Все знают про то, что электричевто вырабатывается на электростанциях, в том числе и на атомных. Сердце каждой АЭС - это ядерный реактор . Именно его мы будем разбирать в этой статье.
Ядерный реактор , устройство в котором проистекает управляемая цепная ядерная реакция с выделением тепла. В основном ти устройства используются для выработки электроэнергии и в качестве привода больших кораблей. Для того, чтобы представить себе, мощность и экономичность ядерных реакторов можно привести пример. Там где среднему ядерному реактору потребуется 30 килограмм урана, средней ТЭЦ потребуется 60 вагонов угля или 40 цистерн мазута.
Прообраз ядерного реактора был построен в декабре 1942 года в США под руководством Э. Ферми. Это была так называемая “Чикагская стопка”. Chicago Pile (впоследствии слово “Pile” наряду с другими значениями стало обозначать ядерный реактор). Такое название дали ему из-за того, что он напоминал собой большую стопку графитовых блоков, положенных один на другой.
Между блоками была помещены шарообразные “рабочие тела”, из природного урана и его диоксида.
В СССР первый реактор был построен под руководством академика И. В. Курчатова. Реактор Ф-1 был заработал 25 декабря 1946 г. Реактор был в форме шара, имел в диаметре около 7,5 метров. Он не имел системы охлаждения, поэтому работал на очень малых уровнях мощности.
Исследования продолжились и в 27 июня 1954 года вступила в строй первая в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт в г. Обнинске.
Принцип действия атомного реактора.
При распаде урана U 235 происходит выделение тепла, сопровождаемое выбросом двух-трех нейтронов. По статистическим данным - 2,5. Эти нейтроны сталкиваются с другими атомами урана U 235 . При столкновении уран U 235 превращается в нестабильный изотоп U 236 , который практически сразу же распадается на Kr 92 и Ba 141 + эти самые 2–3 нейтрона. Распад сопровождается выделением энергии в виде гамма излучения и тепла.
Это и называется цепная реакция. Атомы делятся, количество распадов увеличивается в геометрической прогрессии, что в конечном итоге приводит к молниеносному, по нашим меркам высвобождению огромного количества энергии - происходит атомный взрыв, как последствие неуправляемой цепной реакции.
Однако в ядерном реакторе мы имеем дело с управляемой ядерной реакцией. Как такая становится возможной - рассказано дальше.
Устройство ядерного реактора.
В настоящее время существует два типа ядерных реакторов ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) и РБМК (реактор большой мощности канальный). Отличие в том, что РБМК - кипящий реактор, а ВВЭР использует воду под давлением в 120 атмосфер.
Реактор ВВЭР 1000. 1 - привод СУЗ; 2 - крышка реактора; 3 - корпус реактора; 4 - блок защитных труб (БЗТ); 5 - шахта; 6 - выгородка активной зоны; 7 - топливные сборки (ТВС) и регулирующие стержни;
Каждый ядерный реактор промышленного типа представляет собой котел, сквозь который протекает теплоноситель. Как правило это обычная вода (ок. 75% в мире), жидкий графит (20%) и тяжелая вода (5%). В экспериментальных целях использовался берилий и предполагался углеводород.
ТВЭЛ - (тепловыделяющий элемент). Это стержни в циркониевой оболочке с ниобийным легированием, внутри которых расположены таблетки из диоксида урана.
ТВЭЛы в кассете выделены зеленым.
 |
Топливная кассета в сборе.
Активная зона реактора состоит из сотен кассет, поставленных вертикально и объединенных вместе металлической оболочкой - корпусом, играющим также роль отражателем нейтронов. Среди кассет, с регулярной частотой вставлены управляющие стержни и стержни аварийной защиты реактора, которые в случае перегрева призваны заглушить реактор.
Приведем в пример данные по реактору ВВЭР-440:
Управляющие могут перемещаться вверх и вниз погружаясь или наоборот, выходя из активной зоны, где реакция идет интенсивнее всего. Это обеспечивают мощные электромоторы, в совокупности с системой управления.Стержни аварийной защиты призваны заглушить реактор в случает нештатной ситуации, упав в активную зону и поглотив больше количество свободных нейтронов.
Каждый реактор имеет крышку, через которую производится погрузка и выгрузка отработавших и новых кассет.
Поверх корпуса реактора обычно устанавливается теплоизоляция. Следующим барьером идет биологическая защита. Это как правило железобетонный бункер, вход в который закрывается шлюзовой камерой с герметичными дверьми. Биологическая защита призвана не выпустить в атмосферу радиоактивный пар и куски реактора, если все таки произойдет взрыв.
Ядерный взрыв в современных реактора крайне мало возможен. Потому что топливо достаточно мало обогащено, и разделено на ТВЕЛы. Даже если расплавится активная зона, топливо не сможет настолько активно прореагировать. Масимум что может произойти - тепловой взрыв как на Чернобыле, когда давление в реакторе достигло таких величин, что металлический корпус просто разорвало, а крышка реактора, весом в 5000 тонн сделала прыжок с переворотом, пробив крышу реакторного отсека и выпустив пар наружу. Если бы чернобыльская АЭС была оснащена правильной биологической защитой, наподобие сегодняшнего саркофага, то катастрофа обошлась человечеству намного дешевле.
Работа атомной электростанции.
Если в двух словах, то рабобоа выглядит так.
 |
Атомная электростанция. (Кликабельно)
После поступления в активную зону реактора с помощью насосов, вода нагревается с 250 до 300 градусов и выходит с “другой стороны” реактора. Это называется первым контуром. После чего направляется в теплобменник, где встречается со вторым контуром. После чего пар под давлением поступает на лопатки турбин. Турбины вырабатывают электричество.
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.
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
: … довольно банально, но тем не менее я так и не нашел инфу в удобоваримой форме — как НАЧИНАЕТ работать атомный реактор. Про принцип и устройство работы всё уже 300 раз разжеванно и понятно, но вот то как получают топливо и из чего и почему оно не столь опасно пока не в реакторе и почему не вступает в реакцию до погружения в реактор! — ведь оно разогревается только внутри, тем не менее перед загрузкой твлы холодные и всё нормально, так что-же служит причиной нагрева элементов не совсем ясно, как на них воздействуют и так далее, желательно не по научному).
Сложно конечно такую тему оформить не «по научному», но попробую. Давайте сначала разберемся, что из себя представляют эти самые ТВЭЛы.
Ядерное топливо представляет собой таблетки черного цвета диаметром около 1 см. и высотой около 1.5 см. В них содержится 2 % двуокиси урана 235, и 98 % урана 238, 236, 239. Во всех случаях при любом количестве ядерного топлива ядерный взрыв развиться не может, т.к.для лавинообразной стремительной реакции деления, характерной для ядерного взрыва требуется концентрация урана 235 более 60%.
Двести таблеток ядерного топлива загружаются в трубку, изготовленную из металла цирконий. Длина этой трубки 3.5м. диаметр 1.35 см. Эта трубка называется ТВЭЛ- тепловыделяющий элемент. 36 ТВЭЛов собираются в кассету (другое название «сборка»).
Устройство твэла реактора РБМК: 1 - заглушка; 2 - таблетки диоксида урана; 3 - оболочка из циркония; 4 - пружина; 5 - втулка; 6 - наконечник.
Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергий. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует энергетический барьер, для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии - энергии возбуждения. Экзоэнергетическая реакция состоит в том, что в следующем за возбуждением превращении выделяется энергии больше, чем требуется для возбуждения процесса. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёт кинетической энергии сталкивающихся частиц, либо за счёт энергии связи присоединяющейся частицы.
Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь все или сначала хотя бы некоторая доля частиц вещества. Это достижимо только при повышении температуры среды до величины, при которой энергия теплового движения приближается к величине энергетического порога, ограничивающего течение процесса. В случае молекулярных превращений, то есть химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни градусов Кельвина, в случае же ядерных реакций - это минимум 107 K из-за очень большой высоты кулоновских барьеров сталкивающихся ядер. Тепловое возбуждение ядерных реакций осуществлено на практике только при синтезе самых лёгких ядер, у которых кулоновские барьеры минимальны (термоядерный синтез).
Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются, как продукты экзоэнергетической реакции.
Для управления и защиты ядерного реактора используются регулирующие стержни, которые можно перемещать по всей высоте активной зоны. Стержни изготавливаются из веществ, сильно поглощающих нейтроны – например, из бора или кадмия. При глубоком введении стержней цепная реакция становится невозможной, поскольку нейтроны сильно поглощаются и выводятся из зоны реакции.
Перемещение стержней производится дистанционно с пульта управления. При небольшом перемещении стержней цепной процесс будет либо развиваться, либо затухать. Таким способом регулируется мощность реактора.
Ленинградская АЭС, Реактор РБМК
Начало работы реактора:
В начальный момент времени после первой загрузки топливом, цепная реакция деления в реакторе отсутствует, реактор находится в подкритическом состоянии. Температура теплоносителя значительно меньше рабочей.
Как мы уже тут упоминали, для начала цепной реакции делящийся материал должен образовать критическую массу, - достаточное количество спонтанно расщепляющегося вещества в достаточно небольшом пространстве, условие, при котором число нейтронов, выделяющихся при делении ядер должно быть больше числа поглощенных нейтронов. Это можно сделать, повысив содержание урана-235 (количество загруженных ТВЭЛОВ), либо замедлив скорость нейтронов, чтобы они не пролетали мимо ядер урана-235.
Вывод реактора на мощность осуществляется в несколько этапов. С помощью органов регулирования реактивности реактор переводится в надкритическое состояние Кэф>1 и происходит рост мощности реактора до уровня 1-2 % от номинальной. На этом этапе производится разогрев реактора до рабочих параметров теплоносителя причем скорость разогрева ограничена. В процессе разогрева органы регулирования поддерживают мощность на постоянном уровне. Затем производится пуск циркуляционных насосов и вводится в действие система отвода тепла. После этого мощность реактора можно повышать до любого уровня в интервале от 2 — 100 % номинальной мощности.
При разогреве реактора реактивность меняется, в виду изменения температуры и плотности материалов активной зоны. Иногда при разогреве меняется взаимное положение активной зоны и органов регулирования, которые входят в активную зону или выходят из нее, вызывая эффект реактивности при отсутствии активного перемещения органов регулирования.
Регулирование твердыми, движущимися поглощающими элементами
Для оперативного изменения реактивности в подавляющем большинстве случаев используется твердые подвижные поглотители. В реакторе РБМК управляющие стержни содержат втулки из карбида бора заключенные в трубку из алюминиевого сплава диаметром 50 или 70 мм. Каждый регулирующий стержень помещен в отдельный канал и охлаждается водой контура СУЗ (система управления и защиты) при средней температуре 50 ° С. По своему назначению стержни делятся на стержни АЗ (аварийной зашиты), в РБМК таких стержней 24 штуки. Стержни автоматического регулирования — 12 штук, Стержни локального автоматического регулирования — 12 штук, стержни ручного регулирования -131, и 32 укороченных стержня поглотителя (УСП). Всего имеется 211 стержней. Причем укороченные стержни вводятся в АЗ с низу остальные с верху.
Реактор ВВЭР 1000. 1 - привод СУЗ; 2 - крышка реактора; 3 - корпус реактора; 4 - блок защитных труб (БЗТ); 5 - шахта; 6 - выгородка активной зоны; 7 - топливные сборки (ТВС) и регулирующие стержни;
Выгорающие поглощающие элементы.
Для компенсации избыточной реактивности после загрузки свежего топлива, часто используют выгорающие поглотители. Принцип работы которых состоит в том, что они, подобно топливу, после захвата нейтрона в дальнейшем перестают поглощать нейтроны (выгорают). Причем скорости убыли в результате поглощения нейтронов, ядер поглотителей, меньше или равна скорости убыли, в результате деления, ядер топлива. Если мы загружаем в АЗ реактора топливо рассчитанное на работу в течении года, то очевидно, что количество ядер делящегося топлива в начале работы будет больше чем в конце, и мы должны скомпенсировать избыточную реактивность поместив в АЗ поглотители. Если для этой цели использовать регулирующие стержни, то мы должны постоянно перемещать их, по мере того как количество ядер топлива уменьшается. Использование выгорающих поглотителей позволяет уменьшить использование движущихся стержней. В настоящее время выгорающие поглотители часто помешают непосредственно в топливные таблетки, при их изготовлении.
Жидкостное регулирование реактивности.
Такое регулирование применяется, в частности, при работе реактора типа ВВЭР в теплоноситель вводится борная кислота Н3ВО3, содержащая ядра 10В поглощающие нейтроны. Изменяя концентрацию борной кислоты в тракте теплоносителя мы тем самым изменяем реактивность в АЗ. В начальный период работы реактора когда ядер топлива много, концентрация кислоты максимальна. По мере выгорания топлива концентрация кислоты снижается.
Механизм цепной реакции
Ядерный реактор может работать с заданной мощностью в течение длительного времени только в том случае, если в начале работы имеет запас реактивности. Исключение составляют подкритические реакторы с внешним источником тепловых нейтронов. Освобождение связанной реактивности по мере её снижения в силу естественных причин обеспечивает поддержание критического состояния реактора в каждый момент его работы. Первоначальный запас реактивности создается путём постройки активной зоны с размерами, значительно превосходящими критические. Чтобы реактор не становился надкритичным, одновременно искусственно снижается k0 размножающей среды. Это достигается введением в активную зону веществ-поглотителей нейтронов, которые могут удаляться из активной зоны в последующем. Так же как и в элементах регулирования цепной реакции, вещества-поглотители входят в состав материала стержней того или иного поперечного сечения, перемещающихся по соответствующим каналам в активной зоне. Но если для регулирования достаточно одного-двух или нескольких стержней, то для компенсации начального избытка реактивности число стержней может достигать сотни. Эти стержни называются компенсирующими. Регулирующие и компенсирующие стержни не обязательно представляют собой различные элементы по конструктивному оформлению. Некоторое число компенсирующих стержней может быть стержнями регулирования, однако функции тех и других отличаются. Регулирующие стержни предназначены для поддержания критического состояния в любой момент времени, для остановки, пуска реактора, перехода с одного уровня мощности на другой. Все эти операции требуют малых изменений реактивности. Компенсирующие стержни постепенно выводятся из активной зоны реактора, обеспечивая критическое состояние в течение всего времени его работы.
Иногда стержни управления делаются не из материалов-поглотителей, а из делящегося вещества или материала-рассеивателя. В тепловых реакторах - это преимущественно поглотители нейтронов, эффективных же поглотителей быстрых нейтронов нет. Такие поглотители, как кадмий, гафний и другие, сильно поглощают лишь тепловые нейтроны благодаря близости первого резонанса к тепловой области, а за пределами последней ничем не отличаются от других веществ по своим поглощающим свойствам. Исключение составляет бор, сечение поглощения нейтронов которого снижается с энергией значительно медленнее, чем у указанных веществ, по закону l / v. Поэтому бор поглощает быстрые нейтроны хотя и слабо, но несколько лучше других веществ. Материалом-поглотителем в реакторе на быстрых нейтронах может служить только бор, по возможности обогащенный изотопом 10В. Помимо бора в реакторах на быстрых нейтронах для стержней управления применяются и делящиеся материалы. Компенсирующий стержень из делящегося материала выполняет ту же функцию, что и стержень-поглотитель нейтронов: увеличивает реактивность реактора при естественном её снижении. Однако, в отличие от поглотителя, такой стержень в начале работы реактора находится за пределами активной зоны, а затем вводится в активную зону.
Из материалов-рассеивателей в быстрых реакторах употребляется никель, имеющий сечение рассеяния быстрых нейтронов несколько больше сечений других веществ. Стержни-рассеиватели располагаются по периферии активной зоны и их погружение в соответствующий канал вызывает снижение утечек нейтронов из активной зоны и, следовательно, возрастание реактивности. В некоторых специальных случаях целям управления цепной реакцией служат подвижные части отражателей нейтронов, при перемещении изменяющие утечки нейтронов из активной зоны. Регулирующие, компенсирующие и аварийные стержни совместно со всем оборудованием, обеспечивающим их нормальное функционирование, образуют систему управления и защиты реактора (СУЗ).
Аварийная защита:
Аварийная защита ядерного реактора – совокупность устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной ядерной реакции в активной зоне реактора.
Активная аварийная защита автоматически срабатывает при достижении одним из параметров ядерного реактора значения, которое может привести к аварии. В качестве таких параметров могут выступать: температура, давление и расход теплоносителя, уровень и скорость увеличения мощности.
Исполнительными элементами аварийной защиты являются, в большинстве случаев, стержни с веществом, хорошо поглощающим нейтроны (бором или кадмием). Иногда для остановки реактора жидкий поглотитель впрыскивают в контур теплоносителя.
Дополнительно к активной защите, многие современные проекты включают также элементы пассивной защиты. Например, современные варианты реакторов ВВЭР включают «Систему аварийного охлаждения активной зоны» (САОЗ) – специальные баки с борной кислотой, находящиеся над реактором. В случае максимальной проектной аварии (разрыва первого контура охлаждения реактора), содержимое этих баков самотеком оказываются внутри активной зоны реактора и цепная ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащего вещества, хорошо поглощающего нейтроны.
Согласно «Правилам ядерной безопасности реакторных установок атомных станций», по крайней мере одна из предусмотренных систем остановки реактора должна выполнять функцию аварийной защиты (АЗ). Аварийная защита должна иметь не менее двух независимых групп рабочих органов. По сигналу АЗ рабочие органы АЗ должны приводиться в действие из любых рабочих или промежуточных положений.
Аппаратура АЗ должна состоять минимум из двух независимых комплектов.
Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы в диапазоне изменения плотности нейтронного потока от 7% до 120% номинального обеспечивалась защита:
1. По плотности нейтронного потока – не менее чем тремя независимыми каналами;
2. По скорости нарастания плотности нейтронного потока – не менее чем тремя независимыми каналами.
Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы во всем диапазоне изменения технологических параметров, установленном в проекте реакторной установки (РУ), обеспечивалась аварийная защита не менее чем тремя независимыми каналами по каждому технологическому параметру, по которому необходимо осуществлять защиту.
Управляющие команды каждого комплекта для исполнительных механизмов АЗ должны передаваться минимум по двум каналам. При выводе из работы одного канала в одном из комплектов аппаратуры АЗ без вывода данного комплекта из работы для этого канала должен автоматически формироваться аварийный сигнал.
Срабатывание аварийной защиты должно происходить как минимум в следующих случаях:
1. При достижении уставки АЗ по плотности нейтронного потока.
2. При достижении уставки АЗ по скорости нарастания плотности нейтронного потока.
3. При исчезновении напряжения в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ и шинах электропитания СУЗ.
4. При отказе любых двух из трех каналов защиты по плотности нейтронного потока или по скорости нарастания нейтронного потока в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ.
5. При достижении уставок АЗ технологическими параметрами, по которым необходимо осуществлять защиту.
6. При инициировании срабатывания АЗ от ключа с блочного пункта управления (БПУ) или резервного пункта управления (РПУ).
Может кто то сможет еще менее по научному объяснить кратко как начинает работу энергоблок АЭС? :-)
Вспомните такую тему, как и Оригинал статьи находится на сайте ИнфоГлаз.рф Ссылка на статью, с которой сделана эта копия -