ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР • Большая российская энциклопедия
В книжной версии
Том 35. Москва, 2017, стр. 634-635
Скопировать библиографическую ссылку:
Авторы: О. Ю. Кочнов
Я́ДЕРНЫЙ РЕА́КТОР, устройство, в котором осуществляется управляемая ядерная цепная реакция деления. Первый в мире Я. р. сконструирован и запущен в 1942 в Чикаго (США) под рук. Э. Ферми. В СССР первый Я. р. построен в 1946 под рук. И. В. Курчатова.
Цепная ядерная реакция в Я.
р. идёт под действием нейтронов. Для осуществления управляемой реакции необходимы следующие компоненты: ядерное топливо, замедлитель нейтронов (уменьшающий энергию нейтронов до необходимых для реакции деления значений) и теплоноситель для отвода теплоты из активной зоны реактора. Ядро 235U под действием нейтрона делится, испуская 2–3 нейтрона и выделяя тепловую энергию. Испущенные нейтроны в свою очередь вызывают деление следующих ядер 235U. Выделенная теплота отводится теплоносителем, в теплообменных аппаратах генерируется пар, поступающий на турбину. При работе Я. р. образуются также сопутствующие α -, β -, γ -излучения, защитой от которых служит шахта реактора.
По типу активной зоны Я. р. подразделяют на гетерогенные реакторы и гомогенные реакторы; по назначению – на энергетические, промышленные и исследовательские; по типу теплоносителя – на водяные, газовые и жидкометаллические; по энергии нейтронов – на реакторы на тепловых нейтронах, реакторы на промежуточных нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах; по количеству контуров теплоносителя – на одно-, двух- и трёхконтурные.
Некоторые Я. р. (реакторы-размножители) в процессе работы способны сами воспроизводить вторичное ядерное топливо, которое может быть использовано впоследствии; к таким Я. р. относятся реакторы на быстрых нейтронах БН-600, БН-800.
Осн. применение Я. р. – выработка электроэнергии. Кпд Я. р. достигает 31,7% (водо-водяной энергетич. реактор ВВЭР-1000). Первая в мире АЭС мощностью 5 МВт была запущена в СССР в 1954 (см. Обнинская атомная электростанция). Оборудование контура генерации электроэнергии АЭС аналогично оборудованию типовой ТЭС. Тепловая энергия утилизируется в атмосферу посредством водохранилищ, прудов-охладителей, градирен и др.
Рис. В. С. Давыдова
Схема ядерного реактора ВВЭР-1000: 1 – привод системы управления и защиты; 2 – крышка реактора; 3 – корпус реактора; 4 – блок защитных труб; 5 – шахта; 6 – выгородк.
..
Тепловыделяющие элементы (твэл) Я. р. различают по типам: трубчатые, стержневые, пластинчатые, шаровые и др. Для разл. типов твэлов используют ядерное топливо разного обогащения: от 2 до 90%. Обычно твэлы собирают в особые конструкции – тепловыделяющие сборки (ТВС). Гл. частью Я. р. служит активная зона, в которой протекает управляемая реакция деления. Активная зона состоит из ТВС, установленных в соответствующих ячейках или каналах, и располагается в корпусе, помещаемом в шахту из «тяжёлого» бетона. Осн. оборудование Я. р. размещается в герметичном сооружении, предотвращающем выход радиоактивных веществ в окружающую среду при нарушении нормальной эксплуатации или в аварийных ситуациях (рис.). Теплоотвод осуществляется главными циркуляционными насосами. В процессе работы Я. р. отработанное топливо необходимо периодически извлекать и загружать свежее.
Для разл. типов Я. р. существуют разные способы перегрузки ТВС: периодический (1 раз в год) и непрерывный.
Управление цепной ядерной реакцией обеспечивают стержни, наполненные поглотителем нейтронов (карбид бора, кадмий, европий и др.). Стержни обычно располагаются в верхней части Я. р. и вводятся в активную зону сверху вниз, хотя бывает и горизонтальная компоновка стержней. Иногда стержни изготавливают в виде тонких изделий и размещают прямо внутри ТВС. В дополнение к стержням для выравнивания поля нейтронного потока, а также для уменьшения количества поглощающих стержней может быть использован жидкий поглотитель нейтронов (напр., раствор борной кислоты), который выводится из контура в процессе работы Я. р. В некоторых типах Я. р. используются выгорающие поглотители, устанавливаемые в ячейках активной зоны вместо штатных ТВС.
В Я. р. предусмотрена аварийная защита, также обеспечиваемая поглощающими стержнями. Иногда допускается совмещение функций стержней управления и аварийной защиты. Время погружений стержней в активную зону Я. р. составляет неск. секунд (3–4 с для ВВЭР-1000). При опускании стержней в активную зону реакция деления ядер прекращается и Я. р. останавливается, после чего необходимо снять остаточное энерговыделение из активной зоны, которое в момент останова составляет ок. 6% от номинального уровня мощности и затем экспоненциально уменьшается.
При работе Я. р. образуются жидкие, твёрдые и газообразные продукты деления, требующие утилизации. Газы после фильтрования (в осн. от 131I) выбрасываются в окружающую среду через вентиляционную трубу; жидкости кондиционируют и отправляют на спец. предприятия для подготовки к длительному хранению.
Твёрдые радиоактивные отходы сортируют по степени активности для последующей отправки на длительное хранение. Отработанное ядерное топливо выдерживают в хранилищах для спада радиоактивности и затем передают на регенерацию. Из ТВС извлекают невыгоревшее топливо, которое служит сырьём для изготовления новых ТВС.
Я. р. используют также для произ-ва радионуклидов медицинского (99Мо, 131I и др.) и технического (60Co, 192Ir и др.) назначения. В медицине радионуклиды, доставляемые с Я. р., применяют для диагностики и лечения онкологич. заболеваний.
Реактор ядерный — Схема — Энциклопедия по машиностроению XXL
Реактор ядерный — Схема 1 кн. 313 Режим бегущей волны 1 кн. 195 Реверберационный метод — Аппаратура [c.322]
Тепловыделяющие элементы ). Из рассмотрения кривых на рис. 15.8 видно, что для получения высоких характеристик рабочего тела требуется нагрев газа в активной зоне реактора до высоких температур.
Так как газ нагревается расщепляющимся горючим, то очевидно, что тепловыделяющие материалы должны работать при температурах выше максимальной температуры газа в системе. Для эффективного использования твердых тепловыделяющих элементов в ядерном реакторе теплообменного типа, схема которого приведена на рис. 15.10, рабочая температура должна поддерживаться близкой к точке плавления лучших температуростойких материалов.
[c.514]
На рис. 131 приведена схема измерений при помощи метода дифракции медленных нейтронов от кристалла Р— Рис. 131. ядерный реактор, из которого
[c.342]
Схема опыта изображена на рис. 168. Тепловые нейтроны Пкт , выходящие из канала ядерного реактора, попадали на небольшой образец О, изготовленный из [c.394]
Схема ядерной энергетической установки. Процесс преобразования энергии в ядерной энергетической установке (рис. 18.
34) состоит в следующем в ядерном реакторе 1 в результате деления ядер расщепляющихся элементов (атомного горючего) выделяется количество теплоты Q при некоторой температуре 1р. Из реактора эта теплота отводится потоком теплоносителя в парогенератор 2 и передается там рабочему телу термодинамического цикла. Этот цикл аналогичен циклу обычной паросиловой установки (то обстоятельство, что пар образуется в парогенераторе, а не в паровом котле с огневым нагревом, не является существенным). Теоретический цикл паросиловой ядерной энергетической установки изображен на рис. 18.35, а линия аЬ представляет собой линию охлаждения первичного теплоносителя при передаче теплоты
[c.591]
Основой атомной энергетической установки (АЭУ) является ядерный реактор, в тепловыделяющих элементах которого происходит управляемая и регулируемая реакция деления ядер атомного топлива. Образующаяся в реакторе теплота отводится циркулирующим теплоносителем. АЭУ бывают одноконтурными, двухконтурны-ми или трехконтурными.
При одноконтурной схеме теплота ядерной реакции передается непосредственно рабочему телу, которое направляется в обычную паросиловую или газотурбинную установку. Таким образом, при одноконтурной схеме ядерный реактор выполняет функцию камеры сгорания и парогенератора. При двухконтурной схеме промежуточный теплоноситель воспринимает теплоту в ядерном реакторе и отдает ее рабочему телу в парогенераторе. Трехконтурная схема предполагает наличие еще одного внутреннего контура между контуром первичного теплоносителя и контуром, в котором циркулирует рабочее тело.
[c.216]
Принципиальная схема двухконтурной атомной энергетической установки с паровой турбиной (рис. 8.12) состоит из ядерного реактора /, где выделяется теплота, отводимая промежуточным теплоносителем, которым в зависимости от типа реактора может быть газ (гелий, двуокись углерода), органический теплоноситель, вода или жидкий металл (натрий). Циркуляция промежуточного теплоносителя в контуре реактора осуществляется насосом 3.
В парогенераторе 2 промежуточный теплоноситель отдает теплоту рабочему телу — водяному пару, которое совершает цикл обычной паротурбинной установки. Водяной пар расширяется в паровой турбине 4, затем конденсируется в конденсаторе 5, а конденсат направляется насосом 6 обратно в парогенератор.
[c.216]
Одноконтурная схема атомной электростанции показана на рис. 7.14, а. Вода, проходя через ядерный реактор ЯР, нагревается н испаряется. Образовавшийся пар поступает в паровую турбину ПТ, а затем в конденсатор К, где конденсируется за счет отвода [c.127]
Газотурбинная установка (ГТУ) открытого цикла, одна из схем которой показана на рис. 4.1, в общем случае состоит из компрессора (или компрессоров) I, сжимающего рабочее тело — воздух или газ — и потребляющего мощность нагревателя — камеры (или камер) сгорания 6, в которую насосом 3 подается органическое топливо, либо воздушного котла (в ГТУ замкнутого цикла на органическом топливе), либо ядерного реактора (в атомных замкнутых ГТУ) газовой турбины (или турбин) 4, в которой расширяется газ, производя работу
[c.
178]
Схема установки с ядерным реактором для комбинированной выработки тепловой и электрической энер ии [c.389]
Принципиальная схема нефтеперерабатывающего комплекса с ядерным реактором [c.402]
Принципиальная схема теплоаккумулирующей части такой системы (рис. 13.9) включает паровую каталитическую конверсию метана, осуществляемую за счет подвода теплоты высокотемпературного ядерного реактора с гелиевым теплоносителем производство технологического пара, необходимого для осуществления процесса конверсии предварительный подогрев газовой и парогазовой смеси, поступающих на конверсию охлаждение полученного газа и конденсацию избытка водяного пара. [c.404]
На рис. 36-1 показана принципиальная схема ядерного реактора работающего на медленных нейтронах. Стержни 1 из расщепляющегося вещества (ядерного топлива) окружены для уменьшения скорости движения нейтронов замедлителем 2. В качестве замедлителя применяют природную или тяжелую воду для этой цели могут быть использованы легкие металлы (бериллий), графит, углеводороды.
[c.465]
| Рис. 36-1. Принципиальная схема ядерного реактора, работающего на медленных нейтронах |
Схема одноконтурной АГТУ подобна изображенной на рис. 6.11, только нагреватель, работающий на органическом топливе, заменен ядерным реактором. На рис. 6.13 дана упрощенная схема двухконтурной замкнутой АГТУ, в которой рабочее тело получает теплоту не в самом реакторе, а в теплообменнике от промежуточного теплоносителя.
[c.204]
В ходе ее проектирования и строительства возникало множество трудностей. Известные в то время ядерные реакторы действовали при низких температурах теплоносителя (50—100°С) и были непригодны для энергетических целей. Для осуществления приемлемого термодинамического цикла необходимо было повысить нагрев тепловыделяющих элементов (твэлов) и теплоносителя до 250—300° С. Это вызвало в свою очередь коренные изменения в реакторной технологии, необходимость конструирования специальных энергетических реакторов, разработку технически целесообразных и экономически перспективных схем использования тепла, получаемого в активной зоне реакторных установок, выбор и испытание новых конструкционных материалов.
Помимо этого многообразного комплекса впервые ставившихся и решавшихся проблем серьезное внимание ученых и проектировщиков привлекла проблема обеспечения радиационной безопасности
[c.173]
КОМПЛЕКСНЫЕ СХЕМЫ ЭНЕРГОСНАБЖЕНИЯ НА БАЗЕ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ С ДАЛЬНИМ ТРАНСПОРТОМ ТЕПЛОТЫ [c.128]
ЦёСсУ на базе ядерных реакторов, процессы и схемы на базе МГД генераторов, совмещенные химико-металлургические процессы и т. п.). [c.196]
Первой в мире АЭС с ядерны> перегревом острого иара являетсг Белоярская атомная станция, на которой применены два типа схем ке полностью двухконтурная и одноконтурная [Л. 83]. В не полностью двухконтурной схеме этой АЭС (рис. 9-7) насыщенный пар производится в парогенераторе за счет тепла первого контура. После парогенератора насыщенный пар под давлением =110 KZ j Afi направляется в пароперегревательный канал, который расположен в паровой части реактора. Ядерный перегрев позволяет получить перегретый пар, который направляется в обычную турбину К-100-90 с начальными параметрами / о = 90 KZ j M и / = 500 С, т.
е. турбину без выносного сепаратора и промежуточного перегрева пара. При этом влажность в конце процесса расширения пара в ЦНД не превышает 9%. В результате эксплуатации АЭС с ядерным аере-
[c.202]
В ФРГ под руководством профессора Фёрстера в Центре ядерных исследований в Юлихе в 1970 г. была выполнена работа по определению перспектив развития реакторов-размножителей БГР. Были рассмотрены варианты с окисным и карбидным топливом, со стержневыми твэлами с удержанием продуктов деления и вентилируемыми, микротвэлами и определены параметры гелиевого теплоносителя в случае двухконтурной и одноконтурной схем [23] (табл. 1.8). [c.33]
В свою очередь каждую из приведенных групп будем различать по важнейшей характеристике дисперсных потоков — концентрации твердого компонента а) теплообменники типа газовзвесь , б) теплообменники типа флюидный поток , падающий слой , в) теплообменники типа движущийся плотный слой . Естественно, что характеристики теплообменников также зависят от взаимонаправления потоков (прямоточные, противоточные, перекрестные, многоходовые схемы), от особенностей твердого компонента (двухкомпонентные, многофазные и многокомпонентные среды мо-нодисперсные и полидисперсные частицы и т.
п.), от назначения теплообменника (низкотемпературные и высокотемпературные воздухоподогреватели, регенераторы ГТУ, пароперегреватели, системы теплоотвода в ядерных реакторах и т. п.), от конструктивных особенностей (с тормозящими элементами, с вибрацией, в циклонных аппаратах) и пр.
[c.359]
Проработка подобных схем, проведенная в ОТИЛ, указывает на достижимость компактности установки и возможность генерации пара сверхвысоких параметров, обеспечивающих простую компоновку с современными паротурбогенераторами (типа СКК-300). Обзор разработки ядерных реакторов с диспергированным горючим различных типов содержится в отчете Аргонской Национальной лаборатории [Л. 388]. [c.395]
На рис. 20-6 изображен цикл бельгийской АЭС с огневым иаро-перегревом, за счет которого получена дополнительная пл. 12371. Но применение огневого нароиерегрева не решает центральной задачи — использования самого ядерного горючего. Кроме того, применение двух видов источников теплоты на АЭС вызывает известные неудобства в эксплуатации.
Более перспективным является перегрев пара в самом реакторе. Тепловая схема такой установки с водяным теплоносителем разработана для Белоярской АЭС. Водяной пар при давлении 90 бар перегревается в самом реакторе до 500° С, что дает возможность получить высокий к. и. д. (до г
[c.322]
Схему образования продуктов деления в ядерном реакторе лучше всего показать на примере захвата тепловых нейтронов яяоом и расщепления последнего [c.171]
Предположим, что имеется задание на разработку защиты реактора водо-водяного типа с корпусом под давлением тепловой мощностью 50 Мет. Схема расположения оборудования показана на рис. 1.1—1.3. Схема ядерной [c.295]
В принципе можно было пытаться решить эту задачу двумя путями искать 94Pu2 в природе или выделять его в качестве продукта, образующегося по схемам (47. 1) и (48.2) в ядерных реакторах. [c.416]
Взаимодействие антинейтрино из ядерного реактора, вблизи которого была расположена установка, с одним из протонов ядер мншени по схеме (83.
5) приводит к образованию нейтрона и позитрона. Позитрон вскоре после образования аннигилирует, образуя два Y-кванта (с энергией аннигиляции), которые регистрируются детекторами Д и Д2, включенными в схему совпадений. Нейтрон в результате последовательных столкновений с протонами замедляется, диффундирует и захватывается кадмием, давая несколько Y-квантов (с общей энергией до 10 Мэе), которые также регистрируются детекторами Д1 и Дг-
[c.642]
Теоретическая оценка давала для этой реакции сечение о еор 6-10 см (для антинейтрино, вылетающих из реактора), что примерно на 20 порядков ниже сечений, обычно измеряемых в ядерной физике. Эти 20 порядков были выиграны за счет следующих факторов. Во-первых, в качестве источника был использован мощный реактор, дававший поток антинейтрино, равный примерно lOi ча-стиц/см -с. Во-вторых, для регистрации был использован-жидкий сцинтиллятор с колоссальным объемом 5000 литров. В-третьих, вся установка была помещена глубоко под землей и отделена мощной защитой от реактора.
В результате фон от космических лучей и от других (не антинейтринных) излучений из реактора был столь низким, что можно было регистрировать очень редкие события. В опыте был использован жидкий сцинтиллятор с высоким содержанием водорода и обогащенный кадмием. На ядрах водорода шла реакция (9.22). Возникающий в этой реакции позитрон аннигилировал с электроном вещества на два Кванта (см. гл. VII, 6), дававших первую вспышку. Нейтрон за несколько микросекунд замедлялся до надтепловых скоростей, после чего захватывался кадмием (см. гл. XI, 3, п. 4). Получившееся ядро, возбужденное при захвате на 9,1 МэВ, испускало каскад 7-квантов, которые давали вторую вспышку. Эти пары вспышек регистрировались схемой запаздывающих совпадений (см. ниже 6, п. 3), что позволяло уверенно отделять нужные события от фоновых излучений. Регистрировались примерно 3 события в час, и проведение всего опыта заняло около полугода. В результате для экспериментального сечения было получено значение сТэксп = = (11 4)- 1(И см , хорошо согласующееся с теоретическим.
Это — самое маленькое сечение, измеренное человеком.
[c.502]
В качестве примера, демонстрирующего особенности использования программного комплекса, остановимся на задаче моделирования динамики системы автоматического регулирования ядер-ной паропроизводящей установки (ЯППУ) малой мощности с реактором интегрального типа. В процессе проектирования системы автоматического регулирования исследовались проблемы расчетного обоснования ядерной безопасности ЯППУ в переходных режимах и в проектных аварийных ситуациях (обесточивание, стоп-вода , стоп-пар , отключение главного циркуляционного насоса и секций парогенератора и др.). Структурная схема моделируемой системы (см. рис. 11 на вклейке) скомпонована с помощью элементов каталога Реакторные блоки , а субмодели Кинетика нейтронов , Система управления , Теплофизические параметры АЗ и т.д., представляющие собой сложные многоуровневые структуры, набраны из каталогов общетехнической библиотеки типовых блоков.
Общее число элементов в схеме — более 370, функциональных переменньгх — около 3000. На этом же рисунке размещены окна визуализации поведения физических параметров системы автоматического регулирования в процесее моделирования.
[c.77]
Атомная энергетика исчисляет свою историю с июня 1954 г., когда в СССР в г. Обнинске была введена в строй первая в мире АЭС мощностью 5 МВт. Основным элементом АЭС является ядерный реактор — источник энергии. Теплоноситель реактора (насыщенный, перегретый пар или гелий) достаточно высоких параметров можно иепользо-вать непосредственно в качестве рабочего тела паро- или газотурбинной установки (одноконтурная схема АЭС). В реакторе е водой под давлением, гелием с умеренной температурой или натрием теплота теплоносителя передается рабочему телу паротурбинной установки в специальных теплообменных аппаратах, что приводит к двухконтурным или трехконтурным схемам АЭС. [c.340]
Схема установки высокотемпературной теплофикации с ядерным реактором I и МГД-генератором 2 показана на рис.
12.10. Для повышения эффективности установки в схеме предусмотрен теплообменник, обеепечивающий регенерацию теплоты газов, уходящих из котла.
[c.389]
Для экономии теплоты требуется ео-вершенствование экеплуатации потребителей теплоты, предполагающее улучшение теплоизоляции, ликвидацию неплотностей, приводящих к потерям пара и воды, внедрение схем, обеспечивающих максимальный возврат конденсата. Кроме того, значительный эффек-т достигается путем повыщения степени регенерации теплоты в технологических процессах, применения комбинированных процессов, разработки технологических процессов с использованием теплоты от ядерных реакторов, разработки систем для использования вторичных энергоресурсов. [c.390]
Схема установки высокотемпературной теплофикации с ядерным реактором и МГД-генерятором [c.390]
Схемы ядерпо-технологических комплексов. На базе ядерного реактора могут быть созданы энерготехнологические комплексы по производству, например, водорода, аммиака, синтез-газа, метанола, а также энергоснабжения предприятий.
[c.400]
Энергия высокотемпературного ядерного реактора может быть эффективно использована в нефтехимической промышленности для проведения таких энергоемких процессов, как крекинг, пиролиз, гидроочистка, конверсия. Так, в нефтеперерабатывающем комплексе с ядерным реактором (рис. 13.6) под действием высокопотенциальной теплоты в реакторе 8 паровой конверсии при 1073 К происходит паровая конверсия тяжелых нефтяных остатков. В технологическом аппарате 2 в интервале температур до 825 К осуществляются процессы цервичной и вторичной переработки нефти с образованием сырья для нефтехимической промышленности, моторных топлив и тяжелых нефтяных остатков. Эта схема позволяет эффективно реализовать ряд технологических процессов с одновременным получением электроэнергии, топлива, водорода и других ценных продуктов. [c.402]
Теплота атомного реактора может быть использована для проведения эндотермического процесса диссоциации карбонатов при температуре 1173 К (в соответствии с реакцией СаСОз = СаО -н -I- СО2 — 173,5 кДж/моль) при получении строительных материалов.
На рис. 13.8 приведена принципиальная схема низкотемпературной диссоциации карбонатов в аппарате 2 в специальных средах (Н2, Н2О) с использованием теплоты высокотемпературного ядерно-го реактора 7 с гелиевым охлаждением. Теплота реактора может применяться также для создания атомных источников теплоснабжения.
[c.403]
В отличие от ранее построенных атомных электростанций на ней впервые в мировой реакторной практике был осуществлен цикл с ядерным перегревом пара. Две группы технологических каналов ее графито-водяного кипящего реактора по конструктивному исполнению блиэки к технологическим каналам реактора Обнинской АЭС, но количество их увеличено и каждый снабжен шестью тепловыделяющими элементами из уранового сплава, обогащенного до 1,3% ураном-235. По трубкам этих элементов в каналах испаряющей группы под давлением 150 атм циркулирует вода первичного контура двухконтурной коммуникационной схемы, нагреваемая до температуры кипения. Образующаяся паро-водяная смесь поступает в сепаратор, в котором происходит разделение пара и воды.
Затем пар направляется в змеевики парогенератора и, отдавая тепло воде вторичного контура, конденсируется. На выходе из змеевиков конденсат смешивается с водой, отводимой из сепаратора, проходит через водоподогреватель вторичного контура и, наконец, вновь подается циркуляционными насосами в испаряющие каналы реактора. Пар, получаемый в парогенераторе, проходит через реактор по каналам пароперегревательной группы, нагреваясь до температуры 500° С, и затем поступает в турбину.
[c.177]
В начале 60-х годов Институтом атомной энергии имени И. В. Курчатова совместно с другими научно-исследовательскими институтами была разработана первая энергетическая установка с ядерным реактором и прямым получением электроэнергии. В этой установке, получившей название Ромашка (рис. 55), впервые осуществлена оригинальная и простая конструктив-наьс схема, предусматривающая обт-единение в одном агрегате высокотемпературного реактора на быстрых нейтронах и термоэлектрического генератора электрической мощностью 0,5 кет.
В активной зоне реактора, окруженной бериллиевым отражателем, помещены тепловыделяющие элементы (пластины из дикарбида уранаиСг с 90%-ным обогащением по урану-235) общим
[c.185]
Ядерный реактор | Factorio вики
Ядерный реактор вырабатывает тепло за счет сжигания урановых топливных стержней . Тепло может использоваться в теплообменнике для производства пара, который может быть использован для выработки электроэнергии. В отличие от других форм выработки электроэнергии, он не зависит от нагрузки — каждый топливный элемент всегда будет использоваться полностью за 200 секунд независимо от нагрузки или температуры реактора.
Вместо того, чтобы полностью потреблять топливо, уничтожая его, топливо в ядерном реакторе остается в виде использованный урановый топливный стержень. Эти использованные стержни можно переработать в центрифуге, чтобы вернуть часть урана, используемого для создания топливных стержней.
Ядерные реакторы имеют теплоемкость 10 МДж / °С.
Таким образом, они могут накапливать 5 ГДж тепловой энергии в рабочем диапазоне от 500 °С до 1000 °С и потреблять 4,88 ГДж энергии для прогрева от 15 °С до 500 °С при первоначальном размещении.
Реакторы получают бонус при размещение соседних реакторов, что увеличивает их эффективную тепловую мощность на 100% за каждую такую связь. Например, два реактора, работающие рядом друг с другом, выдают в общей сложности 160 МВт тепловой энергии, причем каждый реактор производит 40 МВт и получает 40 МВт бонуса от соседа.
Условие смежности заключается в том, что реактор должен подключаться к другому реактору со всеми тремя соединениями тепловой трубы на стороне (углы и середина стороны, см. Рисунок), и эти соединения должны соединятся вплотную, чтобы получить бонус для этой стороны. Это значит, что:
Ядерный реактор
- реакторы должны находиться на соседних плитах; реакторы, соединённые с помощью тепловой трубки не дают бонусов
- возможны смещения; Однако, все 3 плитки на одной стороне должны быть соединены.
Кроме того, неработающие реакторы не дают никаких бонусов.
Наиболее эффективной практической компоновкой является выровненный двойной ряд произвольной длины (количество реакторов по мере необходимости). Для четного числа реакторов общей выходной мощности 160n — 160 МВт (где n = общее количество реакторов и при условии, что все работают).
двойной ряд
Нечетные числа реакторов неэффективны в плане максимального бонуса, но при необходимости нечетный реактор должен быть выровнен с одним из рядов. Смещение более длинного ряда вместо этого не принесло бы дополнительному реактору никакого бонуса, в то время как реактор на другом конце того же ряда потерял бы свой бонус. Размещение нечетного реактора между концами выровненных рядов также приведет к одному меньшему бонусу, а также сделает дизайн неровным.
В качестве примера, реакторная решетка 5 х 2 будет производить 1,440 МВт (1,44 ГВт), что эквивалентно 1600 паровым двигателям или 24 000 солнечных панелей.
Поэтому следует размещать минимум соседних реактора.
| конфигурация | Реакторы | Обменники | Турбины | Мощность | Бонус на реактор |
|---|---|---|---|---|---|
| 1 | 1 | 4 | 7 | 40 МВт | 0 МВт |
| 2×1 | 2 | 16 | 28 | 160 МВт | 40 МВт |
| 2×2 | 4 | 48 | 83 | 480 МВт | 80 МВт |
| 2×3 | 6 | 80 | 138 | 800 МВт | 93,3 МВт |
При повреждении реактора нагретого выше 900 °C, он взрывается (только в случае атаки жуков или потере хп больше, чем на половину) точно так же, как атомная бомба. Этот взрыв обладает достаточной мощностью для разрушения других реакторов, поэтому один взрыв может привести к цепной реакции взрывающихся реакторов.
- Вы можете найти чертеж готовой схемы на factorioprints (Nuclear reactor)
- 0.15.0
- Добавлен в игре
Gregtech 5 ядерный реактор ic2 experimental. Ядерный реактор (схема) в «Майнкрафт»
В этой статье я попытаюсь рассказать основные принципы работы большинства известных ядерных реакторов и показать как из собирать.
Статью разобью на 3 раздела: ядерный реактор, моксовый ядерный реактор, жидкостный ядерный реактор. В дальнейшем, вполне возможно, буду что то добавлять/менять. Так же просьба писать только по теме: к примеру моменты что были мной забыты или например полезные схемы реакторов которые выдают большой кпд, просто большой выход или предполагают автоматизацию.
По поводу же отсутствующих крафтов рекомендую пользоваться русской вики или игровым НЕИ.
Так же перед работой с реакторами хочу обратить ваше внимание
на то, что устанавливать реактор необходимо целиком в 1 чанке (16х16, сетку вывести можно нажав F9).
Иначе корректная работа не гарантируется, ведь иногда в разных чанках время течет по разному! Особенно актуально это относится к жидкостному реактору имеющему в своем устройстве множество механизмов.
И еще один момент: установка более 3х реакторов в 1 чанке может привести к плачевным последствиям, а именно лагам на сервере. И чем больше реакторов — тем больше лагов. Распределяйте их равномерно по площади! Обращение игрокам играющем на нашем проекте:
при нахождении администрацией более 3х реакторов на 1 чанке (а они найдут)
все лишние уйдут под снос, ибо думайте не только о себе но и об остальных игроках на сервере. Лаги никому не по нраву.
1. Ядерный реактор.
По сути своей все реакторы являются генераторами энергии, но в то же время это довольно непростые для игрока многоблочные структуры. Работать реактор начинает только после подачи на него редстоун сигнала.
Топливо.
Ядерный реактор самого простого типа работает на уране. Внимание:
прежде чем работать с ураном позаботьтесь о безопасности.
Уран радиоактивен, и отравляет игрока не снимаемым отравлением что будет висеть до окончания действия или летального исхода. Необходимо создать комплект хим защиты (да да) из резины, он защитит вас от неприятного воздействия.
Урановую руду, что вы находите необходимо продробить, промыть (по желанию), и закинуть в термальную центрифугу. В итоге мы получаем 2 типа урана: 235 и 238. Соединив их на верстаке в пропорции 3 к 6 мы получим урановое топливо которое необходимо закатать в топливные стержни в консерваторе. Полученные стержни вы уже вольны использовать в реакторах как вам заблагорассудится: в изначальном виде, в виде двойных или счетверенных стержней. Любые урановые стержни работают в течении ~330 минут, это около пяти с половиной часов. После своей выработки стержни превращаются в обедненные стержни которые необходимо зарядить в центрифугу (больше с ними ничего не сделать). На выходе вы получите почти весь 238 уран (4 из 6 на стержень). 235 же уран превратится в плутоний. И если первое вы можете пустить на второй круг просто добавив 235, то второе не выкидывайте, плутоний вам пригодится в дальнейшем.
Рабочая зона и схемы.
Сам реактор это блок (ядерный реактор) имеющий внутреннюю ёмкость и ее желательно увеличивать для создания более эффективных схем. При максимальном увеличении реактор будет окружен с 6-ти сторон (со всех) реакторными камерами. При наличии ресурсов рекомендую использовать его именно в таком виде.
Готовый реактор:
Реактор будет выдавать энергию сразу в eu/t, что означает, что к нему можно просто подцепить провод и запитывать с него уже то что вам нужно.
Реакторные стержни хоть и выдают электроэнергию, но вдобавок они выделяют тепло, которое, если не рассеивать может привести к взрыву самой машины и всех ее компонентов. Соответственно помимо топлива вам необходимо позаботиться об охлаждении рабочей зоны. Внимание:
на сервере ядерный реактор не имеет пассивного охлаждения, как самих отсеков (как написано на викии) так и от воды/льда, с другой стороны от лавы он тоже не нагревается. То есть нагрев/охлаждение ядра реактора происходит исключительно при взаимодействии внутренних компонентов схемы.
Схема это
— набор элементов состоящих из охлаждающих реактор механизмов а так же самого топлива. От нее зависит сколько будет выдавать реактор энергии и будет ли он перегреваться. Смеха может состоять из стержней, теплоотводов, теплообменников, реакторных пластин (основное и наиболее часто используемое), так же охлаждающие стержни, конденсаторы, отражатели (редко используемые компоненты). Их крафты и назначение я расписывать не буду, все смотрите на викии, у нас это работает так же. Разве что конденсаторы сгорают буквально за 5 минут. В схеме помимо получения энергии необходимо полностью погасить выходящее тепло от стержней. Если тепла больше чем охлаждения то реактор взорвется (после определенного нагрева). Если больше охлаждения, то он будет работать до полной выработки стержней, в перспективе вечно.
Схемы для ядерного реактора я разделил бы на 2 типа:
Наиболее выгодные по кпд на 1 урановый стержень. Баланс затрат урана и выхода энергии.
Пример:
12 стержней.
Эффективность 4.67
Выход 280 еу/т.
Соответственно получаем 23.3 еу/т или 9 220 000 энергии за цикл (примерно) с 1 уранового стержня. (23.3*20(тактов в секунду)*60(секунд в минуте)*330(длительность работы стержней в минутах))
Наиболее выгодные по выходу энергии на 1 реактор. Тратим максимум урана и получаем максимум энергии.
Пример:
28 стержней.
Эффективность 3
Выход 420 еу/т.
Тут уже имеем 15 еу/т или 5 940 000 энергии за цикл на 1 стержень.
Какой вам вариант ближе смотрите сами, однако не забывайте, что второй вариант даст больший выход плутония ввиду большего количества стержней на реактор.
Плюсы простого ядерного реактора:
+
Довольно неплохой выход энергии на начальном этапе при использовании экономичных схем даже без доп реакторных камер.
Пример:
+
Относительная простота в создании/использования в сравнении с другими типами реакторов.
+
Позволяет использовать уран уже практически в самом начале.
Нужна разве что центрифуга.
+
В перспективе один из мощнейших источников энергии в индастриал моде и на нашем сервере в частности.
Минусы:
—
Все же требует некоторую оснащенность в плане индастриал машин а так же знаний по их использованию.
—
Выдает относительно небольшое количество энергии (малые схемы) или просто не слишком рациональное использование урана (цельный реактор).
2. Ядерный реактор на MOX топливе.
Отличия.
По большому счету сильно похож на реактор работающий на уране, однако с некоторыми отличиями:
Использует как понятно из названия моксовые стержни, которые собираются из 3х больших кусочков плутония (останется после обеднения) и 6ти 238го урана (238 уран перегорит в кусочки плутония). 1 большой кусок плутония это 9 маленьких, соответственно чтобы сделать 1 моксовый стержень необходимо сперва пережечь в реакторе 27 урановых стержней. Исходя из этого можно сделать вывод, что создание мокса это трудоёмкая и длительная затея.
Однако могу вас уверить, выход энергии с такого реактора будет в разы выше чем с уранового.
Вот вам пример:
Во второй точно такой же схеме вместо урана стоит мокс и реактор разогрет почти до упора. В итоге выход почти пятикратный (240 и 1150-1190).
Однако имеется и отрицательный момент: мокс работает не 330, а 165 минут (2 часа 45 минут).
Небольшое сравнение:
12 урановых стержней.
Эффективность 4.
Выход 240 eu/t.
20 за такт или 7 920 000 еу за цикл на 1 стержень.
12 моксовых стержней.
Эффективность 4.
Выход 1180 eu/t.
98.3 за такт или 19 463 000 еу за цикл на 1 стержень. (длительность меньше)
Основной принцип работы охлаждения уранового реактора — переохлаждение, моксового — максимальная стабилизация нагрева охлаждением.
Соответственно при нагреве 560 у вас охлаждение должно быть 560, ну или чуть чуть меньше (небольшой нагрев допускается, но об этом чуть ниже).
Чем больше процент нагрева ядра реактора, тем больше выдает энергии моксовые стержни не повышая при этом выработку тепла
.
Плюсы:
+
Использует практически незадействованное в урановом реакторе топливо, а именно 238 уран.
+
При правильном использовании (схема+нагрев) один из самых лучших источников энергии в игре (относительно продвинутых солнечных панелей из мода Advanced Solar Panels). Выдавать часами заряд в тысячу еу/тик способен только он.
Минусы:
—
Сложен в обслуживании (нагрев).
—
Использует не самые экономичные (из-за необходимости автоматизации во избежании потери тепла) схемы.
2.5 Внешнее автоматическое охлаждение.
Немного отступлю от самих реакторов и расскажу про доступное для них охлаждение что есть у нас на сервере. А конкретно про Nuclear Control
.
Для корректного использования нуклеар контроля так же необходим Red Logic. Касается только контактного датчика, для дистанционного это необязательно.
Из данного мода как можно было догадаться нам необходимы датчики температуры контактный и дистанционный.
Для обычного уранового и мокс реакторов достаточно контактного. Для жидкостного (в силу конструкции) уже необходим дистанционный.
Контактный устанавливаем как на изображении. Расположение проводов (freestanding red alloy wire и red alloy wire) роли не играет. Температура (зеленое табло) настраивается индивидуально. Не забываем перевести кнопку в положение Пп (изначально она пП).
Контактный датчик работает так:
Зеленое табло — он получает данные о температуре а так же это означает что она в пределах нормы, он дает сигнал редстоуна. Красный — ядро реактора перешло указанную в датчике температуру и он перестал подавать сигнал редстоуна.
Дистанционный практически так же. Основное отличие как понятно из его названия он может выдавать данные о реакторе издалека. Получает он их с помощью набора с дистанционным датчиком (ид 4495). Еще он по умолчанию кушает энергию (у нас отключено). Так же занимает блок целиком.
3. Жидкостный ядерный реактор.
Вот и подходим к последнему типу реакторов, а именно жидкостному.
Называется он так потому, что уже относительно нехило приближен к реальным реакторам (в рамках игры конечно). Суть такова: стержни выделяют тепло, охлаждающие компоненты это тепло переводят на хладагент, хладагент отдает это тепло через жидкостные теплообменники в генераторы стирлингов, те же преобразуют тепловую энергию в электрическую. (Вариант использования такого реактора не единственный, но пока, субъективно самый простой и эффективный.)
В отличии от двух предыдущих типов реакторов перед игроком стоит задача не максимально увеличить выход энергии с урана, а балансировать нагрев и возможность схемы отводить тепло. Эффективность выхода энергии жидкостного реактора основывается на исходящем тепле, но ограничена максимальным охлаждением реактора.
Соответственно если вы поставите в схеме 4 4х стержня квадратом, вы просто не сможете их охладить, вдобавок схема будет не шибко оптимальна, и эффективный отвод тепла будет на уровне 700-800 ет/t (единиц тепла) во время работы. Надо ли говорить, что реактор с таким количеством стержней установленных вплотную будет работать 50 или максимум 60% времени? Для сравнения оптимальная найденная схема для реактора из трех 4х стержней выдает уже 1120 ед тепла на протяжении 5 с половиной часов.
Пока что более менее простая (бывает значительно сложнее и затратнее) технология использования такого реактора дает 50% выход от тепла (стирлинги). Что примечательно, сам выход тепла умножается на 2.
Перейдем к самой постройки реактора.
Даже среди многоблочных структур майнкрафта является субъективно очень большой и сильно кастомизируемой, но тем не менее.
Сам реактор занимает площадь 5х5, плюс возможно установленные блоки теплообменников+стирлинги. Соответственно итоговый размер 5х7. Не забываем про установку всего реактора в одном чанке. После чего готовим площадку и выкладываем реакторные корпуса 5х5.
Затем устанавливаем внутрь в самый центр полости обычный реактор с 6 реакторными камерами.
Не забываем использовать набор для дистанционного датчика на реакторе, в дальнейшем мы не сможем до него добраться. В остальные пустые слоты оболочки вставляем 12 реакторных насосов + 1 реакторный проводник красного сигнала + 1 реакторный люк.
Получится должно к примеру так:
После чего необходимо заглянуть в реакторный люк, это наш контакт с внутренностями реактора. Если все сделали правильно то интерфейс изменит вид на такой:
Самой схемой мы займемся позже, а пока продолжим установку внешних компонентов. Во первых необходимо в каждый насос вставить по жидкостному выталкивателю. Ни в данный момент, ни в дальнейшем они не требуют настройки и будут работать корректно в варианте «по умолчанию».
Проверяем лучше по 2 раза, не разбирать же это все потом. Далее устанавливаем на 1 насос по 1 жидкостному теплообменнику так, чтобы рыжий квадрат смотрел от
реактора. После чего забиваем теплообменники по 10 теплопроводов и 1 жидкостному выталкивателю.
Проверяем все еще раз. Дальше ставим генераторы стирлинга на теплообменники так, чтобы они смотрели своим контактом на теплообменники. Развернуть их в противоположную сторону от стороны которой касается ключ можно зажав шифт и кликнув по необходимой стороне.
Получится в итоге должно так:
Затем в интерфейсе реактора в левый верхний слот помещаем с десяток капсул хладогента. После чего соединяем все стирлинги кабелем, это наш по сути механизм что выводит энергию со схемы реактора. На проводник красного сигнала ставим дистанционный датчик, и устанавливаем его в положение Пп. Температура роли не играет, можно оставить и 500, ведь по факту он не должен греться вообще. Подводить кабель к датчику необязательно (у нас на сервере), он будет работать и так.
Она будет выдавать 560х2=1120 ет/т за счет 12 стирлингов мы их выводим в виде 560 еу/т. Что довольно неплохо с 3х счетверенных стержней. Схема так же удобна для автоматизации, но об этом несколько позже.
Плюсы:
+
Выдает около 210% энергии относительно стандартного уранового реактора при такой же схеме.
+
Не требует постоянного контроля (как к примеру мокс с необходимостью поддерживать нагрев).
+
Дополняет мокс используя 235 уран.
Позволяя вкупе выдавать максимум энергии из уранового топлива.
Минусы:
—
Весьма дорог в постройке.
—
Занимает порядочно места.
—
Требует определенных технических знаний.
Общие рекомендации и наблюдения по жидкостному реактору:
— Не используйте в реакторных схемах теплообменники. В следствии механики жидкостного реактора они будут аккумулировать выходящее тепло если вдруг будет происходить перегрев, после чего сгорят. По этой же причине охлаждающие капсулы и конденсаторы в ней просто бесполезны, ведь они забирают все тепло.
— Каждый стирлинг позволяет вывести 100ед тепла, соответственно имея в схеме 11.2 сотни тепла нам было необходимо установить 12 стирлингов. Если ваша система будет выдавать к примеру 850 ед, то их будет достаточно всего 9 штук. Учитывайте что недостаток стирлингов будет приводить к нагреву системы, ведь избыточному теплу будет некуда деваться!
— Довольно устаревшую, но все же юзабельную программу для расчета схем для уранового и жидкостного реактора, а так же отчасти мокса можно взять здесь
Имейте ввиду, если энергия с реактора не будет уходить, то буфер стирлингов переполнится и начнется перегрев (теплу будет некуда идти)
P.
S.
Выражаю благодарность игроку MorfSD
который помогал в сборе сведений для создания статьи и просто участвовал в мозговом штурме и отчасти реактора.
Разработка статьи продолжается…
Изменено 5 марта, 2015 пользователем AlexVBG
Если вы играете в «Майнктрафт» и знаете о модификации под названием «Индастриал Крафт», то вам, вероятнее всего, знакома проблема ужасной нехватки энергии. Практически все интересные механизмы, которые вы можете соорудить с использованием данного мода, потребляют энергию. Поэтому вам определенно нужно знать, как ее при этом вырабатывать, чтобы ее всегда было достаточно. Существует несколько источников энергии — вы можете получать ее даже из угля при его сжигании в печи. Но при этом вы должны понимать, что получится совсем небольшое количество энергии. Поэтому вам нужно искать лучшие источники. Больше всего энергии вы можете получить, используя ядерный реактор. Схема для него может быть различной в зависимости от того, на что именно вы хотите нацелиться — на эффективность или производительность.
Эффективный реактор
В «Майнкрафте» очень сложно собрать большое количество урана. Соответственно, вам будет непросто построить полноценный ядерный реактор, схема которого была бы рассчитана на низкое потребление топлива при высокой отдаче энергии. Однако не стоит отчаиваться — это все же возможно, существует определенный набор схем, которые помогут вам в достижении вашей цели. Самое главное в любой схеме — это использование счетверенного уранового стержня, который позволит вам максимально повысить выработку энергии с небольшого количества урана, а также качественные отражатели, которые будут снижать расход топлива. Таким образом, вы сможете построить эффективный — схема для него при этом может различаться.
Схема реактора на урановом стержне
Итак, для начала стоит рассмотреть схема которого основывается на использовании счетверенного уранового стержня. Для начала вам нужно будет получить его, а также те самые иридиевые отражатели, которые позволят вам получить максимум топлива из одного стержня.
Лучше всего использовать четыре штуки — так достигается максимальная эффективность. Также необходимо снабдить ваш реактор продвинутыми теплообменниками в количестве 13 штук. Они будут постоянно производить попытки сравнять температуру окружающих элементов и себя, тем самым охлаждая корпус. Ну и, естественно, не обойтись без разогнанных и компонентных теплоотводов — первых понадобится целых 26 штук, а вторых будет достаточно десяти. При этом разогнанные теплоотводы понижают температуру себя и корпуса, в то время как компонентные теплоотводы понижают температуру всех окружающих их элементов, а сами вообще не нагреваются. Если рассматривать схемы IC2 Experimental, то данная является самой эффективной. Однако при этом вы можете использовать и другой вариант, заменив урановый стержень на МОХ.
Схема реактора на стержне МОХ
Если вы создаете ядерный реактор в «Майнкрафт», схемы могут быть самыми разнообразными, но при этом если вы нацелены на максимальную эффективность, то вам не нужно выбирать среди многих — лучше использовать ту, которая была описана выше, или же воспользоваться данной, в которой основным элементом является стержень МОХ.
В данном случае вы можете отказаться от теплообменников, используя исключительно теплоотводы, только на этот раз компонентных должно быть больше всего — 22, разогнанных хватит 12, а также добавится новый вид — реакторный теплоотвод. Он охлаждает как себя, так и корпус — таких вам нужно будет установить три штуки. Такой реактор потребует немного больше топлива, но при этом даст гораздо больше энергии. Вот так вы и сможете создать полноценный ядерный реактор. Схемы (1.6.4), однако, не ограничиваются эффективностью — вы можете сконцентрироваться и на производительности.
Производительный реактор
Каждый реактор потребляет определенное количество топлива и производит конкретное количество энергии. Как вы уже поняли, схема ядерного реактора в Industrial Craft может быть составлена таким образом, что он будет потреблять мало топлива, но при этом производить достаточно энергии. Но что делать, если у вас есть достаточно урана, и вы не жалеете его на производство энергии? Тогда вы можете позаботиться о том, чтобы у вас был реактор, который будет производить очень и очень много энергии.
Естественно, в данном случае тоже нужно строить свою конструкцию не наобум, а очень детально все продумывать, чтобы расход топлива был максимально разумным при производстве большого количества энергии. Схемы для ядерного реактора в Minecraft в данном случае также могут отличаться, поэтому нужно рассмотреть две основные.
Производительность с использованием урановых стержней
Если в эффективных схемах ядерного реактора использовалось всего по одной штуке урановых стержней или стержней МОХ, то в данном случае подразумевается, что у вас имеется большой запас топлива. Так что производительный реактор потребует от вас 36 урановых счетверенных стержней, а также 18 охладителей 320К. Реактор будет сжигать уран для получения энергии, но охладитель будет защищать его от взрыва. Соответственно, вам нужно постоянно следить за реактором — цикл при данной схеме длится 520 секунд, и если за это время вы не замените охладители, реактор взорвется.
Производительность и стержни МОХ
Собственно говоря, в данном случае абсолютно ничего не меняется — вам нужно установить то же количество стержней и то же количество охладителей.
Цикл также составляет 520 секунд, поэтому всегда контролируйте процесс. Помните, что если вы производите большое количество энергии, всегда существует опасность того, что реактор взорвется, поэтому внимательно за ним следите.
В этой статье я попытаюсь рассказать основные принципы работы большинства известных ядерных реакторов и показать как из собирать.
Статью разобью на 3 раздела: ядерный реактор, моксовый ядерный реактор, жидкостный ядерный реактор. В дальнейшем, вполне возможно, буду что то добавлять/менять. Так же просьба писать только по теме: к примеру моменты что были мной забыты или например полезные схемы реакторов которые выдают большой кпд, просто большой выход или предполагают автоматизацию.
По поводу же отсутствующих крафтов рекомендую пользоваться русской вики или игровым НЕИ.
Так же перед работой с реакторами хочу обратить ваше внимание
на то, что устанавливать реактор необходимо целиком в 1 чанке (16х16, сетку вывести можно нажав F9). Иначе корректная работа не гарантируется, ведь иногда в разных чанках время течет по разному! Особенно актуально это относится к жидкостному реактору имеющему в своем устройстве множество механизмов.
И еще один момент: установка более 3х реакторов в 1 чанке может привести к плачевным последствиям, а именно лагам на сервере. И чем больше реакторов — тем больше лагов. Распределяйте их равномерно по площади! Обращение игрокам играющем на нашем проекте:
при нахождении администрацией более 3х реакторов на 1 чанке (а они найдут)
все лишние уйдут под снос, ибо думайте не только о себе но и об остальных игроках на сервере. Лаги никому не по нраву.
1. Ядерный реактор.
По сути своей все реакторы являются генераторами энергии, но в то же время это довольно непростые для игрока многоблочные структуры. Работать реактор начинает только после подачи на него редстоун сигнала.
Топливо.
Ядерный реактор самого простого типа работает на уране. Внимание:
прежде чем работать с ураном позаботьтесь о безопасности. Уран радиоактивен, и отравляет игрока не снимаемым отравлением что будет висеть до окончания действия или летального исхода. Необходимо создать комплект хим защиты (да да) из резины, он защитит вас от неприятного воздействия.
Урановую руду, что вы находите необходимо продробить, промыть (по желанию), и закинуть в термальную центрифугу. В итоге мы получаем 2 типа урана: 235 и 238. Соединив их на верстаке в пропорции 3 к 6 мы получим урановое топливо которое необходимо закатать в топливные стержни в консерваторе. Полученные стержни вы уже вольны использовать в реакторах как вам заблагорассудится: в изначальном виде, в виде двойных или счетверенных стержней. Любые урановые стержни работают в течении ~330 минут, это около пяти с половиной часов. После своей выработки стержни превращаются в обедненные стержни которые необходимо зарядить в центрифугу (больше с ними ничего не сделать). На выходе вы получите почти весь 238 уран (4 из 6 на стержень). 235 же уран превратится в плутоний. И если первое вы можете пустить на второй круг просто добавив 235, то второе не выкидывайте, плутоний вам пригодится в дальнейшем.
Рабочая зона и схемы.
Сам реактор это блок (ядерный реактор) имеющий внутреннюю ёмкость и ее желательно увеличивать для создания более эффективных схем.
При максимальном увеличении реактор будет окружен с 6-ти сторон (со всех) реакторными камерами. При наличии ресурсов рекомендую использовать его именно в таком виде.
Готовый реактор:
Реактор будет выдавать энергию сразу в eu/t, что означает, что к нему можно просто подцепить провод и запитывать с него уже то что вам нужно.
Реакторные стержни хоть и выдают электроэнергию, но вдобавок они выделяют тепло, которое, если не рассеивать может привести к взрыву самой машины и всех ее компонентов. Соответственно помимо топлива вам необходимо позаботиться об охлаждении рабочей зоны. Внимание:
на сервере ядерный реактор не имеет пассивного охлаждения, как самих отсеков (как написано на викии) так и от воды/льда, с другой стороны от лавы он тоже не нагревается. То есть нагрев/охлаждение ядра реактора происходит исключительно при взаимодействии внутренних компонентов схемы.
Схема это
— набор элементов состоящих из охлаждающих реактор механизмов а так же самого топлива.
От нее зависит сколько будет выдавать реактор энергии и будет ли он перегреваться. Смеха может состоять из стержней, теплоотводов, теплообменников, реакторных пластин (основное и наиболее часто используемое), так же охлаждающие стержни, конденсаторы, отражатели (редко используемые компоненты). Их крафты и назначение я расписывать не буду, все смотрите на викии, у нас это работает так же. Разве что конденсаторы сгорают буквально за 5 минут. В схеме помимо получения энергии необходимо полностью погасить выходящее тепло от стержней. Если тепла больше чем охлаждения то реактор взорвется (после определенного нагрева). Если больше охлаждения, то он будет работать до полной выработки стержней, в перспективе вечно.
Схемы для ядерного реактора я разделил бы на 2 типа:
Наиболее выгодные по кпд на 1 урановый стержень. Баланс затрат урана и выхода энергии.
Пример:
12 стержней.
Эффективность 4.67
Выход 280 еу/т.
Соответственно получаем 23.3 еу/т или 9 220 000 энергии за цикл (примерно) с 1 уранового стержня.
(23.3*20(тактов в секунду)*60(секунд в минуте)*330(длительность работы стержней в минутах))
Наиболее выгодные по выходу энергии на 1 реактор. Тратим максимум урана и получаем максимум энергии.
Пример:
28 стержней.
Эффективность 3
Выход 420 еу/т.
Тут уже имеем 15 еу/т или 5 940 000 энергии за цикл на 1 стержень.
Какой вам вариант ближе смотрите сами, однако не забывайте, что второй вариант даст больший выход плутония ввиду большего количества стержней на реактор.
Плюсы простого ядерного реактора:
+
Довольно неплохой выход энергии на начальном этапе при использовании экономичных схем даже без доп реакторных камер.
Пример:
+
Относительная простота в создании/использования в сравнении с другими типами реакторов.
+
Позволяет использовать уран уже практически в самом начале. Нужна разве что центрифуга.
+
В перспективе один из мощнейших источников энергии в индастриал моде и на нашем сервере в частности.
Минусы:
—
Все же требует некоторую оснащенность в плане индастриал машин а так же знаний по их использованию.
—
Выдает относительно небольшое количество энергии (малые схемы) или просто не слишком рациональное использование урана (цельный реактор).
2. Ядерный реактор на MOX топливе.
Отличия.
По большому счету сильно похож на реактор работающий на уране, однако с некоторыми отличиями:
Использует как понятно из названия моксовые стержни, которые собираются из 3х больших кусочков плутония (останется после обеднения) и 6ти 238го урана (238 уран перегорит в кусочки плутония). 1 большой кусок плутония это 9 маленьких, соответственно чтобы сделать 1 моксовый стержень необходимо сперва пережечь в реакторе 27 урановых стержней. Исходя из этого можно сделать вывод, что создание мокса это трудоёмкая и длительная затея. Однако могу вас уверить, выход энергии с такого реактора будет в разы выше чем с уранового.
Вот вам пример:
Во второй точно такой же схеме вместо урана стоит мокс и реактор разогрет почти до упора.
В итоге выход почти пятикратный (240 и 1150-1190).
Однако имеется и отрицательный момент: мокс работает не 330, а 165 минут (2 часа 45 минут).
Небольшое сравнение:
12 урановых стержней.
Эффективность 4.
Выход 240 eu/t.
20 за такт или 7 920 000 еу за цикл на 1 стержень.
12 моксовых стержней.
Эффективность 4.
Выход 1180 eu/t.
98.3 за такт или 19 463 000 еу за цикл на 1 стержень. (длительность меньше)
Основной принцип работы охлаждения уранового реактора — переохлаждение, моксового — максимальная стабилизация нагрева охлаждением.
Соответственно при нагреве 560 у вас охлаждение должно быть 560, ну или чуть чуть меньше (небольшой нагрев допускается, но об этом чуть ниже).
Чем больше процент нагрева ядра реактора, тем больше выдает энергии моксовые стержни не повышая при этом выработку тепла
.
Плюсы:
+
Использует практически незадействованное в урановом реакторе топливо, а именно 238 уран.
+
При правильном использовании (схема+нагрев) один из самых лучших источников энергии в игре (относительно продвинутых солнечных панелей из мода Advanced Solar Panels).
Выдавать часами заряд в тысячу еу/тик способен только он.
Минусы:
—
Сложен в обслуживании (нагрев).
—
Использует не самые экономичные (из-за необходимости автоматизации во избежании потери тепла) схемы.
2.5 Внешнее автоматическое охлаждение.
Немного отступлю от самих реакторов и расскажу про доступное для них охлаждение что есть у нас на сервере. А конкретно про Nuclear Control
.
Для корректного использования нуклеар контроля так же необходим Red Logic. Касается только контактного датчика, для дистанционного это необязательно.
Из данного мода как можно было догадаться нам необходимы датчики температуры контактный и дистанционный. Для обычного уранового и мокс реакторов достаточно контактного. Для жидкостного (в силу конструкции) уже необходим дистанционный.
Контактный устанавливаем как на изображении. Расположение проводов (freestanding red alloy wire и red alloy wire) роли не играет. Температура (зеленое табло) настраивается индивидуально.
Не забываем перевести кнопку в положение Пп (изначально она пП).
Контактный датчик работает так:
Зеленое табло — он получает данные о температуре а так же это означает что она в пределах нормы, он дает сигнал редстоуна. Красный — ядро реактора перешло указанную в датчике температуру и он перестал подавать сигнал редстоуна.
Дистанционный практически так же. Основное отличие как понятно из его названия он может выдавать данные о реакторе издалека. Получает он их с помощью набора с дистанционным датчиком (ид 4495). Еще он по умолчанию кушает энергию (у нас отключено). Так же занимает блок целиком.
3. Жидкостный ядерный реактор.
Вот и подходим к последнему типу реакторов, а именно жидкостному. Называется он так потому, что уже относительно нехило приближен к реальным реакторам (в рамках игры конечно). Суть такова: стержни выделяют тепло, охлаждающие компоненты это тепло переводят на хладагент, хладагент отдает это тепло через жидкостные теплообменники в генераторы стирлингов, те же преобразуют тепловую энергию в электрическую.
(Вариант использования такого реактора не единственный, но пока, субъективно самый простой и эффективный.)
В отличии от двух предыдущих типов реакторов перед игроком стоит задача не максимально увеличить выход энергии с урана, а балансировать нагрев и возможность схемы отводить тепло. Эффективность выхода энергии жидкостного реактора основывается на исходящем тепле, но ограничена максимальным охлаждением реактора.
Соответственно если вы поставите в схеме 4 4х стержня квадратом, вы просто не сможете их охладить, вдобавок схема будет не шибко оптимальна, и эффективный отвод тепла будет на уровне 700-800 ет/t (единиц тепла) во время работы. Надо ли говорить, что реактор с таким количеством стержней установленных вплотную будет работать 50 или максимум 60% времени? Для сравнения оптимальная найденная схема для реактора из трех 4х стержней выдает уже 1120 ед тепла на протяжении 5 с половиной часов.
Пока что более менее простая (бывает значительно сложнее и затратнее) технология использования такого реактора дает 50% выход от тепла (стирлинги).
Что примечательно, сам выход тепла умножается на 2.
Перейдем к самой постройки реактора.
Даже среди многоблочных структур майнкрафта является субъективно очень большой и сильно кастомизируемой, но тем не менее.
Сам реактор занимает площадь 5х5, плюс возможно установленные блоки теплообменников+стирлинги. Соответственно итоговый размер 5х7. Не забываем про установку всего реактора в одном чанке. После чего готовим площадку и выкладываем реакторные корпуса 5х5.
Затем устанавливаем внутрь в самый центр полости обычный реактор с 6 реакторными камерами.
Не забываем использовать набор для дистанционного датчика на реакторе, в дальнейшем мы не сможем до него добраться. В остальные пустые слоты оболочки вставляем 12 реакторных насосов + 1 реакторный проводник красного сигнала + 1 реакторный люк. Получится должно к примеру так:
После чего необходимо заглянуть в реакторный люк, это наш контакт с внутренностями реактора. Если все сделали правильно то интерфейс изменит вид на такой:
Самой схемой мы займемся позже, а пока продолжим установку внешних компонентов.
Во первых необходимо в каждый насос вставить по жидкостному выталкивателю. Ни в данный момент, ни в дальнейшем они не требуют настройки и будут работать корректно в варианте «по умолчанию».
Проверяем лучше по 2 раза, не разбирать же это все потом. Далее устанавливаем на 1 насос по 1 жидкостному теплообменнику так, чтобы рыжий квадрат смотрел от
реактора. После чего забиваем теплообменники по 10 теплопроводов и 1 жидкостному выталкивателю.
Проверяем все еще раз. Дальше ставим генераторы стирлинга на теплообменники так, чтобы они смотрели своим контактом на теплообменники. Развернуть их в противоположную сторону от стороны которой касается ключ можно зажав шифт и кликнув по необходимой стороне. Получится в итоге должно так:
Затем в интерфейсе реактора в левый верхний слот помещаем с десяток капсул хладогента. После чего соединяем все стирлинги кабелем, это наш по сути механизм что выводит энергию со схемы реактора. На проводник красного сигнала ставим дистанционный датчик, и устанавливаем его в положение Пп.
Температура роли не играет, можно оставить и 500, ведь по факту он не должен греться вообще. Подводить кабель к датчику необязательно (у нас на сервере), он будет работать и так.
Она будет выдавать 560х2=1120 ет/т за счет 12 стирлингов мы их выводим в виде 560 еу/т. Что довольно неплохо с 3х счетверенных стержней. Схема так же удобна для автоматизации, но об этом несколько позже.
Плюсы:
+
Выдает около 210% энергии относительно стандартного уранового реактора при такой же схеме.
+
Не требует постоянного контроля (как к примеру мокс с необходимостью поддерживать нагрев).
+
Дополняет мокс используя 235 уран. Позволяя вкупе выдавать максимум энергии из уранового топлива.
Минусы:
—
Весьма дорог в постройке.
—
Занимает порядочно места.
—
Требует определенных технических знаний.
Общие рекомендации и наблюдения по жидкостному реактору:
— Не используйте в реакторных схемах теплообменники.
В следствии механики жидкостного реактора они будут аккумулировать выходящее тепло если вдруг будет происходить перегрев, после чего сгорят. По этой же причине охлаждающие капсулы и конденсаторы в ней просто бесполезны, ведь они забирают все тепло.
— Каждый стирлинг позволяет вывести 100ед тепла, соответственно имея в схеме 11.2 сотни тепла нам было необходимо установить 12 стирлингов. Если ваша система будет выдавать к примеру 850 ед, то их будет достаточно всего 9 штук. Учитывайте что недостаток стирлингов будет приводить к нагреву системы, ведь избыточному теплу будет некуда деваться!
— Довольно устаревшую, но все же юзабельную программу для расчета схем для уранового и жидкостного реактора, а так же отчасти мокса можно взять здесь
Имейте ввиду, если энергия с реактора не будет уходить, то буфер стирлингов переполнится и начнется перегрев (теплу будет некуда идти)
P.S.
Выражаю благодарность игроку MorfSD
который помогал в сборе сведений для создания статьи и просто участвовал в мозговом штурме и отчасти реактора.
Разработка статьи продолжается…
Изменено 5 марта, 2015 пользователем AlexVBG
Как работает ядерный (атомный) реактор
Ядерный реактор работает слаженно и четко. Иначе, как известно, будет беда. Но что там творится внутри? Попытаемся сформулировать принцип работы ядерного (атомного) реактора кратко, четко, с остановками.
По сути, там творится тот же процесс, что и при ядерном взрыве. Только вот взрыв происходит очень быстро, а в реакторе все это растягивается на длительное время. В итоге все остается целым и невредимым, а мы получаем энергию. Не столько, чтобы все вокруг сразу разнесло, но вполне достаточную для того, чтобы обеспечить электричеством город.
Градирни АЭС
Прежде чем понять, как идет управляемая ядерная реакция, нужно узнать, что такое ядерная реакция вообще.
Ядерная реакция – это процесс превращения (деления) атомных ядер при взаимодействии их с элементарными частицами и гамма-квантами.
Ядерные реакции могут проходить как с поглощением, так и с выделением энергии. В реакторе используются вторые реакции.
Ядерный реактор – это устройство, назначением которого является поддержание контролируемой ядерной реакции с выделением энергии.
Часто ядерный реактор называют еще и атомным. Отметим, что принципиальной разницы тут нет, но с точки зрения науки правильнее использовать слово «ядерный». Сейчас существует множество типов ядерных реакторов. Это огромные промышленные реакторы, предназначенные для выработки энергии на электростанциях, атомные реакторы подводных лодок, малые экспериментальные реакторы, используемые в научных опытах. Существуют даже реакторы, применяемые для опреснения морской воды.
Реактор
История создания атомного реактора
Первый ядерный реактор был запущен в не таком уж и далеком 1942 году. Произошло это в США под руководством Ферми. Этот реактор назвали «Чикагской поленницей».
В 1946 году заработал первый советский реактор, запущенный под руководством Курчатова. Корпус этого реактора представлял собой шар семи метров в диаметре. Первые реакторы не имели системы охлаждения, и мощность их была минимальной. К слову, советский реактор имел среднюю мощность 20 Ватт, а американский – всего 1 Ватт. Для сравнения: средняя мощность современных энергетических реакторов составляет 5 Гигаватт. Менее чем через десять лет после запуска первого реактора была открыта первая в мире промышленная атомная электростанция в городе Обнинске.
Первый в мире ядерный реактор
Принцип работы ядерного (атомного) реактора
У любого ядерного реактора есть несколько частей: активная зона с топливом и замедлителем, отражатель нейтронов, теплоноситель, система управления и защиты.
В качестве топлива в реакторах чаще всего используются изотопы урана (235, 238, 233), плутония (239) и тория (232). Активная зона представляет собой котел, через который протекает обычная вода (теплоноситель). Среди других теплоносителей реже используется «тяжелая вода» и жидкий графит. Если говорить про работу АЭС, то ядерный реактор используется для получения тепла. Само электричество вырабатывается тем же методом, что и на других типах электростанций — пар вращает турбину, а энергия движения преобразуется в электрическую энергию.
Приведем ниже схему работы ядерного реактора.
Схема ядерного реактора на АЭС
Как мы уже говорили, при распаде тяжелого ядра урана образуются более легкие элементы и несколько нейтронов. Образовавшиеся нейтроны сталкиваются с другими ядрами, также вызывая их деление. При этом количество нейтронов растет лавинообразно.
Здесь нужно упомянуть коэффициент размножения нейтронов.
Так, если этот коэффициент превышает значение, равное единице, происходит ядерный взрыв. Если значение меньше единицы, нейтронов слишком мало и реакция угасает. А вот если поддерживать значение коэффициента равным единице, реакция будет протекать долго и стабильно.
Цепная реакция
Вопрос в том, как это сделать? В реакторе топливо находится в так называемых тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах). Это стержни, в которых в виде небольших таблеток находится ядерное топливо. ТВЭЛы соединены в кассеты шестигранной формы, которых в реакторе могут быть сотни. Кассеты с ТВЭЛами располагаются вертикально, при этом каждый ТВЭЛ имеет систему, позволяющую регулировать глубину его погружения в активную зону. Помимо самих кассет среди них располагаются управляющие стержни и стержни аварийной защиты. Стержни изготовлены из материала, хорошо поглощающего нейтроны. Так, управляющие стержни могут быть опущены на различную глубину в активной зоне, тем самым регулируя коэффициент размножения нейтронов.
Аварийные стержни призваны заглушить реактор в случае чрезвычайной ситуации.
ТВЭЛы, помещенные в топливную кассету
Как запускают ядерный реактор?
С самим принципом работы мы разобрались, но как запустить и заставить реактор функционировать? Грубо говоря, вот он — кусок урана, но ведь цепная реакция не начинается в нем сама по себе. Дело в том, что в ядерной физике существует понятие критической массы.
Ядерное топливо
Критическая масса – это необходимая для начала цепной ядерной реакции масса делящегося вещества.
При помощи ТВЭЛов и управляющих стержней в ректоре сначала создается критическая масса ядерного топлива, а потом реактор в несколько этапов выводится на оптимальный уровень мощности.
В данной статье мы постарались дать Вам общее представление об устройстве и принципе работы ядерного (атомного) реактора. Если у Вас остались вопросы по теме или в университете задали задачу по ядерной физике – обращайтесь к специалистам нашей компании.
Мы, как обычно, готовы помочь Вам решить любой насущный вопрос по учебе. А пока мы этим занимаемся, Вашему вниманию очередное образовательное видео!
Ядерный реактор :: Класс!ная физика
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
Ядерный реактор — это установка, в которой осуществляется управляемая цепная реакция деления
тяжелых ядер. При этом высвобождается огромное
количество ядерной энергии.
Ядерный реактор состоит из активной зоны и отражателя. Активная зона содержит ядерное топливо и замедлитель. Топливные
элементы обычно имеют вид стержней. Вдоль топливных элементов двигается теплоноситель — вода, которая забирает
выделяемое тепло.Внутренняя энергия атомных
ядер переходит во внутреннюю энергию
окружающей среды.
Нагретая в активной зоне вода двигается
по первичному контуру циркуляции за счет работы насосов и, проходя
через теплообменник, либо парогенератор, отдает
тепло во вторичный — внешний контур.
Вода во вторичном контуре, получившая энергию в теплообменнике и
доведенная до сотояния пара (температура
такого пара может достигать 540 градусов), крутит
турбину.
Турбина вращает ротор генератора,
превращая внутреннюю энергию пара в электрическую
энергию. Перенос тепла можно представить в виде простой схемы:
Ядерное топливо —
это природный изотоп урана — 235 или искусственно получаемые в ядерном реакторе изотопы плутония-239
и урана -233.
Итак, в активной зоне ядерного реактора идет управляемая
ядерная реакция с выделением большого количество энергии.
ЭТО ИНТЕРЕСНО !
Топливом ядерных реакторов является либо естественный уран, в котором концентрация урана-235 составляет 0,7 % либо «обогащенный» уран т.е. уран, в котором концентрация
изотопов урана-235 достигает 2 — 4 или более процентов. Обогащение
урана осуществляется на специальных заводах..
___
Первый ядерный реактор был построен в 1942 году
в США под руководством Э. Ферми.
В нашей стране первый реактор был построен в 1946 году под руководством И. В. Курчатова
ТЕРМОС ВСЕ ТОТ ЖЕ
Физику на заметку.
Одними из первых термосы оценили авиаторы.
В начале нашего века у новых самолетов «этажерок» кабины были открытыми. Летчики страдали от холода.
В то время немецкий стеклодув Рейнгольд Бюргер изобрел сосуд с двойными стенками, в котором растворы не остывали больше суток. Сосуд был сделан по заказу химиков, но Бюргер быстро приспособил его для кофе и чая. Рекламируя свое изобретение, стеклодув рекомендовал его в первую очередь путешественникам. Из газет о термосе узнали летчики.
Устали? — Отдыхаем!
Как устроена АЭС?
Сегодня в России 10 атомных электростанций (АЭС), и далеко не все знают, как они выглядят. И уж тем более не все понимают, как они устроены. Сейчас мы попытаемся объяснить принцип работы АЭС и расскажем, какие системы безопасности защищают нас от катастроф, которые у всех на слуху.
Для начала нужно понимать, что на АЭС энергия преобразуется трижды.
- Ядерная энергия преобразуется в тепловую. Внутри реактора происходит цепная реакция деления урана, процесс сопровождается выделением тепла. Разумеется, оно никуда не исчезает, в реакторе есть специальный теплоноситель, который нагревается и передаёт это тепло на парогенератор.
- Тепловая энергия превращается в механическую. В парогенераторе теплоноситель нагревает воду, которая превращается в пар.
- Механическая энергия преобразуется в электрическую. Пар вращает турбину, в результате и получается электричество.
Внутри реактора происходит цепная реакция деления урана, процесс сопровождается выделением тепла. Разумеется, оно никуда не исчезает, в реакторе есть специальный теплоноситель, который нагревается и передаёт это тепло на парогенератор.Вроде бы, всё просто. Но остаются вопросы. Разберём устройство АЭС на примере реактора ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор), самого распространённого в мире типа реакторов (в мировой классификации их обозначают PWR).
РЕАКТОР. В активной зоне реактора находятся стержни с топливом (чаще всего это оксид урана). При пуске реактора создаются условия, при которых из ядер урана вылетают нейтроны. У них довольно высокая скорость, и часть из них врезается в соседние ядра.
Эти ядра раскалываются на две примерно равные части, при этом появляются 2-3 новых нейтрона. Процесс повторяется. Это и есть цепная реакция (её часто изображают, как принцип домино).
Образовавшиеся осколки деления обладают большой кинетической энергией, которая переходит в тепло при их торможении. Оно поглощается теплоносителем, который подаётся в активную зону циркуляционными насосами. В качестве теплоносителя обычно используется очищенная вода (в реакторах на быстрых нейронах это жидкий металл — натрий). Для эффективности вода находится под высоким давлением (до 160 атмосфер) и нагревается до 324 градусов (это данные для реактора ВВЭР-1000). Теплоноситель, напрямую соприкасаясь с топливными сборками, становится радиоактивным. Поэтому он замкнут в первом герметичном контуре и не покидает пределов энергоблока (на схеме красно-оранжевая циркуляция).
ПАРОГЕНЕРАТОР. Внутри парогенератора тоже вода, но уже меньшего давления (60 атмосфер). Она «снимает» тепло с первого контура, но не соприкасается с водой внутри него.
Этого тепла достаточно, чтобы образовался пар. Пар поступает на турбину, где заставляет вращаться лопасти (это вращение и становится электричеством в генераторе). Далее пар поступает в конденсатор, где остывает и снова поступает в парогенератор. Это второй контур. Он также замкнутый, но в отличие от первого контура вода/пар в нём не радиоактивны.
КОНДЕНСАТОР. По своему устройству он напоминает парогенератор. Но есть принципиальное НО: второй контур (пар из парогенератора) охлаждается за счёт воды извне. Эта вода поступает из пруда-охладителя (теперь вы понимаете, почему рядом с АЭС есть водоёмы). Иногда пруда мало, и тогда приходится строить огромные сооружения — градирни. Их часто называют трубами, но правильнее — охладительными башнями. Из конденсатора нагретая вода подаётся внутрь градирни, где частично вода испаряется. За счёт испарения и конденсации на стенках башни в целом вода остывает и снова попадает в конденсатор. ВАЖНО: из градирен в атмосферу попадает только чистый пар, никаких вредных выбросов нет.
Теперь вы знаете, как устроены АЭС. По крайней мере, большая их часть — двухконтурные. Есть одноконтурные (например, реакторы РБМК) и трёхконтурные (реакторы на быстрых нейтронах). Из-за особенностей конструкции схема «вывода» тепла из активной зоны у них немного иная. Но в целом сам принцип устройства не меняется: энергия деления атомных ядер нагревает теплоноситель, который превращает воду в пар, а пар в свою очередь вращает турбину.
Белоярская АЭС (Свердловская область)
СИСТЕМЫ БЕЗОПАСНОСТИ
Системы безопасности на АЭС постоянно совершенствуются. Инженеры во всём мире учитывают аварийные ситуации на АЭС в разных странах и учитывают их в своих расчётах. Например, реакторные установки сегодня строятся исключительно в контейнментах — массивных герметичных оболочках, которые в случае аварии предотвратят выброс радиоактивных веществ в атмосферу. Это настолько крепкие конструкции, что они способны выдержать падение самолёта весом в 20 т, ураганы (при скорости ветра до 56 м/с) и даже ударную волну от взрыва с давлением 30 КПа.
Подробнее о системах безопасности на АЭС российского дизайна можно прочитать здесь. К слову, у России самый крупный портфель иностранных заказов на строительство АЭС, это свидетельствует не только о конкурентной цене, но и о выполнении самых высоких требований к безопасности.
Процесс деления | Лаборатория ядерных реакторов MIT
В ядре каждого атома урана-235 (U-235) 92 протона и 143 нейтрона, всего 235. Расположение частиц внутри урана-235 несколько нестабильно, и ядро может распадаться. если он возбужден внешним источником. Когда ядро U-235 поглощает дополнительный нейтрон, оно быстро распадается на две части. Этот процесс известен как деление (см. Диаграмму ниже). Каждый раз, когда ядро U-235 расщепляется, оно испускает два или три нейтрона.Следовательно, существует возможность возникновения цепной реакции.
Исследовательский реактор Массачусетского технологического института используется в основном для производства нейтронов.
Когда он работает, центральная активная зона содержит огромное количество нейтронов, движущихся во всех направлениях с очень высокими скоростями.
Скорость деления ядер урана в реакторе MIT контролируется в основном шестью управляющими лопастями из бор-нержавеющей стали, которые вставляются вертикально рядом с тепловыделяющими элементами.Бор обладает свойством поглощать нейтроны, не излучая их повторно. Когда управляющие лопасти полностью вставлены, они поглощают столько нейтронов из урана, что их недостаточно для продолжения цепной реакции. Для пуска реактора в работу управляющие лопатки поднимаются очень медленно. По мере того, как поглощается все меньше и меньше нейтронов, становится доступно все больше и больше нейтронов, вызывающих расщепление ядер урана, пока, наконец, не станет доступно достаточно нейтронов для поддержания цепной реакции.
В реакторе MIT важна еще одна группа компонентов для поддержания и контроля цепной реакции.Поскольку ядра U-235 с трудом поглощают нейтроны высокой энергии, которые испускаются при делении, необходимо замедлить нейтроны с помощью «замедлителя».
В реакторе MIT используются три типа замедлителей: (1) обычная или «легкая» вода, которая также используется для охлаждения активной зоны реактора, (2) дейтерированная или тяжелая вода (D 2 0) и (3) высокая -чистый графит, оба из которых отлично замедляют нейтроны, не поглощая их.
ядерный реактор | Определение, история и компоненты
Принципы работы
Ядерные реакторы работают по принципу ядерного деления — процесса, при котором тяжелое атомное ядро распадается на два меньших фрагмента.Ядерные фрагменты находятся в очень возбужденном состоянии и испускают нейтроны, другие субатомные частицы и фотоны. Испускаемые нейтроны могут затем вызвать новые деления, которые, в свою очередь, дают больше нейтронов и так далее. Такая непрерывная самоподдерживающаяся серия делений представляет собой цепную реакцию деления. При этом выделяется большое количество энергии, и эта энергия является основой ядерных энергетических систем.
деление
Последовательность событий при делении ядра урана нейтроном.
Encyclopædia Britannica, Inc.
В атомной бомбе цепная реакция усиливается до тех пор, пока большая часть материала не расщепится. Это увеличение происходит очень быстро и вызывает чрезвычайно быстрые и чрезвычайно мощные взрывы, характерные для таких бомб. В ядерном реакторе цепная реакция поддерживается на контролируемом, почти постоянном уровне. Ядерные реакторы устроены так, что они не могут взорваться, как атомные бомбы.
Большая часть энергии деления — примерно 85 процентов — высвобождается в течение очень короткого времени после того, как процесс произошел.Остальная энергия, произведенная в результате акта деления, поступает от радиоактивного распада продуктов деления, которые являются осколками деления после того, как они испустили нейтроны. Радиоактивный распад — это процесс, при котором атом достигает более стабильного состояния; процесс распада продолжается даже после прекращения деления, и его энергия должна быть учтена в любой надлежащей конструкции реактора.
Оформите подписку Britannica Premium и получите доступ к эксклюзивному контенту.
Подпишись сейчас
Ход цепной реакции определяется вероятностью того, что нейтрон, высвобождающийся при делении, вызовет последующее деление.Если популяция нейтронов в реакторе уменьшается в течение определенного периода времени, скорость деления будет уменьшаться и в конечном итоге упадет до нуля. В этом случае реактор будет в так называемом докритическом состоянии. Если с течением времени нейтронная популяция поддерживается с постоянной скоростью, скорость деления останется постоянной, и реактор будет находиться в так называемом критическом состоянии. Наконец, если популяция нейтронов со временем увеличивается, скорость и мощность деления увеличиваются, и реактор переходит в сверхкритическое состояние.
Цепная реакция в ядерном реакторе в критическом состоянии Медленные нейтроны поражают ядра урана-235, заставляя ядра делиться или расщепляться с выделением быстрых нейтронов.
Быстрые нейтроны поглощаются или замедляются ядрами графитового замедлителя, что позволяет достаточно медленным нейтронам продолжать цепную реакцию деления с постоянной скоростью.
Encyclopædia Britannica, Inc.
Перед запуском реактора заселенность нейтронов близка к нулю. Во время пуска реактора операторы удаляют регулирующие стержни из активной зоны, чтобы способствовать делению в активной зоне реактора, эффективно переводя реактор на время в сверхкритическое состояние.Когда реактор приближается к номинальному уровню мощности, операторы частично повторно вставляют регулирующие стержни, уравновешивая нейтронную популяцию с течением времени. В этот момент реактор поддерживается в критическом состоянии, или в так называемом стационарном режиме. Когда реактор должен быть остановлен, операторы полностью вставляют управляющие стержни, предотвращая возникновение деления и заставляя реактор перейти в докритическое состояние.
Управление реактором
Обычно используемый параметр в ядерной промышленности — это реактивность, которая является мерой состояния реактора по отношению к тому, где он был бы, если бы он находился в критическом состоянии.
Реакционная способность положительная, когда реактор находится в сверхкритическом состоянии, нулевая при критичности и отрицательная, когда реактор подкритична. Реактивность можно контролировать различными способами: добавляя или удаляя топливо, изменяя соотношение нейтронов, которые утекают из системы, к нейтронам, которые остаются в системе, или изменяя количество поглотителя, который конкурирует с топливом за нейтроны. В последнем методе популяция нейтронов в реакторе регулируется путем изменения поглотителей, которые обычно представляют собой подвижные регулирующие стержни (хотя в менее распространенной конструкции операторы могут изменять концентрацию поглотителя в теплоносителе реактора).С другой стороны, изменение утечки нейтронов часто происходит автоматически. Например, увеличение мощности вызовет уменьшение плотности теплоносителя реактора и, возможно, закипание. Это уменьшение плотности теплоносителя увеличит утечку нейтронов из системы и, таким образом, снизит реактивность — процесс, известный как обратная связь с отрицательной реактивностью.
Утечка нейтронов и другие механизмы обратной связи с отрицательной реактивностью являются важными аспектами безопасной конструкции реактора.
Типичное взаимодействие деления происходит порядка одной пикосекунды (10 −12 секунд).Эта чрезвычайно высокая скорость не дает оператору реактора достаточно времени для наблюдения за состоянием системы и принятия соответствующих мер. К счастью, контролю реактора помогает присутствие так называемых запаздывающих нейтронов, которые представляют собой нейтроны, испускаемые продуктами деления через некоторое время после того, как деление произошло. Концентрация запаздывающих нейтронов в любой момент времени (чаще называемая эффективной долей запаздывающих нейтронов) составляет менее 1 процента от всех нейтронов в реакторе. Однако даже этого небольшого процента достаточно для облегчения мониторинга и контроля изменений в системе и для безопасного регулирования работающего реактора.
Как работает атомная энергетика | Союз неравнодушных ученых
Падение атомной энергетики
Поглотив как можно больше убытков, производители закрыли предложения «под ключ».
К 1970-м годам было построено, строилось или планировалось около 200 заводов. Но положить конец ядерному буму помог ряд факторов.
Во-первых, перерасход средств показал истинную стоимость атомных станций. Как только коммунальные предприятия начали строить заводы как свои собственные проекты, отсутствие у них опыта работы с технологией, использование уникальных конструкций для каждого завода и подход «строить в ожидании дизайна» привели к огромному перерасходу средств.
Поскольку для завершения строительства потребовались годы, коммунальные предприятия обнаружили, что в завод вложили огромные суммы денег, прежде чем возникли какие-либо проблемы. Cincinnati Gas and Electric, например, влезла в долги на 716 миллионов долларов за строительство своей атомной электростанции Zimmer, что составляет около 90 процентов чистой стоимости коммунального предприятия. Однако коммунальное предприятие отменило строительство завода в 1983 году.
Во-вторых, цены на энергоносители быстро росли в 1970-х годах из-за нефтяного эмбарго ОПЕК, проблем с рабочей силой в угольной промышленности и нехватки природного газа.
Эти высокие цены привели к повышению энергоэффективности и снижению спроса на энергию. После многих лет ежегодного увеличения спроса на электроэнергию на 7%, к концу 1970-х годов годовой рост упал до 2%. Поскольку атомные станции были крупными, часто более 1000 МВт каждая, замедление роста спроса означало, что они использовались недостаточно, что еще больше усугубляло долговую нагрузку на коммунальные предприятия.
В-третьих, рост цен на энергоносители спровоцировал рост инфляции. Высокая инфляция означала высокие ставки по кредитам.Коммунальные предприятия, имеющие задолженность перед атомными станциями, увидели рост процентных ставок и были вынуждены поднять цены на электроэнергию. Государственные комиссии по коммунальным услугам, которые мало внимания уделяли финансам коммунальных предприятий в эпоху падающих тарифов, внезапно заинтересовались решениями коммунальных предприятий относительно инвестиций в электростанции.
В-четвертых, критические комиссии за коммунальные услуги с меньшей вероятностью перекладывают все инвестиционные затраты на плательщиков коммунальных услуг.
В Нью-Йорке комиссия постановила, что четверть стоимости атомной электростанции в Шорхэме не была «понесена разумно», и привела к убыткам в размере 1 доллара.35 миллиардов на акционеров коммунальных предприятий. Инвесторы быстро стали опасаться рискованных и крупных вложений в атомную энергетику.
В-пятых, общественное неприятие атомных станций усилилось в 1970-х годах. Заводы в Сибруке, штат Нью-Гэмпшир, и Шорхэме, на Лонг-Айленде, были в центре интенсивных антиядерных протестов. Вмешиваясь в решения о размещении и лицензировании, антиядерные группы, правительства штатов и местные власти смогли заблокировать или отложить строительство АЭС.
В 1979 году расплавление активной зоны реактора на АЭС Три-Майл-Айленд было просто последней из серии проблем для отрасли.Более тщательная проверка со стороны Комиссии по ядерному регулированию вынудила строителей АЭС изменить конструкцию на полпути. Хотя сторонники ядерной энергетики обвиняют государственное регулирование в бедах отрасли, федеральное правительство остается самым сильным союзником отрасли.
Только после Три-Майл-Айленда «сторожевой пес» захотел выполнить свой долг.
К 80-м годам атомная промышленность переживала серьезные проблемы. Никаких новых заводов не заказывали после 1978 года, а все те, которые заказывались с 1973 года, были позже аннулированы.Журнал Forbes сообщил в 1985 году, что образец из 35 строящихся заводов, как ожидается, будет стоить в шесть-восемь раз больше первоначальной сметы, а строительство займет в два раза больше времени, чем планировалось — от шести до двенадцати лет.
Они назвали атомную энергетику «величайшей управленческой катастрофой в истории бизнеса». В итоге с 1972 по 1990 год было закрыто 120 заводов, больше, чем построено.
Атомная энергия | Пособие для студентов по глобальному изменению климата
Атомы — это крошечные частицы, из которых состоит каждый объект во Вселенной.Связи, удерживающие атомы вместе, содержат огромное количество энергии.
Когда атомы расщепляются, эта энергия может использоваться для производства электричества. Этот процесс называется делением ядра.
На атомной электростанции деление происходит внутри реактора. Большинство атомных электростанций используют уран в качестве топлива, потому что его атомы легко расщепляются. Уран — это металл, который можно найти в горных породах по всему миру. Хотя уран не является возобновляемым ресурсом, его все еще существуют в довольно больших количествах, и для производства большого количества энергии требуется лишь небольшое количество.
Поскольку атомные электростанции не сжигают ископаемое топливо, они не производят парниковые газы. Но для добычи и переработки урана требуется большое количество энергии. Кроме того, атомные электростанции производят радиоактивные отходы. С этими отходами следует обращаться и утилизировать в соответствии со специальными правилами, разработанными для защиты людей и окружающей среды.
Как это работает
- В ядерном реакторе топливные стержни, заполненные урановыми таблетками, помещаются в воду.
- Внутри топливных стержней атомы урана расщепляются, высвобождая энергию.
- Эта энергия нагревает воду, создавая пар.
- Пар проходит через турбину, которая вращает генератор для выработки электричества.
- Пар снова остывает, превращаясь в воду, которую можно использовать снова. На некоторых атомных электростанциях дополнительное тепло выделяется из градирни.
Интересные факты
- Поиск топлива. Одна квадратная миля земли и глубиной в один фут обычно содержит более тонны урана. Из тонны урана можно произвести более 40 миллионов киловатт-часов электроэнергии, что эквивалентно сжиганию 16 000 тонн угля или 80 000 баррелей нефти.
- Энергия Европы. Франция получает более 75 процентов электроэнергии за счет ядерной энергетики. Бельгия, Швеция, Литва и Украина также получают значительную часть электроэнергии от ядерной энергетики.
- Где вы живете. В США 104 ядерных реактора, которые производят около одной пятой электроэнергии, производимой в Соединенных Штатах. Есть ли у вас электричество из ядерной энергии? Посмотрите на карту, чтобы увидеть, где расположены атомные электростанции.
Бельгия, Швеция, Литва и Украина также получают значительную часть электроэнергии от ядерной энергетики.Начало страницы
Базовый план и работа атомной электростанции
На атомной электростанции тепловая энергия вырабатывается в результате ядерной реакции, называемой делением ядра .Ядерное деление тяжелых элементов, таких как уран или торий, осуществляется в специальной аппаратуре, называемой ядерным реактором . Большое количество тепловой энергии вырабатывается за счет деления ядер. Остальные части атомной электростанции очень похожи на обычные тепловые электростанции.
Установлено, что при расщеплении всего 1 кг урана выделяется столько тепловой энергии, сколько может быть произведено 4500 тоннами высококачественного угля. Это значительно снижает стоимость транспортировки топлива, что является главным преимуществом атомных электростанций .Кроме того, во всем мире имеются большие запасы ядерного топлива, и, следовательно, атомные электростанции могут обеспечить бесперебойное снабжение электроэнергией в течение тысяч лет. Около 10% всей электроэнергии в мире вырабатывается на атомных электростанциях.
Как работает атомная электростанция?
Тяжелые элементы, такие как уран (U 235 ) или торий (Th 232 ), подвергаются реакции ядерного деления в ядерном реакторе. За счет деления выделяется большое количество тепловой энергии, которая передается теплоносителю реактора.Хладагентом может быть вода, газ или жидкий металл. Нагретый хладагент проходит через теплообменник, где вода превращается в высокотемпературный пар. Затем генерируемый пар запускается в паровую турбину.
Пар после выполнения своей работы превращается обратно в воду и возвращается в теплообменник. Паровая турбина соединена с генератором переменного тока, вырабатывающим электричество. Генерируемое электрическое напряжение затем повышается с помощью трансформатора для передачи на большие расстояния.
На изображении ниже показаны основных компонентов и компоновка атомной электростанции .
Основные элементы АЭС
Ядерный реактор
Ядерный реактор — это специальный аппарат, используемый для ядерного деления. Поскольку ядерное деление радиоактивно, реактор прикрывается защитным экраном. Расщепление ядер тяжелых атомов называется делением ядер, при котором выделяется огромное количество энергии. Ядерное деление происходит путем бомбардировки медленно движущихся нейтронов ядрами тяжелых элементов.Когда ядра распадаются, они высвобождают энергию, а также больше нейтронов, которые в дальнейшем вызывают деление соседних атомов. Следовательно, это цепная реакция, и ее необходимо контролировать, иначе это может привести к взрыву.
Ядерный реактор состоит из твэлов, стержней управления и замедлителя. Топливный стержень содержит небольшие круглые топливные поддоны (урановые поддоны). Управляющие стержни изготовлены из кадмия, поглощающего нейтроны. Они вставляются в реактор и могут быть перемещены внутрь или наружу для контроля реакции. Замедлителем могут быть графитовые стержни или сам теплоноситель.Замедлитель замедляет нейтроны, прежде чем они бомбардируют топливные стержни.
Два типа ядерных реакторов, которые широко используются —
- Реактор с водой под давлением (PWR) —
Этот тип реактора использует обычную воду в качестве теплоносителя. Охлаждающая жидкость (вода) держится под очень высоким давлением, чтобы она не закипала. Нагретая вода проходит через теплообменник, в котором вода из вторичного контура теплоносителя превращается в пар. Таким образом, вторичный контур полностью свободен от радиоактивных веществ.В PWR охлаждающая вода сама действует как замедлитель. Благодаря этим преимуществам чаще всего используются реакторы с водой под давлением. - Реактор с кипящей водой (BWR) —
В этом типе реактора имеется только один контур теплоносителя. В реакторе дают воде закипеть. Пар образуется, когда он выходит из реактора, а затем проходит через паровую турбину. Одним из основных недостатков BWR является то, что охлаждающая вода непосредственно контактирует с топливными стержнями, а также с турбиной.Таким образом, существует вероятность того, что радиоактивный материал может попасть на турбину.
Благодаря этим преимуществам чаще всего используются реакторы с водой под давлением.Теплообменник
В теплообменнике теплоноситель первого контура передает тепло вторичному теплоносителю (воде). Таким образом вода из вторичного контура превращается в пар. Первичная система и вторичная система представляют собой замкнутый контур, и они никогда не могут смешиваться друг с другом. Таким образом, теплообменник помогает защитить вторичную систему от радиоактивных веществ. В кипящих реакторах теплообменник отсутствует.
Паровая турбина
Образующийся пар проходит через паровую турбину, которая работает за счет давления пара. Когда пар проходит через лопатки турбины, давление пара постепенно уменьшается, и он увеличивается в объеме. Паровая турбина соединена с генератором переменного тока через вращающийся вал.
Генератор
Паровая турбина вращает вал генератора переменного тока, вырабатывая электрическую энергию. Электрическая мощность генератора переменного тока подается на повышающий трансформатор для передачи его на большие расстояния.
Конденсатор
Пар, выходящий из турбины, после того, как она выполнила свою работу, затем превращается обратно в воду в конденсаторе. Пар охлаждается, пропуская его через третий контур холодной воды.
Nuclear Reactors — Chemistry LibreTexts
Ядерный реактор — это устройство, в котором генерируются ядерные реакции, и цепная реакция регулируется для выделения большого количества постоянного тепла, тем самым производя энергию.
Введение
Деление ядра — это процесс, при котором ядро атома расщепляется, образуя ядра из более легких атомов и нейтронов.2 \) небольшое количество недостающей массы преобразуется в большое количество энергии.
Рисунок 1: http://www.atomicarchive.com/Fission/Fission1.shtml
Цепная реакция, показанная на приведенном выше рисунке, происходит, когда нейтроны, высвобождаемые при делении, сталкиваются по крайней мере с одним другим ядром, вызывая деление других ядер. . Затем процесс повторяется. В сегодняшних ядерных реакторах обычно используется уран-235. При каждом делении U235 / 92 в среднем выделяется 2,5 нейтрона. Обратите внимание здесь; Уран-235 используется потому, что у него довольно большое ядро, которое облегчает процесс деления.Взрыв может произойти только в том случае, если реакция станет неконтролируемой. Когда одна масса U-235 превышает массу U-235, которая достаточно велика, чтобы сдерживать цепную реакцию, также известную как критическая масса , происходит взрыв.
Прекрасным примером этого явления может быть ядерная бомба. В неконтролируемых реакциях нейтроны убегают слишком быстро, чтобы поддерживать цепную реакцию. Это быстрое высвобождение ядерной энергии вызывает взрыв. Однако в ядерном реакторе энергия производится с контролируемой постоянной скоростью; ядерный взрыв маловероятен.
Рисунок 3
В отличие от ядерного взрыва, ядерные реакторы представляют собой контролируемое выделение энергии деления. Они служат для преобразования «ядерной энергии» в тепло. Для производства энергии ядерный реактор содержит несколько основных компонентов: тепловыделяющие элементы (или стержни), стержни управления и теплоноситель / замедлитель, помимо самого корпуса, в котором все находится. Топливные элементы содержат делящийся материал, обычно уран или плутоний, который используется в качестве топлива для деления и обеспечения ядерной энергии.Делящийся материал заключен в твердую оболочку из циркаллоя (сплава циркония, имеющего низкую способность поглощать нейтроны), чтобы содержать как топливо, так и образующиеся продукты деления и не допускать их утечки в замедлитель, теплоноситель или куда-либо еще.
облицовка. Замедлитель и теплоноситель протекают между тепловыделяющими элементами (или стержнями), замедляя нейтроны и унося тепло. Область внутри ядерного реактора, где тепловыделяющие элементы подвергаются делению с выделением тепла, называется активной зоной ядерного реактора.Управляющие стержни, обычно сделанные из металлического кадмия, поглощают нейтроны, чтобы контролировать скорость деления. При подъеме или опускании регулирующих стержней в реакторе концентрация нейтронов, называемая нейтронным потоком, в активной зоне соответственно увеличивается или уменьшается. Другой компонент — охлаждающая жидкость. Поскольку в процессе деления выделяется большое количество тепла, хладагент используется для отвода тепла. Уносимое тепло заставляет поступающую более холодную воду превращаться в пар. Этот пар вращает турбину, которая затем приводит в действие электрический генератор.Однако, как правило, используется вода; газообразный гелий и жидкий натрий можно использовать в качестве заменителей.
Реактор с водой под давлением (PWR) — это обычная конструкция ядерных реакторов. В PWR вода действует как охлаждающая жидкость и как замедлитель. Замедлитель замедляет нейтроны, потому что более медленные нейтроны лучше вызывают деление. Модератором обычно является вода; однако также можно использовать графит и тяжелую воду. Реактор с кипящей водой (BWR) — еще одна распространенная конструкция современных ядерных реакторных установок, используемых в коммерческих целях.В BWR вода также действует как охлаждающая жидкость и замедлитель. Другой тип реактора, используемый на гражданских электростанциях в бывшем Советском Союзе, называемый реактором РБМК, использовал графит (углерод) в качестве замедлителя, но считается недостаточно безопасным.
Большая часть энергии ядерных реакторов деления поступает непосредственно от деления, которое может быть быстро остановлено остановкой реактора. Однако около 7% приходится на тепло распада высокорадиоактивных продуктов деления, которое не может быть остановлено остановкой реактора и которое необходимо продолжать выводить из реактора, чтобы предотвратить перегрев и повреждение активной зоны реактора.
Следовательно, насосы охлаждающей жидкости должны продолжать работать в течение многих часов после остановки реактора, чтобы удалить остаточное тепло, которое в течение нескольких часов в конечном итоге уменьшается. Если насосы охлаждающей жидкости не работают, необходимо использовать методы аварийного охлаждения для отвода остаточного тепла, чтобы предотвратить повреждение активной зоны, возможное расплавление или выброс высокорадиоактивных продуктов деления туда, где их не должно быть.
Ядерный синтез
Ядерный синтез — это процесс, при котором два элемента сталкиваются, чтобы сформировать новый элемент, высвобождая огромное количество энергии, намного превышающее энергию реакции деления.Подобно ядерному делению, масса образовавшегося элемента не совсем соответствует объединенным массам двух меньших элементов, но преобразуется в энергию. Звезды во Вселенной, включая наше Солнце, выделяют энергию в результате слияния двух атомов водорода в один атом гелия (рис.
3). В то время как электростатические силы отталкивания обычно отталкивают положительно заряженные области двух ядер водорода друг от друга и предотвращают такую реакцию, высокая температура (15000000 ° C на Солнце) и плотность звезды преодолевают эти силы и позволяют термоядерному соединению происходить.Обладая таким большим потенциалом в качестве источника энергии, перспектива создания термоядерного реактора на Земле стала очень востребованным технологическим достижением, даже несмотря на то, что проблемы создания такого реактора огромны.
Рисунок 3: http://commons.wikimedia.org/wiki/File:Dt-fusion.png
Самой многообещающей реакцией, предпринимаемой сегодня учеными для получения термоядерной энергии, является столкновение двух изотопов водорода, дейтерия ( 2 H ) и трития ( 3 H), чтобы получить атом He 4 , нейтрон и большое количество энергии.Однако, как и в звезде, ядра изотопов водорода отталкиваются друг от друга и должны быть объединены для синтеза при чрезвычайно высоких тепловых энергиях, достигающих 150 000 000 ° C (в десять раз больше, чем требуется на Солнце). При таких высоких температурах газы-реагенты превращаются в плазму — горячий, полностью ионизированный газ, состоящий из ядер атомов и электронов. Проблема, имеющая центральное значение для пока еще теоретического термоядерного реактора, заключается в сдерживании этой плазмы, чтобы она не теряла тепловую энергию при соприкосновении с окружающими материалами.Совместные усилия, финансируемые несколькими странами, известные как Международный термоядерный экспериментальный реактор (ITER), направлены на решение этой проблемы путем удержания плазмы в магнитном поле, созданном мощными сверхпроводящими магнитами. Такая конструкция известна как реактор-токамак (см. Рисунок 4).
Рис. 4: http://commons.wikimedia.org/wiki/File:Tcv_int.jpg
Хотя возможность управляемой реакции синтеза, происходящей на Земле, еще не подтверждена должным образом, потенциальные преимущества синтеза по сравнению с делением могут быть огромный.Дейтерий может быть извлечен из воды, а литий, источник трития для реакции синтеза, по оценкам, существует на Земле в количествах, которых хватит на один миллион лет. Кроме того, гораздо меньше ядерных отходов, которые распадаются намного быстрее, чем те, которые образуются при делении.
Ядерная безопасность
Произошло три крупных аварии на полномасштабных гражданских атомных электростанциях.
- Первый произошел в 1979 году на блоке 2 Три-Майл-Айленд в Пенсильвании.Из-за механического отказа остановились главные водяные насосы, что привело к частичному расплавлению топливных стержней. Избыточное тепло вызвало разрыв в одном из реакторов, в результате чего в атмосферу попало небольшое количество радиоактивного пара. К счастью, никто не погиб и даже не пострадал. Этот инцидент также привел к усилению мер регулирования и безопасности ядерных реакторов в США.
- 26 апреля 1986 года в Чернобыле, Украина, произошла самая страшная авария в истории ядерной энергетики.Во время рутинного испытания неконтролируемый скачок напряжения сгорел управляющие стержни, и было выпущено огромное количество радиоактивного дыма. 237 человек пострадали от острой лучевой болезни, 31 умер в течение первых трех месяцев после аварии. Другие эффекты радиации включали усиление синдрома Дауна, хромосомных аберраций, дефектов нервной трубки и рака щитовидной железы. Возможно, самым важным эффектом был психологический, поскольку авария вызвала серьезную тревогу у выживших и общее недоверие к правительству.
- Из-за сильного землетрясения и цунами в Японии 11 марта 2011 г. несколько ядерных реакторов BWR (Boiling Water Reactor) на АЭС Фукусима потеряли электроэнергию для охлаждения, подверглись взрывам и получили повреждение активной зоны реактора в результате разрушения после останова. тепло, исходящее от высокорадиоактивных продуктов деления. В конце концов рабочие закачали в реакторы морскую воду, чтобы охладить их и ограничить дальнейшие повреждения.
Проблемы
- Какова функция регулирующих стержней в ядерном реакторе?
- Верно или неверно? Авария на Три-Майл-Айленде привела к радиационному отравлению, возможно, сотен тысяч человек.
- Как ядерное деление приводит к цепной реакции?
- Какие две функции может выполнять вода в ядерном реакторе?
- Что такое критическая масса? Что произойдет, если масса реакции превысит ее критическую массу?
Ответы
- В реакторе деления управляющие стержни поглощают нейтроны, чтобы контролировать скорость реакции. Опускание стержней в реактор снижает скорость деления, а удаление их увеличивает скорость.
- Неверно.Авария на Три-Майл-Айленд была незначительной, никто не погиб и не пострадал.
- Когда нейтрон попадает в делящийся материал, разбивая его на более мелкие фрагменты, выделяется больше нейтронов (в среднем 2,5). Затем эти нейтроны сталкиваются с другими делящимися атомами, производя еще больше нейтронов, которые продолжают цепную реакцию либо стабильно (реактор), либо бурно (атомная бомба).
- В реакторе деления вода служит замедлителем (замедляет высокоэнергетические нейтроны до соответствующей тепловой энергии для реакции) и производит пар, вступая в контакт с горячей водой около реактора и передавая тепло.Затем этот пар может приводить в действие турбины для выработки электроэнергии.
- Критическая масса реактора деления — это масса делящегося материала, необходимая для поддержания цепной реакции. Если масса реакции превышает ее критическую массу, результатом является неконтролируемая цепная реакция, кульминацией которой является большой взрыв (так работает атомная бомба).
Внешние ссылки
Для получения дополнительной информации о ядерных реакторах, могут быть полезны следующие ссылки:
Список литературы
- Петруччи, Ральф Х., и другие. «Ядерные реакторы». Общая химия: принципы и современные приложения. Нью-Джерси: Pearson Education, Inc., 2007. 1057-1058.
- Блумфилд, Луи А. Как работают вещи: физика повседневной жизни, второе издание. Нью-Йорк: John Wiley & Sons Inc, 2001. 445.
- AJ Программное обеспечение и мультимедиа. Ядерное деление: основы. 1998-2008 гг.
. - Всемирная ядерная ассоциация. Чернобыльская авария. Ноябрь 2009 г. 2009 г. Ноябрь 2009 г.
- Международный термоядерный экспериментальный реактор (ИТЭР). «Что такое Fusion?» 22 ноября 2010. Интернет. 26 мая 2011.
- Образование в области ядерной энергетики. «Все, что вы хотите знать об атомной энергетике». 3 сентября 2010 г. Интернет. 26 мая 2011 г.
.
Авторы и авторство
Как работает атомная энергия
Атомная энергия обеспечивает эффективное и надежное производство электроэнергии по всему миру. Сегодня более 400 коммерческих реакторов работают более чем в 30 странах мира.
Общее определение ядерной энергии — это энергия, выделяемая цепной реакцией, особенно при делении или синтезе. Фактически, ядерная энергия использует топливо, сделанное из добытого и переработанного урана, для производства пара и электроэнергии.
Атомная генерация — единственный источник электроэнергии, который может производить постоянную подачу электроэнергии — известную как мощность базовой нагрузки — надежно без выбросов парниковых газов.
Ядерная энергия оказывает одно из самых низких экологических последствий для земли и природных ресурсов среди всех источников электроэнергии.
Атомная энергия в ОАЭ
В ОАЭ на АЭС Барака, расположенной в районе Аль-Дафра эмирата Абу-Даби, установлено четыре реактора.Каждый реактор рассчитан на выработку 1400 мегаватт (МВт) электроэнергии с почти нулевыми выбросами углерода.
Построенные для работы в течение 60 или более лет, эти реакторы будут обеспечивать нацию для будущих поколений эффективной и надежной электроэнергией с низким содержанием углерода. После ввода в эксплуатацию завод предотвратит выброс более 21 миллиона тонн парниковых газов в год. Это эквивалентно удалению с дорог ОАЭ 3,2 миллиона легковых автомобилей.
В 2016 году ENEC учредила Nawah Energy Company, которая отвечает за эксплуатацию и техническое обслуживание четырех реакторов в Бараках.По мере того, как команды ENEC и Nawah готовятся к переходу завода от строительного проекта к действующему, они работают над тем, чтобы обеспечить его соответствие высочайшим национальным и международным стандартам качества, и извлекают выгоду из мирового опыта эксплуатации.
Как это работает?
Ядерный реактор производит электричество почти так же, как и другие электростанции. Цепная реакция производит энергию, которая превращает воду в пар. Давление пара включает генератор, вырабатывающий электричество.
Разница в том, как создается тепло. Электростанции, работающие на ископаемом топливе, сжигают уголь, нефть или природный газ для выработки тепла. На атомной энергетической установке тепло вырабатывается при расщеплении атомов — процесс, называемый ядерным делением.
- Ядерный реактор вырабатывает тепло, которое используется для производства пара
- Пар вращает турбину, соединенную с электромагнитом, называемую генератором.
- Генератор вырабатывает электроэнергию
В реакторе с водой под давлением (PWR) — типе реактора, строящемся в ОАЭ — высокое давление предотвращает кипение воды в корпусе реактора.Перегретая вода подается в парогенератор, который состоит из множества небольших труб. Тепло в этих трубах используется для включения второго изолированного источника воды в пар, который, в свою очередь, используется для привода турбины. Вода из реактора перекачивается обратно в емкость реактора и снова нагревается. Пар из турбины охлаждается в конденсаторе, а образовавшаяся вода отправляется обратно в парогенератор.
Уран
Обогащенный уран — топливо для ядерных реакторов.Уран — это богатый природным радиоактивный элемент, который содержится в большинстве горных пород. Когда уран распадается или распадается, он производит тепло внутри земной коры. Подобный процесс генерирует тепло внутри ядерного реактора.
Деление ядер
Деление — это процесс разделения ядра на две части.
Внутри каждой урановой топливной таблетки находятся миллионы ядер урана. Когда эти ядра расщепляются, выделяется огромное количество энергии. Часть этой энергии исходит от излучения, но самым большим источником является кинетическая энергия.Это энергия, которая производит тепло внутри реактора, которое, в свою очередь, используется для выработки пара и в конечном итоге создает электричество.
Факты по всему миру
Более 60 лет ядерная энергия обеспечивает мир надежным электричеством. Сегодня более 400 реакторов работают более чем в 30 странах мира.
Эти станции вырабатывают около 10 процентов мировой электроэнергии без выбросов парниковых газов.
Все больше стран изучают возможности использования ядерной энергии, особенно в связи с ростом спроса на электроэнергию и ростом опасений по поводу изменения климата.
