Ako vyzerá jadrový reaktor? Školská encyklopédia

V polovici dvadsiateho storočia sa pozornosť ľudstva sústredila na atóm a vysvetlenie vedcov o jadrovej reakcii, ktoré sa pôvodne rozhodli využiť na vojenské účely, pričom v rámci projektu Manhattan vynašli prvé jadrové bomby. Ale v 50-tych rokoch XX storočia sa jadrový reaktor v ZSSR používal na mierové účely. Je všeobecne známe, že 27. júna 1954 vstúpila do služieb ľudstva prvá jadrová elektráreň na svete s výkonom 5000 kW. Jadrový reaktor dnes dokáže vyrobiť elektrinu s výkonom 4 000 MW a viac, teda 800-krát viac ako pred polstoročím.

Čo je jadrový reaktor: základná definícia a hlavné komponenty bloku

Jadrový reaktor je špeciálna jednotka, pomocou ktorej vzniká energia v dôsledku správneho udržiavania riadenej jadrovej reakcie. Použitie slova „atómový“ v kombinácii so slovom „reaktor“ je povolené. Mnohí vo všeobecnosti považujú pojmy „jadrový“ a „atómový“ za synonymá, keďže medzi nimi nenachádzajú zásadný rozdiel. Zástupcovia vedy sa však prikláňajú k správnejšej kombinácii - "jadrový reaktor".

zaujímavé fakt! Jadrové reakcie môžu prebiehať s uvoľňovaním alebo absorpciou energie.

Hlavnými komponentmi zariadenia jadrového reaktora sú tieto prvky:

• Moderátor;
• Ovládacie tyče;
• Tyčinky obsahujúce obohatenú zmes izotopov uránu;
• Špeciálne ochranné prvky proti žiareniu;
• chladiaca kvapalina;
• parný generátor;
• Turbína;
• Generátor;
• kondenzátor;
• Jadrové palivo.

Aké základné princípy fungovania jadrového reaktora určili fyzici a prečo sú neotrasiteľné

Základný princíp fungovania jadrového reaktora je založený na vlastnostiach prejavu jadrovej reakcie. V momente štandardného fyzikálneho reťazového jadrového procesu častica interaguje s atómovým jadrom, v dôsledku čoho sa jadro zmení na nové s uvoľnením sekundárnych častíc, ktoré vedci nazývajú gama kvantá. Pri jadrovej reťazovej reakcii sa uvoľňuje obrovské množstvo tepelnej energie. Priestor, v ktorom prebieha reťazová reakcia, sa nazýva jadro reaktora.

zaujímavé fakt! Aktívna zóna navonok pripomína kotol, cez ktorý preteká obyčajná voda, ktorá pôsobí ako chladivo.

Aby sa zabránilo strate neutrónov, oblasť aktívnej zóny reaktora je obklopená špeciálnym reflektorom neutrónov. Jeho primárnou úlohou je odmietnuť väčšinu emitovaných neutrónov do jadra. Reflektor je zvyčajne rovnaká látka, ktorá slúži ako moderátor.

Hlavné riadenie jadrového reaktora prebieha pomocou špeciálnych riadiacich tyčí. Je známe, že tieto tyče sú zavedené do aktívnej zóny reaktora a vytvárajú všetky podmienky pre prevádzku bloku. Typicky sú regulačné tyče vyrobené z chemických zlúčenín bóru a kadmia. Prečo sa tieto prvky používajú? Áno, všetko preto, že bór alebo kadmium sú schopné účinne absorbovať tepelné neutróny. A hneď ako sa plánuje spustenie, podľa princípu fungovania jadrového reaktora sa do aktívnej zóny zavádzajú riadiace tyče. Ich primárnou úlohou je absorbovať značnú časť neutrónov a tým vyvolať rozvoj reťazovej reakcie. Výsledok by mal dosiahnuť požadovanú úroveň. Pri zvýšení výkonu nad nastavenú úroveň sa zapnú automaty, ktoré nevyhnutne ponoria riadiace tyče hlboko do aktívnej zóny reaktora.

Je teda zrejmé, že riadiace alebo regulačné tyče hrajú dôležitú úlohu pri prevádzke tepelného jadrového reaktora.

A aby sa znížil únik neutrónov, jadro reaktora je obklopené neutrónovým reflektorom, ktorý do aktívnej zóny vrhá značné množstvo voľne emitovaných neutrónov. V zmysle reflektora sa zvyčajne používa rovnaká látka ako pre moderátor.

Jadro atómov moderátorskej látky má podľa normy relatívne malú hmotnosť, takže pri zrážke s ľahkým jadrom stráca neutrón prítomný v reťazci viac energie ako pri zrážke s ťažkým. Najbežnejšími moderátormi sú obyčajná voda alebo grafit.

zaujímavé fakt! Neutróny v procese jadrovej reakcie sa vyznačujú extrémne vysokou rýchlosťou pohybu, a preto je potrebný moderátor, ktorý tlačí neutróny, aby stratili časť svojej energie.

Ani jeden reaktor na svete nemôže normálne fungovať bez pomoci chladiva, keďže jeho účelom je odstrániť energiu, ktorá vzniká v srdci reaktora. Ako chladivo sa nevyhnutne používa kvapalina alebo plyny, pretože nie sú schopné absorbovať neutróny. Uveďme príklad chladiva pre kompaktný jadrový reaktor – vodu, oxid uhličitý a niekedy aj tekutý kovový sodík.

Princípy fungovania jadrového reaktora sú teda úplne založené na zákonitostiach reťazovej reakcie, jej priebehu. Všetky komponenty reaktora – moderátor, tyče, chladivo, jadrové palivo – plnia svoje úlohy a spôsobujú normálnu prevádzku reaktora.

Aké palivo sa používa pre jadrové reaktory a prečo sú zvolené práve tieto chemické prvky

Hlavným palivom v reaktoroch môžu byť izotopy uránu, tiež plutónium alebo tórium.

Už v roku 1934 si F. Joliot-Curie, ktorý pozoroval proces štiepenia jadra uránu, všimol, že v dôsledku chemickej reakcie je jadro uránu rozdelené na fragmenty-jadrá a dva alebo tri voľné neutróny. A to znamená, že existuje možnosť, že sa voľné neutróny spoja s inými jadrami uránu a vyvolajú ďalšie štiepenie. A tak, ako predpovedá reťazová reakcia: z troch jadier uránu sa uvoľní šesť až deväť neutrónov, ktoré sa opäť spoja s novovzniknutými jadrami. A tak ďalej do nekonečna.

Dôležité mať na pamäti! Neutróny, ktoré sa objavujú počas jadrového štiepenia, sú schopné vyvolať štiepenie jadier izotopu uránu s hmotnostným číslom 235 a na zničenie jadier izotopu uránu s hmotnostným číslom 238 môže byť málo energie. vznikajúce v procese rozkladu.

Urán číslo 235 je v prírode vzácny. Tvorí len 0,7 %, ale prírodný urán-238 zaberá priestrannejšie miesto a predstavuje 99,3 %.

Napriek takému malému podielu uránu-235 v prírode ho fyzici a chemici stále nemôžu odmietnuť, pretože je najefektívnejší pre prevádzku jadrového reaktora, čím znižuje náklady na proces získavania energie pre ľudstvo.

Kedy sa objavili prvé jadrové reaktory a kde sa dnes používajú

V roku 1919 už fyzici triumfovali, keď Rutherford objavil a opísal proces vzniku pohybujúcich sa protónov v dôsledku zrážky častíc alfa s jadrami atómov dusíka. Tento objav znamenal, že jadro izotopu dusíka sa v dôsledku zrážky s časticou alfa zmenilo na jadro izotopu kyslíka.

Pred objavením sa prvých jadrových reaktorov sa svet naučil niekoľko nových fyzikálnych zákonov, ktoré sa zaoberali všetkými dôležitými aspektmi jadrovej reakcie. V roku 1934 tak F. Joliot-Curie, H. Halban, L. Kovarsky po prvýkrát ponúkli spoločnosti a okruhu svetových vedcov teoretický predpoklad a dôkazovú základňu o možnosti jadrových reakcií. Všetky experimenty súviseli s pozorovaním štiepenia jadra uránu.

V roku 1939 E. Fermi, I. Joliot-Curie, O. Hahn, O. Frisch sledovali reakciu štiepenia jadier uránu pri ich bombardovaní neutrónmi. Vedci v priebehu výskumu zistili, že keď jeden zrýchlený neutrón vstúpi do jadra uránu, existujúce jadro sa rozdelí na dve alebo tri časti.

Reťazová reakcia bola prakticky preukázaná v polovici 20. storočia. V roku 1939 sa vedcom podarilo dokázať, že pri štiepení jedného jadra uránu sa uvoľní asi 200 MeV energie. Ale asi 165 MeV je pridelených kinetickej energii jadier fragmentov a zvyšok so sebou odnáša gama kvantá. Tento objav znamenal prelom v kvantovej fyzike.

E. Fermi pokračuje v práci a výskume ešte niekoľko rokov a v roku 1942 v USA spúšťa prvý jadrový reaktor. Stelesnený projekt sa nazýval „Chicago woodpile“ a bol umiestnený na koľajniciach. 5. septembra 1945 Kanada spustila svoj jadrový reaktor ZEEP. Európsky kontinent nezaostával a súčasne prebiehala výstavba inštalácie F-1. A pre Rusov je tu ešte jeden pamätný dátum – 25. decembra 1946 spúšťajú v Moskve reaktor pod vedením I. Kurčatova. Neboli to najvýkonnejšie jadrové reaktory, ale to bol začiatok vývoja atómu človekom.

Pre mierové účely bol v roku 1954 v ZSSR vytvorený vedecký jadrový reaktor. Prvá mierová loď na svete s jadrovou elektrárňou, jadrový ľadoborec Lenin, bola postavená v Sovietskom zväze v roku 1959. A ešte jeden úspech nášho štátu je jadrový ľadoborec Arktika. Táto povrchová loď prvýkrát na svete dosiahla severný pól. Stalo sa to v roku 1975.

Prvé prenosné jadrové reaktory fungovali na pomalých neutrónoch.

Kde sa používajú jadrové reaktory a aké typy ľudstvo používa

• Priemyselné reaktory. Používajú sa na výrobu energie v jadrových elektrárňach.
• Jadrové reaktory slúžiace ako pohon jadrových ponoriek.
• Experimentálne (prenosné, malé) reaktory. Bez nich neprebieha ani jedna moderná vedecká skúsenosť či výskum.

Dnes sa vedecký svet naučil, ako odsoľovať morskú vodu pomocou špeciálnych reaktorov, aby sa obyvateľom poskytla kvalitná pitná voda. V Rusku je v prevádzke veľa jadrových reaktorov. Podľa štatistík teda od roku 2018 v štáte funguje asi 37 blokov.

A podľa klasifikácie môžu byť nasledovné:

• Výskum (historický). Patrí medzi ne aj stanica F-1, ktorá vznikla ako experimentálne miesto na výrobu plutónia. I.V. Kurčatov pracoval na F-1, dohliadal na prvý fyzikálny reaktor.
• Výskum (aktívny).
• Zbrojnica. Ako príklad reaktor - A-1, ktorý vošiel do histórie ako prvý reaktor s chladením. Minulá sila jadrového reaktora je malá, ale funkčná.
• Energia.
• Loď. Je známe, že na lodiach a ponorkách sa z nevyhnutnosti a technickej realizovateľnosti používajú vodou chladené reaktory alebo reaktory s tekutým kovom.
• Priestor. Ako príklad nazvime inštaláciu „Yenisei“ na kozmickej lodi, ktorá sa spustí, ak je potrebné extrahovať dodatočné množstvo energie, a bude potrebné ju získať pomocou solárnych panelov a zdrojov izotopov.

Téma jadrových reaktorov je teda dosť rozsiahla, preto si vyžaduje hlboké štúdium a pochopenie zákonov kvantovej fyziky. Ale význam jadrových reaktorov pre energetiku a ekonomiku štátu je už nepochybne rozdúchaný aurou užitočnosti a výhod.

Zariadenie a princíp činnosti

Mechanizmus uvoľnenia energie

Premena látky je sprevádzaná uvoľnením voľnej energie len vtedy, ak má látka rezervu energií. To posledné znamená, že mikročastice látky sú v stave s pokojovou energiou väčšou ako v inom možnom stave, do ktorého prechod existuje. Spontánnemu prechodu vždy bráni energetická bariéra, na prekonanie ktorej musí mikročastica dostať zvonku určité množstvo energie – energiu excitácie. Exoenergetická reakcia spočíva v tom, že pri transformácii nasledujúcej po excitácii sa uvoľní viac energie, ako je potrebné na vybudenie procesu. Existujú dva spôsoby, ako prekonať energetickú bariéru: buď v dôsledku kinetickej energie zrážaných častíc, alebo v dôsledku väzbovej energie pristupujúcej častice.

Ak máme na pamäti makroskopické škály uvoľňovania energie, tak kinetickú energiu potrebnú na vybudenie reakcií musia mať všetky, alebo najskôr aspoň niektoré častice látky. To sa dá dosiahnuť len zvýšením teploty média na hodnotu, pri ktorej sa energia tepelného pohybu blíži k hodnote energetického prahu, ktorý obmedzuje priebeh procesu. V prípade molekulárnych premien, teda chemických reakcií, je takýto nárast zvyčajne v stovkách kelvinov, zatiaľ čo v prípade jadrových reakcií je to minimálne 10 7 kvôli veľmi vysokej výške Coulombových bariér kolidujúcich jadier. Tepelná excitácia jadrových reakcií sa v praxi uskutočňovala len pri syntéze najľahších jadier, pri ktorých sú Coulombove bariéry minimálne (termonukleárna fúzia).

Excitácia spájanými časticami nevyžaduje veľkú kinetickú energiu, a preto nezávisí od teploty média, pretože k nej dochádza v dôsledku nevyužitých väzieb, ktoré sú súčasťou častíc príťažlivých síl. Ale na druhej strane samotné častice sú potrebné na vybudenie reakcií. A ak opäť nemáme na mysli samostatný akt reakcie, ale produkciu energie v makroskopickom meradle, potom je to možné len vtedy, keď dôjde k reťazovej reakcii. Ten vzniká, keď sa častice, ktoré vzrušujú reakciu, znovu objavia ako produkty exoenergetickej reakcie.

Dizajn

Každý jadrový reaktor pozostáva z nasledujúcich častí:

• Jadro s jadrovým palivom a moderátorom;
• Neutrónový reflektor, ktorý obklopuje jadro;
• Systém regulácie reťazovej reakcie vrátane núdzovej ochrany;
• Radiačná ochrana;
• Systém diaľkového ovládania.

Fyzikálne princípy fungovania

Pozri tiež hlavné články:

Súčasný stav jadrového reaktora možno charakterizovať efektívnym multiplikačným faktorom neutrónov k alebo reaktivita ρ , ktoré sú spojené nasledujúcim vzťahom:

Tieto hodnoty sú charakterizované nasledujúcimi hodnotami:

• k> 1 - reťazová reakcia sa časom zvyšuje, reaktor je v nadkritické stav, jeho reaktivita ρ > 0;
• k < 1 - реакция затухает, реактор - podkritické, ρ < 0;
• k = 1, ρ = 0 - počet štiepení jadra je konštantný, reaktor je v stajni kritický stave.

Kritický stav jadrového reaktora:

Prepočet multiplikačného faktora na jednotu sa dosiahne vyrovnaním násobenia neutrónov s ich stratami. Príčiny strát sú vlastne dva: záchyt bez štiepenia a únik neutrónov mimo chovné médium.

Je zrejmé, že k< k 0 , поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе данного состава k 0 < 1, то цепная самоподдерживающаяся реакция невозможна как в бесконечном, так и в любом конечном объёме. Таким образом, k 0 определяет принципиальную способность среды размножать нейтроны.

k 0 pre tepelné reaktory možno určiť pomocou takzvaného „vzorca 4 faktorov“:

• η je výťažok neutrónov na dve absorpcie.

Objemy moderných energetických reaktorov môžu dosahovať stovky m³ a nie sú určené najmä podmienkami kritickosti, ale možnosťami odvodu tepla.

Kritický objem jadrový reaktor - objem aktívnej zóny reaktora v kritickom stave. Kritické množstvo je hmotnosť štiepneho materiálu reaktora, ktorý je v kritickom stave.

Najnižšiu kritickú hmotnosť majú reaktory poháňané vodnými roztokmi solí čistých štiepnych izotopov s vodným neutrónovým reflektorom. Pre 235 U je táto hmotnosť 0,8 kg, pre 239 Pu je to 0,5 kg. Je však všeobecne známe, že kritická hmotnosť pre reaktor LOPO (prvý reaktor na obohatený urán na svete), ktorý mal reflektor na báze oxidu berýlia, bola 0,565 kg, a to napriek skutočnosti, že stupeň obohatenia izotopu 235 bol len nepatrný. viac ako 14 %. Teoreticky má najmenšiu kritickú hmotnosť, pre ktorú je táto hodnota iba 10 g.

Aby sa znížil únik neutrónov, jadro má guľovitý alebo takmer guľovitý tvar, ako je krátky valec alebo kocka, pretože tieto čísla majú najmenší pomer plochy povrchu k objemu.

Napriek tomu, že hodnota (e - 1) je zvyčajne malá, úloha rýchleho násobenia neutrónov je pomerne veľká, pretože pre veľké jadrové reaktory (K ∞ - 1)<< 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.

Na spustenie reťazovej reakcie sa zvyčajne pri samovoľnom štiepení jadier uránu vytvorí dostatok neutrónov. Na spustenie reaktora je možné použiť aj externý zdroj neutrónov, napríklad zmes a, alebo iných látok.

jódová jama

Jódová jama - stav jadrového reaktora po jeho odstavení, charakterizovaný akumuláciou krátkodobého izotopu xenónu. Tento proces vedie k dočasnému objaveniu sa výraznej negatívnej reaktivity, čo následne znemožňuje uviesť reaktor do projektovanej kapacity na určitú dobu (asi 1-2 dni).

Klasifikácia

Podľa dohody

Podľa charakteru použitia sa jadrové reaktory delia na:

• Energetické reaktory určené na výrobu elektrickej a tepelnej energie využívanej v energetickom sektore, ako aj na odsoľovanie morskej vody (odsoľovacie reaktory sú tiež klasifikované ako priemyselné). Takéto reaktory sa používali najmä v jadrových elektrárňach. Tepelný výkon moderných energetických reaktorov dosahuje 5 GW. V samostatnej skupine prideľte:
  • Transportné reaktory určené na dodávku energie do motorov vozidiel. Najširšími aplikačnými skupinami sú námorné transportné reaktory používané na ponorkách a rôznych hladinových plavidlách, ako aj reaktory využívané v kozmickej technike.
• Experimentálne reaktory, určené na štúdium rôznych fyzikálnych veličín, ktorých hodnota je nevyhnutná pre návrh a prevádzku jadrových reaktorov; výkon takýchto reaktorov nepresahuje niekoľko kW.
• Výskumné reaktory, v ktorej sa toky neutrónov a gama žiarenia vytvorené v aktívnej zóne využívajú na výskum v oblasti jadrovej fyziky, fyziky pevných látok, radiačnej chémie, biológie, na testovanie materiálov určených na prevádzku v intenzívnych neutrónových tokoch (vrátane častí jadrových reaktorov), na výrobu izotopov. Výkon výskumných reaktorov nepresahuje 100 MW. Uvoľnená energia sa zvyčajne nevyužíva.
• Priemyselné (zbrane, izotopové) reaktory používané na výrobu izotopov používaných v rôznych oblastiach. Najčastejšie sa používa na výrobu materiálov pre jadrové zbrane, ako je 239 Pu. Medzi priemyselné patria aj reaktory používané na odsoľovanie morskej vody.

Reaktory sa často používajú na riešenie dvoch alebo viacerých rôznych úloh, v takom prípade sa nazývajú viacúčelový. Napríklad niektoré energetické reaktory, najmä na úsvite jadrovej energetiky, boli určené hlavne na experimenty. Reaktory s rýchlymi neutrónmi môžu súčasne vyrábať energiu aj izotopy. Priemyselné reaktory okrem svojej hlavnej úlohy často vyrábajú elektrickú a tepelnú energiu.

Podľa neutrónového spektra

• Tepelný (pomalý) neutrónový reaktor ("tepelný reaktor")
• Rýchly neutrónový reaktor ("rýchly reaktor")

Podľa umiestnenia paliva

• Heterogénne reaktory, kde je palivo umiestnené v aktívnej zóne diskrétne vo forme blokov, medzi ktorými je moderátor;
• Homogénne reaktory, kde palivo a moderátor sú homogénnou zmesou (homogénny systém).

V heterogénnom reaktore môžu byť palivo a moderátor od seba vzdialené, najmä v dutinovom reaktore moderátor-reflektor obklopuje dutinu palivom, ktoré neobsahuje moderátor. Z jadrovo-fyzikálneho hľadiska nie je kritériom homogenity/heterogenity návrh, ale umiestnenie palivových blokov vo vzdialenosti presahujúcej dĺžku moderovania neutrónov v danom moderátore. Napríklad takzvané „uzavreté mriežkové“ reaktory sú navrhnuté tak, aby boli homogénne, hoci palivo je v nich zvyčajne oddelené od moderátora.

Bloky jadrového paliva v heterogénnom reaktore sa nazývajú palivové zostavy (FA), ktoré sú umiestnené v aktívnej zóne v uzloch pravidelnej mriežky, ktorá tvorí bunky.

Podľa druhu paliva

• izotopy uránu 235, 238, 233 (235 U, 238 U, 233 U)
• izotop plutónia 239 ( 239 Pu), tiež izotopy 239-242 Pu ako zmes s 238 U (palivo MOX)
• izotop tória 232 (232 Th) (prostredníctvom konverzie na 233 U)

Podľa stupňa obohatenia:

• prírodný urán
• nízko obohatený urán
• vysoko obohatený urán

Podľa chemického zloženia:

• kovové U
• UC (karbid uránu) atď.

Podľa typu chladiacej kvapaliny

• Plyn (pozri grafitovo-plynový reaktor)
• D 2 O (ťažká voda, pozri Ťažkovodný jadrový reaktor, CANDU)

Podľa typu moderátora

• C (grafit, pozri grafitovo-plynový reaktor, grafitovo-vodný reaktor)
• H 2 O (voda, pozri ľahkovodný reaktor, tlakovodný reaktor, VVER)
• D 2 O (ťažká voda, pozri Ťažkovodný jadrový reaktor, CANDU)
• Hydridy kovov
• Bez moderátora (pozri rýchly neutrónový reaktor)

Dizajnovo

spôsob výroby pary

• Reaktor s externým generátorom pary (pozri PWR, VVER)

klasifikácia MAAE

• PWR (tlakovodné reaktory) - tlakovodný reaktor (tlakovodný reaktor);
• BWR (varný reaktor) - varný reaktor;
• FBR (rýchly množivý reaktor) - rýchly množivý reaktor;
• GCR (gas-cooled reaktor) - plynom chladený reaktor;
• LWGR (light water graphite reaktor) - grafitovo-vodný reaktor
• PHWR (tlakový ťažký vodný reaktor) - ťažkovodný reaktor

Najbežnejšie vo svete sú tlakovodné (asi 62 %) a vriace (20 %) reaktory.

Materiály reaktora

Materiály, z ktorých sú reaktory postavené, pracujú pri vysokej teplote v oblasti neutrónov, γ-kvant a štiepnych fragmentov. Preto nie všetky materiály používané v iných odvetviach technológie sú vhodné na stavbu reaktorov. Pri výbere materiálov reaktora sa berie do úvahy ich radiačná odolnosť, chemická inertnosť, absorpčný prierez a ďalšie vlastnosti.

Radiačná nestabilita materiálov je menej ovplyvnená vysokými teplotami. Pohyblivosť atómov je taká veľká, že sa výrazne zvyšuje pravdepodobnosť návratu atómov vyrazených z kryštálovej mriežky na ich miesto alebo rekombinácie vodíka a kyslíka na molekulu vody. Rádiolýza vody je teda vo výkonových bezvarných reaktoroch (napríklad VVER) nevýznamná, kým pri výkonných výskumných reaktoroch sa uvoľňuje značné množstvo výbušnej zmesi. Reaktory majú špeciálne systémy na jeho spaľovanie.

Materiály reaktora prichádzajú do vzájomného kontaktu (plášť palivového článku chladivom a jadrovým palivom, palivové kazety s chladivom a moderátorom atď.). Prirodzene, kontaktné materiály musia byť chemicky inertné (kompatibilné). Príkladom nekompatibility je urán a horúca voda vstupujúca do chemickej reakcie.

U väčšiny materiálov sa pevnostné vlastnosti prudko zhoršujú so zvyšujúcou sa teplotou. V energetických reaktoroch fungujú konštrukčné materiály pri vysokých teplotách. To obmedzuje výber konštrukčných materiálov, najmä tých častí energetického reaktora, ktoré musia odolávať vysokému tlaku.

Spaľovanie a reprodukcia jadrového paliva

Počas prevádzky jadrového reaktora dochádza v dôsledku hromadenia štiepnych fragmentov v palive k zmenám jeho izotopového a chemického zloženia a vznikajú transuránové prvky, hlavne izotopy. Vplyv štiepnych fragmentov na reaktivitu jadrového reaktora je tzv otravy(pre rádioaktívne fragmenty) a struska(pre stabilné izotopy).

Hlavným dôvodom otravy reaktora je, že má najväčší absorpčný prierez neutrónov (2,6 10 6 stodola). Polčas rozpadu 135 Xe T 1/2 = 9,2 h; výťažok delenia je 6-7%. Hlavná časť 135 Xe vzniká v dôsledku rozpadu ( T 1/2 = 6,8 hodiny). V prípade otravy sa Kef mení o 1-3%. Veľký absorpčný prierez 135 Xe a prítomnosť prechodného izotopu 135 I vedú k dvom dôležitým javom:

1. K zvýšeniu koncentrácie 135 Xe a následne k zníženiu reaktivity reaktora po jeho odstavení alebo znížení výkonu („jódová jama“), čo znemožňuje krátkodobé odstávky a kolísanie výstupného výkonu. Tento efekt je prekonaný zavedením rezervy reaktivity v regulačných orgánoch. Hĺbka a trvanie jódovej jamky závisí od toku neutrónov Ф: pri Ф = 5 10 18 neutrón/(cm² s), trvanie jódovej jamky je ~ 30 h a hĺbka je 2-krát väčšia ako stacionárna zmena v Keffe spôsobené otravou 135 Xe.
2. V dôsledku otravy môže dochádzať k časopriestorovým výkyvom toku neutrónov Ф a tým aj výkonu reaktora. Tieto fluktuácie sa vyskytujú pri Ф > 10 18 neutrónov/(cm² s) a veľkých veľkostiach reaktorov. Doba oscilácie ~ 10 h.

Jadrové štiepenie dáva vznik veľkému počtu stabilných fragmentov, ktoré sa líšia svojimi absorpčnými prierezmi v porovnaní s absorpčným prierezom štiepneho izotopu. Koncentrácia fragmentov s veľkým absorpčným prierezom dosiahne saturáciu počas prvých dní prevádzky reaktora. Ide najmä o TVELy rôzneho „veku“.

V prípade úplnej výmeny paliva má reaktor prebytok reaktivity, ktorý je potrebné kompenzovať, v druhom prípade je kompenzácia potrebná len pri prvom spustení reaktora. Nepretržité dopĺňanie paliva umožňuje zvýšiť hĺbku vyhorenia, pretože reaktivita reaktora je určená priemernými koncentráciami štiepnych izotopov.

Hmotnosť naloženého paliva prevyšuje hmotnosť vyloženého v dôsledku „váhy“ uvoľnenej energie. Po odstavení reaktora, najskôr najmä v dôsledku štiepenia oneskorenými neutrónmi a následne po 1-2 minútach vplyvom β- a γ-žiarenia štiepnych úlomkov a transuránových prvkov, sa v palive naďalej uvoľňuje energia. Ak reaktor pracoval dostatočne dlho pred odstavením, potom 2 minúty po odstavení je uvoľnenie energie asi 3%, po 1 hodine - 1%, po dni - 0,4%, po roku - 0,05% počiatočného výkonu.

Pomer počtu štiepnych izotopov Pu vytvorených v jadrovom reaktore k množstvu vyhorených 235 U je tzv. konverzný kurz K K. Hodnota K K sa zvyšuje s klesajúcim obohatením a vyhorením. Pre ťažkovodný reaktor pracujúci na prírodnom uráne s vyhorením 10 GW deň/t K K = 0,55 a pre malé vyhorenia (v tomto prípade je K K tzv. počiatočný koeficient plutónia) KK = 0,8. Ak jadrový reaktor horí a produkuje rovnaké izotopy (množivý reaktor), potom sa pomer rýchlosti reprodukcie k rýchlosti vyhorenia nazýva reprodukčná miera K V. V tepelných reaktoroch K V< 1, а для реакторов на быстрых нейтронах К В может достигать 1,4-1,5. Рост К В для реакторов на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что, особенно в случае 239 Pu, для быстрых нейтронов g rastie a a padá.

Riadenie jadrového reaktora

Riadenie jadrového reaktora je možné len vďaka tomu, že pri štiepení časť neutrónov vyletí z úlomkov s oneskorením, ktoré sa môže pohybovať od niekoľkých milisekúnd až po niekoľko minút.

Na riadenie reaktora sa používajú absorbčné tyče zavedené do aktívnej zóny, vyrobené z materiálov, ktoré silne absorbujú neutróny (hlavne a niektoré ďalšie) a / alebo roztok kyseliny boritej, pridaný do chladiva v určitej koncentrácii (regulácia bóru). . Pohyb tyčí je riadený špeciálnymi mechanizmami, pohonmi, pracujúcimi na signáloch od operátora alebo zariadením na automatické riadenie toku neutrónov.

V prípade rôznych havarijných stavov v každom reaktore je zabezpečené havarijné ukončenie reťazovej reakcie, realizované zhodením všetkých absorbčných tyčí do aktívnej zóny - havarijný ochranný systém.

Zvyškové teplo

Dôležitou otázkou priamo súvisiacou s jadrovou bezpečnosťou je rozpadové teplo. Ide o špecifikum jadrového paliva, ktoré spočíva v tom, že po ukončení štiepnej reťazovej reakcie a tepelnej zotrvačnosti, ktorá je bežná pre akýkoľvek zdroj energie, sa v reaktore dlhodobo uvoľňuje teplo, čím vzniká tzv. množstvo technicky zložitých problémov.

Rozpadové teplo je dôsledkom β- a γ- rozpadu štiepnych produktov, ktoré sa nahromadili v palive počas prevádzky reaktora. Jadrá štiepnych produktov v dôsledku rozpadu prechádzajú do stabilnejšieho alebo úplne stabilného stavu s uvoľnením významnej energie.

Hoci rýchlosť uvoľňovania rozpadového tepla rýchlo klesá na hodnoty, ktoré sú malé v porovnaní so stacionárnymi hodnotami, vo vysokovýkonných reaktoroch je významná v absolútnych číslach. Z tohto dôvodu si uvoľňovanie rozpadového tepla vyžaduje dlhý čas na zabezpečenie odvodu tepla z jadra reaktora po jeho odstavení. Táto úloha si vyžaduje prítomnosť chladiacich systémov so spoľahlivým napájaním v projekte reaktorového zariadenia a tiež dlhodobé (do 3-4 rokov) skladovanie vyhoretého jadrového paliva v skladoch so špeciálnym teplotným režimom - bazény vyhoreného paliva. , ktoré sa zvyčajne nachádzajú v bezprostrednej blízkosti reaktora.

pozri tiež

• Zoznam jadrových reaktorov navrhnutých a vyrobených v Sovietskom zväze

Literatúra

• Levin V.E. Jadrová fyzika a jadrové reaktory. 4. vyd. - M.: Atomizdat, 1979.
• Shukolyukov A. Yu. „Urán. prírodný jadrový reaktor. "Chémia a život" č. 6, 1980, s. 20-24

Poznámky

1. "ZEEP - Kanada's First Nuclear Reactor", Kanadské vedecké a technologické múzeum.
2. Greshilov A. A., Egupov N. D., Matushchenko A. M. Jadrový štít. - M .: Logos, 2008. - 438 s. -

I. Návrh jadrového reaktora

Jadrový reaktor pozostáva z nasledujúcich piatich hlavných prvkov:

1) jadrové palivo;

2) moderátor neutrónov;

3) regulačné systémy;

4) chladiace systémy;

5) ochranná clona.

1. Jadrové palivo.

Jadrové palivo je zdrojom energie. V súčasnosti sú známe tri typy štiepnych materiálov:

a) urán 235, čo je 0,7 % prírodného uránu alebo 1/140 dielu;

6) plutónium 239, ktoré v niektorých reaktoroch vzniká na báze uránu 238, ktorý tvorí takmer celú hmotu prírodného uránu (99,3 %, resp. 139/140 dielov).

Zachytením neutrónov sa jadrá uránu 238 premenia na jadrá neptúnia - 93. prvok periodického systému Mendelejeva; tie sa zase premenia na jadrá plutónia - 94. prvok periodického systému. Plutónium sa ľahko získava z ožiareného uránu chemickými prostriedkami a môže sa použiť ako jadrové palivo;

c) urán 233, čo je umelý izotop uránu získaný z tória.

Na rozdiel od uránu 235, ktorý sa nachádza v prírodnom uráne, plutónium 239 a urán 233 sa vyrábajú len umelo. Preto sa nazývajú sekundárne jadrové palivo; urán 238 a tórium 232 sú zdrojom takéhoto paliva.

Zo všetkých vyššie uvedených typov jadrového paliva je teda hlavným palivom urán. To vysvetľuje obrovský rozsah, ktorý vyhliadky a prieskum ložísk uránu nadobúdajú vo všetkých krajinách.

Energia uvoľnená v jadrovom reaktore sa niekedy porovnáva s energiou uvoľnenou pri chemickej spaľovacej reakcii. Je však medzi nimi zásadný rozdiel.

Množstvo tepla získaného v procese štiepenia uránu je nemerateľne väčšie ako množstvo tepla získané spaľovaním napríklad uhlia: 1 kg uránu 235, čo sa objemu rovná škatuľke cigariet, by teoreticky mohol poskytnúť toľko energie ako 2600 ton uhlia.

Tieto energetické možnosti však nie sú plne využité, keďže nie všetok urán-235 je možné oddeliť od prírodného uránu. Výsledkom je, že 1 kg uránu v závislosti od stupňa jeho obohatenia uránom 235 v súčasnosti zodpovedá približne 10 tonám uhlia. Malo by sa však vziať do úvahy, že používanie jadrového paliva uľahčuje prepravu a následne výrazne znižuje náklady na palivo. Britskí experti vypočítali, že obohacovaním uránu budú schopní 10-násobne zvýšiť teplo prijaté v reaktoroch, čo sa rovná 1 tone uránu 100 000 tonám uhlia.

Druhý rozdiel medzi procesom jadrového štiepenia, pri ktorom sa uvoľňuje teplo, a chemickým spaľovaním je v tom, že spaľovacia reakcia vyžaduje kyslík, zatiaľ čo na vybudenie reťazovej reakcie je potrebných len niekoľko neutrónov a určité množstvo jadrového paliva, ktoré sa rovná na kritickú hmotnosť, ktorej definíciu sme už uviedli v časti o atómovej bombe.

A nakoniec, neviditeľný proces jadrového štiepenia je sprevádzaný emisiou mimoriadne škodlivého žiarenia, pred ktorým je potrebné zabezpečiť ochranu.

2. Moderátor neutrónov.

Aby sa zabránilo šíreniu produktov rozpadu v reaktore, jadrové palivo musí byť umiestnené v špeciálnych obaloch. Na výrobu takýchto škrupín sa môže použiť hliník (teplota chladiča by nemala presiahnuť 200 °) a ešte lepšie berýlium alebo zirkónium - nové kovy, ktorých príprava v čistej forme je spojená s veľkými ťažkosťami.

Neutróny vznikajúce v procese jadrového štiepenia (v priemere 2-3 neutróny pri štiepení jedného jadra ťažkého prvku) majú určitú energiu. Aby bola pravdepodobnosť štiepenia neutrónmi iných jadier najväčšia, bez ktorej reakcia nebude samoudržateľná, je potrebné, aby tieto neutróny stratili časť svojej rýchlosti. To sa dosiahne umiestnením moderátora do reaktora, v ktorom sa rýchle neutróny premieňajú na pomalé neutróny v dôsledku početných po sebe nasledujúcich zrážok. Keďže látka použitá ako moderátor musí mať jadrá s hmotnosťou približne rovnajúcou sa hmotnosti neutrónov, teda jadrá ľahkých prvkov, ako moderátor sa od začiatku používala ťažká voda (D 2 0, kde D je deutérium , ktorý nahradil ľahký vodík v obyčajnej vode H 2 0). Teraz sa však snažia používať stále viac a viac grafitu - je to lacnejšie a dáva takmer rovnaký efekt.

Tona ťažkej vody kúpená vo Švédsku stojí 70 – 80 miliónov frankov. Na Ženevskej konferencii o mierovom využívaní atómovej energie Američania oznámili, že čoskoro budú môcť predávať ťažkú ​​vodu za cenu 22 miliónov frankov za tonu.

Tona grafitu stojí 400 000 frankov a tona oxidu berylnatého 20 miliónov frankov.

Materiál použitý ako moderátor musí byť čistý, aby sa zabránilo strate neutrónov pri ich prechode cez moderátor. Na konci behu majú neutróny priemernú rýchlosť približne 2200 m/s, pričom ich počiatočná rýchlosť bola približne 20 000 km/s. V reaktoroch dochádza k uvoľňovaniu tepla postupne a je možné ho kontrolovať, na rozdiel od atómovej bomby, kde k nemu dochádza okamžite a nadobúda charakter výbuchu.

Niektoré typy rýchlych neutrónových reaktorov nevyžadujú moderátor.

3. Regulačný systém.

Človek by mal byť schopný podľa vlastného uváženia vyvolať, regulovať a zastaviť jadrovú reakciu. To sa dosahuje použitím riadiacich tyčí vyrobených z bórovej ocele alebo kadmia, materiálov, ktoré majú schopnosť absorbovať neutróny. V závislosti od hĺbky, do ktorej sú riadiace tyče spustené do reaktora, sa počet neutrónov v aktívnej zóne zvyšuje alebo znižuje, čo v konečnom dôsledku umožňuje riadenie procesu. Ovládacie tyče sú riadené automaticky servomechanizmami; niektoré z týchto tyčí môžu v prípade nebezpečenstva okamžite spadnúť do jadra.

Najprv boli vyjadrené obavy, že výbuch reaktora spôsobí rovnaké škody ako výbuch atómovej bomby. Aby Američania dokázali, že k výbuchu reaktora dochádza len za podmienok odlišných od bežných a nepredstavuje vážne nebezpečenstvo pre obyvateľstvo žijúce v okolí jadrovej elektrárne, jeden takzvaný „varný“ reaktor zámerne vyhodili do vzduchu. Došlo totiž k výbuchu, ktorý môžeme charakterizovať ako „klasický“, teda nejadrový; to opäť dokazuje, že jadrové reaktory možno stavať v blízkosti obývaných oblastí bez akéhokoľvek zvláštneho nebezpečenstva pre obývané oblasti.

4. Chladiaci systém.

V procese jadrového štiepenia sa uvoľňuje určitá energia, ktorá sa prenáša na produkty rozpadu a výsledné neutróny. Táto energia sa premieňa na tepelnú energiu v dôsledku početných zrážok neutrónov, preto, aby sa predišlo rýchlemu zlyhaniu reaktora, musí sa odoberať teplo. V reaktoroch určených na výrobu rádioaktívnych izotopov sa toto teplo nevyužíva, zatiaľ čo v reaktoroch určených na výrobu energie sa stáva, naopak, hlavným produktom. Chladenie sa môže vykonávať pomocou plynu alebo vody, ktoré cirkulujú v reaktore pod tlakom cez špeciálne rúrky a potom sa ochladzujú vo výmenníku tepla. Uvoľnené teplo môže byť použité na ohrev pary, ktorá otáča turbínu pripojenú ku generátoru; takýmto zariadením by bola jadrová elektráreň.

5. Ochranná clona.

Aby ste sa vyhli škodlivým účinkom neutrónov, ktoré môžu vyletieť z reaktora, a aby ste sa ochránili pred gama žiarením emitovaným počas reakcie, je potrebná spoľahlivá ochrana. Vedci vypočítali, že reaktor s výkonom 100-tisíc kW vyžaruje také množstvo rádioaktívneho žiarenia, ktoré človek nachádzajúci sa vo vzdialenosti 100 m od neho dostane za 2 minúty. smrteľná dávka. Na zabezpečenie ochrany personálu obsluhujúceho reaktor sú dvojmetrové steny postavené zo špeciálneho betónu s olovenými doskami.

Prvý reaktor postavil v decembri 1942 Talian Fermi. Do konca roku 1955 bolo na svete asi 50 jadrových reaktorov (USA -2 1, Anglicko - 4, Kanada - 2, Francúzsko - 2). K tomu treba dodať, že do začiatku roku 1956 bolo navrhnutých asi 50 ďalších reaktorov na výskumné a priemyselné účely (USA - 23, Francúzsko - 4, Anglicko - 3, Kanada - 1).

Typy týchto reaktorov sú veľmi rôznorodé, od pomalých neutrónových reaktorov s grafitovými moderátormi a prírodným uránom ako palivom až po rýchle neutrónové reaktory využívajúce urán obohatený o plutónium alebo urán 233 umelo získaný z tória ako palivo.

Okrem týchto dvoch protichodných typov existuje množstvo reaktorov, ktoré sa od seba líšia buď zložením jadrového paliva, alebo typom moderátora, prípadne chladivom.

Je veľmi dôležité poznamenať, že hoci je teoretická stránka problému v súčasnosti dobre preštudovaná odborníkmi vo všetkých krajinách, v praktickej oblasti ešte rôzne krajiny nedosiahli rovnakú úroveň. Spojené štáty a Rusko sú pred ostatnými krajinami. Dá sa tvrdiť, že budúcnosť atómovej energie bude závisieť najmä od pokroku techniky.

autora Ivanov Igor Pierovič

Zariadenie urýchľovača LHC Teraz niekoľko obrázkov. Zrážač je zrážkový urýchľovač častíc. Tam sa častice zrýchľujú pozdĺž dvoch prstencov a navzájom sa zrážajú. Ide o najväčšie experimentálne zariadenie na svete, pretože dĺžka tohto prstenca - tunela -

Z knihy Najnovšia kniha faktov. Zväzok 3 [Fyzika, chémia a technika. História a archeológia. Zmiešaný] autora Kondrashov Anatolij Pavlovič

Z knihy Atómový problém od Rena Philipa

Z knihy 5b. elektrina a magnetizmus autora Feynman Richard Phillips

Z knihy autora

Kapitola VIII Princíp činnosti a možnosti jadrového reaktora I. Konštrukcia jadrového reaktora Jadrový reaktor pozostáva z týchto piatich hlavných prvkov: 1) jadrové palivo; 2) moderátor neutrónov; 3) riadiaci systém; 4) chladiaci systém 5) ochranné

Z knihy autora

Kapitola 11 VNÚTORNÉ DIELEKTRICKÉ ZARIADENIE §1. Molekulové dipóly§2. Elektronická polarizácia §3. polárne molekuly; orientacna polarizacia§4. Elektrické polia v dutinách dielektrika §5. Dielektrická konštanta kvapalín; Clausiova formula - Mossotti§6.

Význam jadrovej energie v modernom svete

Jadrová energia urobila za posledných niekoľko desaťročí obrovský krok vpred a stala sa jedným z najdôležitejších zdrojov elektriny pre mnohé krajiny. Zároveň treba pripomenúť, že za rozvojom tohto odvetvia národného hospodárstva stojí enormné úsilie desiatok tisíc vedcov, inžinierov a obyčajných robotníkov, ktorí robia všetko pre to, aby sa „pokojný atóm“ neotáčal. byť skutočnou hrozbou pre milióny ľudí. Skutočným jadrom každej jadrovej elektrárne je jadrový reaktor.

História vzniku jadrového reaktora

Prvé takéto zariadenie zostrojil na vrchole druhej svetovej vojny v USA slávny vedec a inžinier E. Fermi. Pre svoj nezvyčajný vzhľad, pripomínajúci stoh grafitových blokov naskladaných na seba, sa tento jadrový reaktor nazýval Chicago Stack. Stojí za zmienku, že toto zariadenie pracovalo na uráne, ktorý bol umiestnený práve medzi blokmi.

Vytvorenie jadrového reaktora v Sovietskom zväze

Aj u nás sa jadrovej problematike venovala zvýšená pozornosť. Napriek tomu, že hlavné úsilie vedcov sa sústredilo na vojenské využitie atómu, získané výsledky aktívne využívali aj na mierové účely. Prvý jadrový reaktor s kódovým označením F-1 postavila koncom decembra 1946 skupina vedcov pod vedením slávneho fyzika I. Kurčatova. Jeho významnou nevýhodou bola absencia akéhokoľvek chladiaceho systému, takže sila energie, ktorú uvoľňuje, bola mimoriadne zanedbateľná. Sovietski výskumníci zároveň dokončili začaté práce, ktorých výsledkom bolo len o osem rokov neskôr otvorenie prvej jadrovej elektrárne na svete v meste Obninsk.

Princíp činnosti reaktora

Jadrový reaktor je mimoriadne zložité a nebezpečné technické zariadenie. Princíp jeho činnosti je založený na skutočnosti, že pri rozpade uránu sa uvoľňuje niekoľko neutrónov, ktoré následne vyraďujú elementárne častice zo susedných atómov uránu. Táto reťazová reakcia uvoľňuje značné množstvo energie vo forme tepla a gama lúčov. Zároveň je potrebné vziať do úvahy skutočnosť, že ak táto reakcia nie je žiadnym spôsobom kontrolovaná, potom štiepenie atómov uránu v čo najkratšom čase môže viesť k silnému výbuchu s nežiaducimi následkami.

Aby reakcia prebiehala v presne definovanom rámci, má veľký význam návrh jadrového reaktora. V súčasnosti je každá takáto konštrukcia akýmsi kotlom, cez ktorý preteká chladiaca kvapalina. V tejto kapacite sa zvyčajne používa voda, ale existujú jadrové elektrárne, ktoré používajú tekutý grafit alebo ťažkú ​​vodu. Moderný jadrový reaktor si nemožno predstaviť bez stoviek špeciálnych šesťhranných kaziet. Obsahujú palivové články, cez kanály, cez ktoré prúdia chladivá. Táto kazeta je potiahnutá špeciálnou vrstvou, ktorá je schopná odrážať neutróny a tým spomaliť reťazovú reakciu.

Jadrový reaktor a jeho ochrana

Má niekoľko úrovní ochrany. Okrem samotného tela je zvrchu pokrytý špeciálnou tepelnou izoláciou a biologickou ochranou. Z technického hľadiska je táto konštrukcia výkonným železobetónovým bunkrom, ku ktorému sú dvere čo najtesnejšie uzavreté.

V prípade potreby sa tiež použije rýchle ochladenie reaktora vedro s vodou a ľad.

Prvok	Tepelná kapacita
	Chladiaca tyč 10k(Anglicky 10k Coolant Cell)
	10 000
	Chladiaca tyč 30k(Angl. 30K chladiaca bunka)
	30 000
	Chladiaca tyč 60k(eng. 60K Coolant Cell)
	60 000
	červený kondenzátor(anglicky RSH-Condenser)
	19 999
	Umiestnením prehriateho kondenzátora do remeselnej mriežky spolu s redstone prachom môžete doplniť jeho zásobu tepla o 10 000 eT. Na úplné obnovenie kondenzátora sú teda potrebné dva prachy.
	Lapisový kondenzátor(Anglický LZH-Condenser)
	99 999
	Dopĺňa sa nielen redstone (5000 eT), ale aj lapis lazuli za 40 000 eT.

Chladenie jadrového reaktora (až do verzie 1.106)

• Chladiaca tyč dokáže uložiť 10 000 eT a každú sekundu sa ochladí o 1 eT.
• Plášť reaktora tiež uchováva 10 000 eT, ochladzuje sa každú sekundu s 10% pravdepodobnosťou 1 eT (priemer 0,1 eT). Prostredníctvom termoplatní môžu palivové články a rozvádzače tepla distribuovať teplo väčšiemu počtu chladiacich prvkov.
• Rozdeľovač tepla ukladá 10 000 eT a tiež vyrovnáva úrovne tepla blízkych prvkov, ale každému neprerozdeľuje viac ako 6 eT/s. Taktiež redistribuuje teplo do puzdra, a to až do 25 eT/s.
• Pasívne chladenie.

• Každý blok vzduchu obklopujúci reaktor v oblasti 3x3x3 okolo jadrového reaktora ochladzuje trup o 0,25 eT/s a každý blok vody ochladzuje o 1 eT/s.
• Okrem toho je samotný reaktor chladený o 1 eT/s, a to vďaka vnútornému ventilačnému systému.
• Každá ďalšia komora reaktora je tiež vetraná a ochladzuje trup o ďalšie 2 eT/s.
• Ale ak sú v zóne 3x3x3 lávové bloky (zdroje alebo prúdy), tak znižujú chladenie trupu o 3 eT/s. A horiaci oheň v tej istej oblasti znižuje chladenie o 0,5 eT/s.

Ak je celkové chladenie záporné, chladenie bude nulové. To znamená, že nádoba reaktora nebude chladená. Dá sa vypočítať, že maximálne pasívne chladenie je: 1+6*2+20*1 = 33 eT/s.

• Núdzové chladenie (až do verzie 1.106).

Okrem konvenčných chladiacich systémov existujú aj "núdzové" chladiče, ktoré možno použiť na núdzové chladenie reaktora (aj pri vysokom uvoľňovaní tepla):

• Vedro s vodou umiestnené v aktívnej zóne ochladzuje nádobu jadrového reaktora o 250 eT, ak je zohriate aspoň o 4 000 eT.
• Ľad ochladzuje telo o 300 eT, ak sa zohreje aspoň o 300 eT.

Klasifikácia jadrových reaktorov

Jadrové reaktory majú svoju vlastnú klasifikáciu: MK1, MK2, MK3, MK4 a MK5. Typy sú určené uvoľňovaním tepla a energie, ako aj niektorými ďalšími aspektmi. MK1 je najbezpečnejší, ale generuje najmenej energie. MK5 generuje najviac energie pri najvyššej pravdepodobnosti výbuchu.

MK1

Najbezpečnejší typ reaktora, ktorý sa vôbec nezohrieva a zároveň produkuje najmenej energie. Delí sa na dva podtypy: MK1A - ten, ktorý vyhovuje podmienkam triedy bez ohľadu na prostredie a MK1B - ten, ktorý vyžaduje pasívne chladenie, aby splnil štandardy triedy 1.

MK2

Najoptimálnejší typ reaktora, ktorý sa pri prevádzke na plný výkon nezohreje o viac ako 8500 eT za cyklus (čas, počas ktorého sa palivový článok stihne úplne vybiť alebo 10 000 sekúnd). Ide teda o optimálny kompromis medzi teplom a energiou. Pre tieto typy reaktorov existuje aj samostatná klasifikácia MK2x, kde x je počet cyklov, počas ktorých bude reaktor fungovať bez kritického prehriatia. Počet môže byť od 1 (jeden cyklus) do E (16 alebo viac cyklov). MK2-E je meradlom medzi všetkými jadrovými reaktormi, pretože je prakticky večný. (To znamená, že pred koncom 16. cyklu bude mať reaktor čas vychladnúť na 0 eT)

MK3

Reaktor, ktorý môže bežať aspoň 1/10 plného cyklu bez vyparovania vody/blokového topenia. Výkonnejší ako MK1 a MK2, ale vyžaduje si dodatočný dohľad, pretože po určitom čase môže teplota dosiahnuť kritickú úroveň.

MK4

Reaktor, ktorý dokáže fungovať aspoň 1/10 celého cyklu bez výbuchov. Najvýkonnejší z prevádzkových typov jadrových reaktorov, ktorý si vyžaduje najväčšiu pozornosť. Vyžaduje neustály dohľad. Prvýkrát zverejňuje približne od 200 000 do 1 000 000 EÚ.

MK5

Jadrové reaktory 5. triedy sú nefunkčné, slúžia najmä na dôkaz toho, že explodujú. Hoci je možné vyrobiť funkčný reaktor tejto triedy, nemá to zmysel.

Dodatočná klasifikácia

Hoci reaktory už majú až 5 tried, reaktory sú niekedy rozdelené do niekoľkých menších, ale dôležitých podtried typu chladenia, účinnosti a produktivity.

Chladenie

-SUC(jednorazové chladiace kvapaliny - jednorazové použitie chladiacich prvkov)

• pred verziou 1.106 toto označenie označovalo núdzové chladenie reaktora (pomocou vedier s vodou alebo ľadom). Typicky sa takéto reaktory používajú zriedkavo alebo sa nepoužívajú vôbec, pretože reaktor nemusí fungovať veľmi dlho bez dozoru. Toto sa bežne používalo pre Mk3 alebo Mk4.
• po verzii 1.106 sa objavili tepelné kondenzátory. Podtrieda -SUC teraz označuje prítomnosť tepelných kondenzátorov v obvode. Ich tepelná kapacita sa dá rýchlo obnoviť, ale zároveň musíte stráviť červený prach alebo lapis lazuli.

Efektívnosť

Účinnosť je priemerný počet impulzov produkovaných palivovými tyčami. Zhruba povedané, ide o množstvo miliónov energie prijatej v dôsledku prevádzky reaktora vydelené počtom palivových článkov. Ale v prípade obohacovacích obvodov sa časť impulzov minie na obohacovanie a v tomto prípade účinnosť celkom nezodpovedá prijatej energii a bude vyššia.

Dvojité a štvorcové palivové tyče majú vyššiu základnú účinnosť v porovnaní s jednoduchými. Samotné palivové tyče produkujú jeden impulz, dvojitý - dva, štvornásobný - tri. Ak jeden zo štyroch susedných článkov obsahuje ďalší palivový článok, ochudobnený palivový článok alebo neutrónový reflektor, potom sa počet impulzov zvýši o jeden, teda maximálne o 4. Z vyššie uvedeného je zrejmé, že účinnosť nemôže byť menej ako 1 alebo viac ako 7.

Označovanie	Význam efektívnosť
EE	=1
ED	>1 a<2
EÚ	≥2 a<3
EB	≥3 a<4
EA	≥4 a<5
EA+	≥5 a<6
EA++	≥6 a<7
EA*	=7

Ostatné podtriedy

Na schémach reaktora môžete niekedy vidieť ďalšie písmená, skratky alebo iné symboly. Hoci sa tieto symboly používajú (napríklad podtrieda -SUC nebola predtým oficiálne zaregistrovaná), nie sú veľmi populárne. Preto môžete svoj reaktor nazvať aspoň Mk9000-2 EA ^ dzhigurda, ale tento typ reaktora jednoducho nebude pochopený a považovaný za vtip.

Konštrukcia reaktora

Všetci vieme, že reaktor sa zahrieva a náhle môže dôjsť k výbuchu. A musíme to vypnúť a zapnúť. Nasleduje návod, ako môžete ochrániť svoj domov, ako aj to, ako čo najlepšie využiť reaktor, ktorý nikdy nevybuchne. V tomto prípade by ste už mali dodať 6 reaktorových komôr.

Pohľad na reaktor s komorami. Jadrový reaktor vo vnútri.

1. Obklopte reaktor vystuženým kameňom (5x5x5)
2. Urobte pasívne chladenie, to znamená naplňte celý reaktor vodou. Nalejte ju zvrchu, pretože voda bude stekať dole. Pri použití takejto schémy bude reaktor chladený o 33 eT za sekundu.
3. Maximálne množstvo vygenerovanej energie robte pomocou chladiacich tyčí atď. Buďte opatrní, pretože pri nesprávnom umiestnení čo i len 1 rozvádzača tepla môže nastať katastrofa! (Schéma zobrazená pre verziu pred 1.106)
4. Aby naše MFE nevybuchlo z vysokého napätia, umiestnime transformátor, ako na obrázku.

Reaktor Mk-V EB

Mnoho ľudí vie, že aktualizácie prinášajú zmeny. Jedna z týchto aktualizácií predstavila nové palivové tyče – dvojité a štvorkolky. Vyššie uvedený diagram nevyhovuje týmto palivovým tyčiam. Nižšie je uvedený podrobný popis výroby pomerne nebezpečného, ​​ale účinného reaktora. Na to potrebuje IndustrialCraft 2 Nuclear Control. Tento reaktor naplnil MFSU a MFE za približne 30 minút reálneho času. Bohužiaľ, toto je reaktor triedy MK4. Svoju úlohu ale splnil tým, že zahrial až 6500 eT. Odporúča sa umiestniť 6500 na snímač teploty a pripojiť k snímaču alarm a systém núdzového vypnutia. Ak alarm kričí dlhšie ako dve minúty, potom je lepšie vypnúť reaktor manuálne. Budova je rovnaká ako vyššie. Zmenilo sa len umiestnenie komponentov.

Výstupný výkon: 360 EU/t

Celkom EÚ: 72 000 000 EÚ

Čas generovania: 10 min. 26 sekúnd

Čas opätovného načítania: Nemožné

Maximálny počet cyklov: 6,26 % cyklu

Celkový čas: Nikdy

Najdôležitejšie v takomto reaktore je nenechať ho vybuchnúť!

Reaktor Mk-II-E-SUC Breeder EA+ s možnosťou obohacovania chudobného paliva

Pomerne účinný, ale drahý typ reaktora. Produkuje 720 000 eT za minútu a kondenzátory sa zahrievajú o 27/100, takže bez chladenia kondenzátorov reaktor vydrží 3 minútové cykly a 4. ho takmer určite vyhodí do vzduchu. Na obohatenie je možné inštalovať vyčerpané palivové tyče. Odporúča sa pripojiť reaktor k časovaču a uzavrieť reaktor do „sarkofágu“ zo spevneného kameňa. Vzhľadom na vysoké výstupné napätie (600 EU/t) sú potrebné vysokonapäťové vodiče a VN transformátor.

Výstupný výkon: 600 EU/t

Celková EÚ: 120 000 000 EÚ

Čas generovania: Celý cyklus

Reaktor Mk-I EB

Prvky sa vôbec nezohrievajú, pracuje 6 štvornásobných palivových tyčí.

Výstupný výkon: 360 EU/t

Celkom EÚ: 72 000 000 EÚ

Čas generovania: Celý cyklus

Doba nabíjania: Nevyžaduje sa

Maximálny počet cyklov: Nekonečné

Celkový čas: 2 hodiny 46 minút 40 sek.

Reaktor Mk-I EA++

Nízky výkon, ale úsporný na suroviny a lacný na stavbu. Vyžaduje neutrónové reflektory.

Výstupný výkon: 60 EU/t

Celkom EÚ: 12 000 000 EÚ

Čas generovania: Celý cyklus

Doba nabíjania: Nevyžaduje sa

Maximálny počet cyklov: Nekonečné

Celkový čas: 2 hodiny 46 minút 40 sek.

Reaktor Mk-I EA*

Stredný výkon, ale relatívne lacný a maximálne efektívny. Vyžaduje neutrónové reflektory.

Výstupný výkon: 140 EU/t

Celkom EÚ: 28 000 000 EÚ

Čas generovania: Celý cyklus

Doba nabíjania: Nevyžaduje sa

Maximálny počet cyklov: Nekonečné

Celkový čas: 2 hodiny 46 minút 40 sek.

Reaktor Mk-II-E-SUC Breeder EA+, obohacovanie uránu

Kompaktný a lacný na výrobu obohacovača uránu. Bezpečná prevádzková doba je 2 minúty 20 sekúnd, po ktorých sa odporúča opraviť lapis lazuli kondenzátory (oprava jedného - 2 lapis lazuli + 1 redstone), kvôli čomu budete musieť reaktor neustále sledovať. Taktiež z dôvodu nerovnomerného obohatenia sa odporúča zamieňať vysoko obohatené prúty za slabo obohatené. Zároveň môže vydať 48 000 000 EÚ za cyklus.

Výstupný výkon: 240 EU/t

Celkom EÚ: 48 000 000 EÚ

Čas generovania: Celý cyklus

Doba nabíjania: Nevyžaduje sa

Maximálny počet cyklov: Nekonečné

Celkový čas: 2 hodiny 46 minút 40 sek.

Reaktor Mk-I EC

"Izbový" reaktor. Má nízky výkon, ale je veľmi lacný a absolútne bezpečný - všetok dohľad nad reaktorom spočíva v výmene tyčí, pretože chladenie ventiláciou prevyšuje tvorbu tepla 2-krát. Najlepšie je umiestniť ho blízko k MFE / MFSU a nastaviť ich tak, aby pri čiastočnom nabití vydávali signál redstone (vysielať pri čiastočnom naplnení), takže reaktor automaticky naplní zásobník energie a vypne sa, keď bude plný. Výroba všetkých komponentov bude vyžadovať 292 medi, 102 železa, 24 zlata, 8 červených kameňov, 7 gumy, 7 cínu, 2 jednotky ľahkého prachu a lapis lazuli a 6 jednotiek uránovej rudy. Rozdáva 16 miliónov EÚ na cyklus.

Výstupný výkon: 80 EU/t

Celkom EÚ: 32 000 000 EÚ

Čas generovania: Celý cyklus

Doba nabíjania: Nevyžaduje sa

Maximálny počet cyklov: Nekonečné

Celkový čas: približne 5 hodín 33 minút 00 sek.

Časovač reaktora

Reaktory triedy MK3 a MK4 produkujú veľa energie v krátkom čase, ale majú tendenciu explodovať bez dozoru. Ale s pomocou časovača môžete aj tieto vrtošivé reaktory prinútiť pracovať bez kritického prehriatia a dovoliť vám odísť napríklad kopať piesok pre vašu kaktusovú farmu. Tu sú tri príklady časovačov:

• Časovač z dávkovača, drevené tlačidlo a šípky (obr. 1). Vystrelený šíp je entita so životnosťou 1 minúta. Pri pripájaní dreveného gombíka so zapichnutou šípkou k reaktoru bude fungovať ~ 1 min. 1,5 sek. Najlepšie by bolo otvoriť prístup k drevenému tlačidlu, potom bude možné urýchlene zastaviť reaktor. Zároveň klesá spotreba šípok, keďže pri napojení dávkovača na ďalšie tlačidlo, okrem dreveného, ​​po stlačení dávkovača vystrelí dávkovač vďaka viacnásobnému signálu naraz 3 šípky.
• Drevený časovač prítlačnej dosky (obr. 2). Drevená prítlačná doska reaguje, ak na ňu spadne predmet. Spadnuté predmety majú „životnosť“ 5 minút (SMP môže mať odchýlky v dôsledku pingu) a ak pripojíte platňu k reaktoru, bude fungovať ~ 5 minút. 1 sek. Pri vytváraní mnohých časovačov môžete tento časovač umiestniť na prvé miesto v reťazci, aby ste nedali dávkovač. Potom sa celý reťazec časovačov spustí tak, že hráč hodí predmet na prítlačnú dosku.
• Časovač opakovača (obr. 3). Časovač opakovača sa dá použiť na jemné doladenie oneskorenia reaktora, ale je to veľmi ťažkopádne a vyžaduje si veľa prostriedkov na vytvorenie čo i len malého oneskorenia. Samotný časovač je linka podpory signálu (10.6). Ako vidíte, zaberá veľa miesta a má oneskorenie signálu 1,2 sekundy. je potrebných až 7 opakovačov (21

  Pasívne chladenie (až do verzie 1.106)

  Základné chladenie samotného reaktora je 1. Ďalej sa kontroluje oblasť 3x3x3 okolo reaktora. Každá reaktorová komora pridá k chladeniu 2. Vodný (zdrojový alebo prietokový) blok pridá 1. Lávový (zdrojový alebo prietokový) blok sa zníži o 3. Vzduchové a požiarne bloky sa počítajú oddelene. Pridávajú na chlade (počet vzduchových blokov-2×počet požiarnych blokov)/4(ak výsledok delenia nie je celé číslo, potom sa zlomková časť zahodí). Ak je celkové chladenie menšie ako 0, potom sa považuje za rovné 0.
  To znamená, že nádoba reaktora sa nemôže zohriať v dôsledku vonkajších faktorov. V horšom prípade ho pasívne chladenie jednoducho neuchladí.

  Teplota

  Pri vysokých teplotách začne reaktor nepriaznivo ovplyvňovať životné prostredie. Tento efekt závisí od vykurovacieho faktora. Koeficient vykurovania = aktuálna teplota RPV/maximálna teplota, kde Maximálna teplota reaktora=10000+1000*počet komôr reaktora+100*počet termoplatní vo vnútri reaktora.
  Ak je vykurovací faktor:

  • <0,4 - никаких последствий нет.
  • >=0,4 - je tu šanca 1,5×(koeficient vykurovania-0,4)že sa vyberie náhodný blok v zóne 5×5×5 a ak sa ukáže, že ide o horľavý blok, ako sú listy, akýkoľvek drevený blok, vlna alebo posteľ, zhorí.
  To znamená, že pri koeficiente vykurovania 0,4 je šanca nulová, pri 0,67 to bude o 100 % vyššie. To znamená, že pri koeficiente zahrievania 0,85 bude šanca 4 × (0,85 – 0,7) = 0,6 (60 %) a pri hodnote 0,95 a vyššom bude šanca 4 × (95 – 70) = 1 (100 %) ). V závislosti od typu bloku sa stane nasledovné:
  • ak je to centrálny blok (samotný reaktor) alebo blok skalného podložia, nebude to mať žiadny vplyv.
  • kamenné bloky (vrátane schodov a rudy), železné bloky (vrátane reaktorových blokov), láva, zem, hlina sa premení na lávový prúd.
  • ak je to vzdušný blok, pokúsi sa založiť oheň na svojom mieste (ak v blízkosti nie sú žiadne pevné bloky, oheň nevznikne).
  • zvyšné bloky (vrátane vody) sa odparia a na ich mieste dôjde aj k pokusu o zapálenie ohňa.
  • >=1 - Výbuch! Základná sila výbuchu je 10. Každý palivový článok v reaktore zvyšuje výkon výbuchu o 3 jednotky a každý plášť reaktora ho znižuje o jeden. Sila výbuchu je tiež obmedzená na maximálne 45 jednotiek. Z hľadiska počtu vypadnutých blokov je tento výbuch podobný jadrovej bombe, 99% blokov po výbuchu bude zničených a pokles bude len 1%.

  Výpočet ohrevu alebo nízko obohatenej palivovej tyče, potom sa tlaková nádoba reaktora ohrieva o 1 eT.

• Ak ide o vedro s vodou a teplota nádoby reaktora je vyššia ako 4000 eT, potom sa nádoba ochladí o 250 eT a vedro s vodou sa nahradí prázdnym vedrom.
• Ak ide o lávové vedro, potom sa nádoba reaktora zahreje na 2000 eT a lávové vedro sa nahradí prázdnym vedrom.
• Ak ide o blok ľadu a teplota trupu je vyššia ako 300 eT, potom sa trup ochladí o 300 eT a množstvo ľadu sa zníži o 1. To znamená, že celá vrstva ľadu sa nevyparí pri raz.
• Ak ide o rozdeľovač tepla, vykoná sa nasledujúci výpočet:
  • Kontrolujú sa 4 susedné bunky v tomto poradí: vľavo, vpravo, hore a dole.

Ak majú chladiacu kapsulu alebo plášť reaktora, potom sa vypočíta tepelná bilancia. Zostatok = (teplota rozdeľovača tepla - teplota susedného prvku) / 2

1. Ak je zostatok väčší ako 6, rovná sa 6.
2. Ak je susedným prvkom chladiaca kapsula, potom sa ohrieva o hodnotu vypočítaného zostatku.
3. Ak ide o plášť reaktora, vykoná sa dodatočný výpočet prenosu tepla.

• Ak v blízkosti tejto platne nie sú žiadne chladiace kapsuly, potom sa platňa zohreje o hodnotu vypočítanej bilancie (teplo z rozdeľovača tepla nejde cez termoplatňu k iným prvkom).
• Ak existujú chladiace kapsuly, potom sa skontroluje, či je tepelná bilancia vydelená ich počtom bez stopy. Ak sa nedelí, potom sa tepelná bilancia zvýši o 1 eT a doska sa ochladí o 1 eT, kým sa úplne nerozdelí. Ale ak je plášť reaktora ochladený a zostatok nie je úplne rozdelený, potom sa zahrieva a zostatok klesá, kým sa nezačne deliť úplne.
• A preto sa tieto prvky zahrievajú na teplotu rovnajúcu sa Zostatok/množstvo.

1. Berie sa modulo, a ak je väčšie ako 6, potom sa rovná 6.
2. Rozdeľovač tepla sa zahreje na bilančnú hodnotu.
3. Susedný prvok je ochladzovaný bilančnou hodnotou.

• Vykoná sa výpočet tepelnej bilancie medzi rozvádzačom tepla a krytom.

Zostatok=(teplota rozdeľovača tepla-teplota prípadu+1)/2 (ak výsledok delenia nie je celé číslo, potom sa zlomková časť zahodí)

• Ak je zostatok kladný, potom:

1. Ak je zostatok väčší ako 25, rovná sa 25.
2. Rozdeľovač tepla je chladený o hodnotu vypočítanej bilancie.
3. Nádoba reaktora sa ohrieva o hodnotu vypočítaného zostatku.

• Ak je zostatok záporný, potom:

1. Berie sa modulo a ak sa ukáže, že je viac ako 25, potom sa rovná 25.
2. Rozdeľovač tepla sa zohreje o hodnotu vypočítanej bilancie.
3. Nádoba reaktora je chladená o hodnotu vypočítaného zostatku.

• Ak ide o TVEL a reaktor nie je utopený signálom červeného prachu, vykonajú sa nasledujúce výpočty:

Počíta sa počet impulzov generujúcich energiu pre danú tyč. Počet impulzov=1+počet susedných uránových tyčí. Susedia sú tí, ktorí sú v slotoch vpravo, vľavo, hore a dole. Vypočíta sa množstvo energie generovanej tyčou. Množstvo energie (EU/t)=10×Počet impulzov. EU/t – jednotka energie na cyklus (1/20 sekundy) Ak je vedľa uránovej tyče ochudobnený palivový článok, počet impulzov sa zvýši o ich počet. Teda Počet impulzov=1+počet susediacich uránových tyčí+počet susediacich ochudobnených palivových tyčí. Kontrolujú sa aj tieto susedné vyčerpané palivové články a s určitou pravdepodobnosťou sú obohatené o dve jednotky. Okrem toho šanca na obohatenie závisí od teploty puzdra a ak teplota:

• menej ako 3000 - 1/8 šance (12,5 %);
• od 3000 a menej ako 6000 - 1/4 (25%);
• od 6000 a menej ako 9000 - 1/2 (50%);
• 9 000 alebo viac - 1 (100 %).

Keď ochudobnený palivový prvok dosiahne hodnotu obohatenia 10 000 jednotiek, zmení sa na nízko obohatený palivový prvok. Ďaleko za každý impulz počíta sa tvorba tepla. To znamená, že výpočet sa vykoná toľkokrát, koľkokrát je impulzov. Počíta sa počet chladiacich prvkov (chladiace kapsuly, termoplatne a rozvádzače tepla) v blízkosti uránovej tyče. Ak je ich počet:

• 0? nádoba reaktora sa zahrieva na 10 eT.
• 1: Chladiaci prvok sa zahreje o 10 eT.
• 2: Chladiace prvky sú ohrievané každý o 4 eT.
• 3: zahrejte každý o 2 eT.
• 4: zahrejte každý o 1 eT.

Navyše, ak sú tam termoplatne, budú tiež prerozdeľovať energiu. Ale na rozdiel od prvého prípadu, dosky vedľa uránovej tyče môžu distribuovať teplo ako do chladiacich kapsúl, tak aj do nasledujúcich termoplatní. A nasledujúce termoplatničky môžu teplo ďalej distribuovať len do chladiacich tyčí. TVEL znižuje svoju trvanlivosť o 1 (na začiatku sa rovná 10 000) a ak dosiahne 0, potom sa zničí. Navyše, s 1/3 šancou, keď je zničená, zanechá za sebou vyčerpaný TVEL.

Príklad výpočtu

Existujú programy, ktoré tieto schémy vypočítavajú. Pre spoľahlivejšie výpočty a lepšie pochopenie procesu sa oplatí ich použiť.

Vezmite si napríklad takú schému s tromi uránovými tyčami.

Čísla označujú poradie výpočtu prvkov v tejto schéme a prvky označíme rovnakými číslami, aby nedošlo k zámene.

Vypočítajme napríklad rozloženie tepla v prvej a druhej sekunde. Budeme predpokladať, že spočiatku nedochádza k zahrievaniu prvkov, pasívne chladenie je maximálne (33 eT) a nebudeme brať do úvahy chladenie termoplatní.

Prvý krok.

• Teplota nádoby reaktora je 0 eT.
• 1 - Plášť reaktora (RP) ešte nebol zahriaty.
• 2 - Chladiaca kapsula (OxC) sa ešte nezahrieva a v tomto kroku už nebude chladenie (0 eT).
• 3 - TVEL pridelí 8 eT (2 cykly po 4 eT) do 1. TP (0 eT), ktorý ho zohreje na 8 eT a do 2. OxC (0 eT), ktorý ho zohreje na 8 eT. .
• 4 - OxC sa ešte nezahrieva a v tomto kroku už nebude chladenie (0 eT).
• 5 - Rozdeľovač tepla (TP), ešte nevyhrievaný, vyrovná teplotu s 2 m OxC (8 eT). Ochladí ho na 4 eT a zohreje sa na 4 eT.

Ďalej 5. TR (4 eT) vyrovná teplotu na 10. OxC (0 eT). Zahreje ho na 2 eT a ochladí sa na 2 eT. Ďalej 5. TR (2 eT) vyrovná telesnú teplotu (0 eT), čím získa 1 eT. Puzdro sa zahreje na 1 eT a TR sa ochladí na 1 eT.

• 6 - TVEL pridelí 12 eT (3 cykly po 4 eT) do 5. TR (1 eT), ktorý ho zohreje na 13 eT a do 7. TP (0 eT), ktorý ho zohreje na 12 eT. .
• 7 - TP je už nahriaty na 12 eT a môže sa ochladiť s 10% pravdepodobnosťou, ale tu neberieme do úvahy šancu na ochladenie.
• 8 - TR (0 eT) vyrovná teplotu na 7. TP (12 eT) a odoberie z neho 6 eT. 7. TP sa ochladí na 6 eT a 8. TP sa ohrieva na 6 eT.

Ďalej, 8. TP (6 eT) vyrovná teplotu na 9. OxC (0 eT). V dôsledku toho ho zohreje na 3 eT a ochladí sa na 3 eT. Ďalej, 8. TR (3 eT) vyrovná teplotu na 4. OxC (0 eT). V dôsledku toho ho zohreje na 1 eT a ochladí sa na 2 eT. Ďalej, 8. TR (2 eT) vyrovná teplotu na 12. OxC (0 eT). V dôsledku toho ho zohreje na 1 eT a ochladí sa na 1 eT. Ďalej bude 8. TR (1 eT) vyrovnávať teplotu tlakovej nádoby reaktora (1 eT). Keďže nie je žiadny teplotný rozdiel, nič sa nedeje.

• 9 - OxC (3 eT) sa ochladí na 2 eT.
• 10 - OxC (2 eT) sa ochladí na 1 eT.
• 11 - TVEL pridelí 8 eT (2 cykly po 4 eT) do 10. OxC (1 eT), ktorý ho zohreje na 9 eT a do 13. TP (0 eT), ktorý ho zohreje na 8 eT. .

Na obrázku červené šípky znázorňujú ohrev z uránových tyčí, modré šípky - vyrovnávanie tepla rozdeľovačmi tepla, žlté - distribúciu energie do tlakovej nádoby reaktora, hnedé - konečný ohrev prvkov v tomto kroku, modré - chladenie pre chladenie kapsúl. Čísla v pravom hornom rohu ukazujú konečný ohrev a pre uránové tyče - prevádzkový čas.

Konečné zahrievanie po prvom kroku:

• reaktorová nádoba - 1 uT
• 1TP - 8 eT
• 2OxS - 4 eT
• 40xS - 1 eT
• 5TR - 13 uT
• 7TP - 6 eT
• 8TR - 1 uT
• 9OxC - 2 eT
• 10OxS - 9 eT
• 12OxC - 0 eT
• 13TP - 8 eT

Druhý krok.

• Nádoba reaktora sa ochladí na 0 eT.
• 1 - TP, neberieme do úvahy chladenie.
• 2 - OxC (4 eT) sa ochladí na 3 eT.
• 3 - TVEL pridelí 8 eT (2 cykly po 4 eT) do 1. TP (8 eT), ktorý ho zohreje na 16 eT a do 2. OxC (3 eT), ktorý ho zohreje na 11 eT. .
• 4 - OxC (1 eT) sa ochladí na 0 eT.
• 5 - TR (13 eT) vyrovná teplotu s 2 m OxC (11 eT). Zahreje ho na 12 eT a sám sa ochladí na 12 eT.

Ďalej 5. TR (12 eT) vyrovná teplotu na 10. OxC (9 eT). Zahreje ho na 10 eT a ochladí sa na 11 eT. Ďalej 5. TR (11 eT) vyrovná teplotu puzdra (0 eT), čím získa 6 eT. Trup sa zahreje na 6 eT a 5. TR sa ochladí na 5 eT.

• 6 - TVEL pridelí 12 eT (3 cykly po 4 eT) do 5. TR (5 eT), ktorý ho zohreje na 17 eT a do 7. TP (6 eT), ktorý ho zohreje na 18 eT. .
• 7 - TP (18 eT), chladenie neberieme do úvahy.
• 8 - TR (1 eT) vyrovná teplotu 7. TP (18 eT) a odoberie z neho 6 eT. 7. TP sa ochladí na 12 eT a 8. TP sa zahreje na 7 eT.

Ďalej, 8. TR (7 eT) vyrovná teplotu na 9. OxC (2 eT). V dôsledku toho ho zohreje na 4 eT a ochladí sa na 5 eT. Ďalej, 8. TR (5 eT) vyrovná teplotu na 4. OxC (0 eT). V dôsledku toho ho zohreje na 2 eT a ochladí sa na 3 eT. Ďalej, 8. TR (3 eT) vyrovná teplotu na 12. OxC (0 eT). V dôsledku toho ho zohreje na 1 eT a ochladí sa na 2 eT. Ďalej 8. TR (2 eT) vyrovná teplotu tlakovej nádoby reaktora (6 eT), pričom z nej odoberie 2 eT. Trup sa ochladí na 4 eT a 8. TR sa zahreje na 4 eT.

• 9 - OxC (4 eT) sa ochladí na 3 eT.
• 10 - OxC (10 eT) sa ochladí na 9 eT.
• 11 - TVEL pridelí 8 eT (2 cykly po 4 eT) do 10. OxC (9 eT), ktorý ho zohreje na 17 eT a do 13. TP (8 eT), ktorý ho zohreje na 16 eT. .
• 12 - OxC (1 eT) sa ochladí na 0 eT.
• 13 - TP (8 eT), neberieme do úvahy chladenie.

Konečné zahrievanie po druhom kroku:

• reaktorová nádoba - 4 uT
• 1TP - 16 eT
• 2OxS - 12 eT
• 40xS - 2 eT
• 5TR - 17 uT
• 7TP - 12 eT
• 8TR - 4 eT
• 9OxC - 3 eT
• 10OxS - 17 uT
• 12OxC - 0 eT
• 13TP - 16 eT