На чем работает ядерный реактор. Инновационные ядерные системы и проекты

Каж­дый день мы исполь­зуем элек­три­че­сто и не заду­мы­ва­емся над тем, как оно про­из­во­дится и как оно к нам попало. А тем не менее это одна из самых важ­ных частей совре­мен­ной циви­ли­за­ции. Без элек­три­че­ства не было бы ничего - ни света, ни тепла, ни движения.

Все знают про то, что элек­три­чевто выра­ба­ты­ва­ется на элек­тро­стан­циях, в том числе и на атом­ных. Сердце каж­дой АЭС - это ядер­ный реак­тор . Именно его мы будем раз­би­рать в этой статье.

Ядер­ный реак­тор , устрой­ство в кото­ром про­ис­те­кает управ­ля­е­мая цеп­ная ядер­ная реак­ция с выде­ле­нием тепла. В основ­ном ти устрой­ства исполь­зу­ются для выра­ботки элек­тро­энер­гии и в каче­стве при­вода боль­ших кораб­лей. Для того, чтобы пред­ста­вить себе, мощ­ность и эко­но­мич­ность ядер­ных реак­то­ров можно при­ве­сти при­мер. Там где сред­нему ядер­ному реак­тору потре­бу­ется 30 кило­грамм урана, сред­ней ТЭЦ потре­бу­ется 60 ваго­нов угля или 40 цистерн мазута.

Про­об­раз ядер­ного реак­тора был построен в декабре 1942 года в США под руко­вод­ством Э. Ферми. Это была так назы­ва­е­мая “Чикаг­ская стопка”. Chicago Pile (впо­след­ствии слово “Pile” наряду с дру­гими зна­че­ни­ями стало обо­зна­чать ядер­ный реак­тор). Такое назва­ние дали ему из-за того, что он напо­ми­нал собой боль­шую стопку гра­фи­то­вых бло­ков, поло­жен­ных один на другой.

Между бло­ками была поме­щены шаро­об­раз­ные “рабо­чие тела”, из при­род­ного урана и его диоксида.

В СССР пер­вый реак­тор был построен под руко­вод­ством ака­де­мика И. В. Кур­ча­това. Реак­тор Ф-1 был зара­бо­тал 25 декабря 1946 г. Реак­тор был в форме шара, имел в диа­метре около 7,5 мет­ров. Он не имел системы охла­жде­ния, поэтому рабо­тал на очень малых уров­нях мощности.

Иссле­до­ва­ния про­дол­жи­лись и в 27 июня 1954 года всту­пила в строй пер­вая в мире атом­ная элек­тро­стан­ция мощ­но­стью 5 МВт в г. Обнинске.

Прин­цип дей­ствия атом­ного реактора.

При рас­паде урана U 235 про­ис­хо­дит выде­ле­ние тепла, сопро­вож­да­е­мое выбро­сом двух-трех ней­тро­нов. По ста­ти­сти­че­ским дан­ным - 2,5. Эти ней­троны стал­ки­ва­ются с дру­гими ато­мами урана U 235 . При столк­но­ве­нии уран U 235 пре­вра­ща­ется в неста­биль­ный изо­топ U 236 , кото­рый прак­ти­че­ски сразу же рас­па­да­ется на Kr 92 и Ba 141 + эти самые 2–3 ней­трона. Рас­пад сопро­вож­да­ется выде­ле­нием энер­гии в виде гамма излу­че­ния и тепла.

Это и назы­ва­ется цеп­ная реак­ция. Атомы делятся, коли­че­ство рас­па­дов уве­ли­чи­ва­ется в гео­мет­ри­че­ской про­грес­сии, что в конеч­ном итоге при­во­дит к мол­ние­нос­ному, по нашим мер­кам высво­бож­де­нию огром­ного коли­че­ства энер­гии - про­ис­хо­дит атом­ный взрыв, как послед­ствие неуправ­ля­е­мой цеп­ной реакции.

Однако в ядер­ном реак­торе мы имеем дело с управ­ля­е­мой ядер­ной реак­цией. Как такая ста­но­вится воз­мож­ной - рас­ска­зано дальше.

Устрой­ство ядер­ного реактора.

В насто­я­щее время суще­ствует два типа ядер­ных реак­то­ров ВВЭР (водо-водяной энер­ге­ти­че­ский реак­тор) и РБМК (реак­тор боль­шой мощ­но­сти каналь­ный). Отли­чие в том, что РБМК - кипя­щий реак­тор, а ВВЭР исполь­зует воду под дав­ле­нием в 120 атмосфер.

Реак­тор ВВЭР 1000. 1 - при­вод СУЗ; 2 - крышка реак­тора; 3 - кор­пус реак­тора; 4 - блок защит­ных труб (БЗТ); 5 - шахта; 6 - выго­родка актив­ной зоны; 7 - топ­лив­ные сборки (ТВС) и регу­ли­ру­ю­щие стержни;

Каж­дый ядер­ный реак­тор про­мыш­лен­ного типа пред­став­ляет собой котел, сквозь кото­рый про­те­кает теп­ло­но­си­тель. Как пра­вило это обыч­ная вода (ок. 75% в мире), жид­кий гра­фит (20%) и тяже­лая вода (5%). В экс­пе­ри­мен­таль­ных целях исполь­зо­вался бери­лий и пред­по­ла­гался углеводород.

ТВЭЛ - (теп­ло­вы­де­ля­ю­щий эле­мент). Это стержни в цир­ко­ни­е­вой обо­лочке с нио­бий­ным леги­ро­ва­нием, внутри кото­рых рас­по­ло­жены таб­летки из диок­сида урана.

ТВЭЛы в кас­сете выде­лены зеленым.

Топ­лив­ная кас­сета в сборе.

Актив­ная зона реак­тора состоит из сотен кас­сет, постав­лен­ных вер­ти­кально и объ­еди­нен­ных вме­сте метал­ли­че­ской обо­лоч­кой - кор­пу­сом, игра­ю­щим также роль отра­жа­те­лем ней­тро­нов. Среди кас­сет, с регу­ляр­ной часто­той встав­лены управ­ля­ю­щие стержни и стержни ава­рий­ной защиты реак­тора, кото­рые в слу­чае пере­грева при­званы заглу­шить реактор.

При­ве­дем в при­мер дан­ные по реак­тору ВВЭР-440:

Управ­ля­ю­щие могут пере­ме­щаться вверх и вниз погру­жа­ясь или наобо­рот, выходя из актив­ной зоны, где реак­ция идет интен­сив­нее всего. Это обес­пе­чи­вают мощ­ные элек­тро­мо­торы, в сово­куп­но­сти с систе­мой управления.Стержни ава­рий­ной защиты при­званы заглу­шить реак­тор в слу­чает нештат­ной ситу­а­ции, упав в актив­ную зону и погло­тив больше коли­че­ство сво­бод­ных нейтронов.

Каж­дый реак­тор имеет крышку, через кото­рую про­из­во­дится погрузка и выгрузка отра­бо­тав­ших и новых кассет.

Поверх кор­пуса реак­тора обычно уста­нав­ли­ва­ется теп­ло­изо­ля­ция. Сле­ду­ю­щим барье­ром идет био­ло­ги­че­ская защита. Это как пра­вило желе­зо­бе­тон­ный бун­кер, вход в кото­рый закры­ва­ется шлю­зо­вой каме­рой с гер­ме­тич­ными дверьми. Био­ло­ги­че­ская защита при­звана не выпу­стить в атмо­сферу радио­ак­тив­ный пар и куски реак­тора, если все таки про­изой­дет взрыв.

Ядер­ный взрыв в совре­мен­ных реак­тора крайне мало воз­мо­жен. Потому что топ­ливо доста­точно мало обо­га­щено, и раз­де­лено на ТВЕЛы. Даже если рас­пла­вится актив­ная зона, топ­ливо не смо­жет настолько активно про­ре­а­ги­ро­вать. Маси­мум что может про­изойти - теп­ло­вой взрыв как на Чер­но­быле, когда дав­ле­ние в реак­торе достигло таких вели­чин, что метал­ли­че­ский кор­пус про­сто разо­рвало, а крышка реак­тора, весом в 5000 тонн сде­лала пры­жок с пере­во­ро­том, про­бив крышу реак­тор­ного отсека и выпу­стив пар наружу. Если бы чер­но­быль­ская АЭС была осна­щена пра­виль­ной био­ло­ги­че­ской защи­той, напо­до­бие сего­дняш­него сар­ко­фага, то ката­строфа обо­шлась чело­ве­че­ству намного дешевле.

Работа атом­ной электростанции.

Если в двух сло­вах, то рабо­боа выгля­дит так.

Атом­ная элек­тро­стан­ция. (Кликабельно)

После поступ­ле­ния в актив­ную зону реак­тора с помо­щью насо­сов, вода нагре­ва­ется с 250 до 300 гра­ду­сов и выхо­дит с “дру­гой сто­роны” реак­тора. Это назы­ва­ется пер­вым кон­ту­ром. После чего направ­ля­ется в теп­л­об­мен­ник, где встре­ча­ется со вто­рым кон­ту­ром. После чего пар под дав­ле­нием посту­пает на лопатки тур­бин. Тур­бины выра­ба­ты­вают электричество.

Устройство и принцип работы

Механизм энерговыделения

Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергий. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует энергетический барьер , для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии - энергии возбуждения. Экзоэнергетическая реакция состоит в том, что в следующем за возбуждением превращении выделяется энергии больше, чем требуется для возбуждения процесса. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёт кинетической энергии сталкивающихся частиц, либо за счёт энергии связи присоединяющейся частицы.

Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь все или сначала хотя бы некоторая доля частиц вещества. Это достижимо только при повышении температуры среды до величины, при которой энергия теплового движения приближается к величине энергетического порога, ограничивающего течение процесса. В случае молекулярных превращений, то есть химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни кельвинов , в случае же ядерных реакций - это минимум 10 7 из-за очень большой высоты кулоновских барьеров сталкивающихся ядер. Тепловое возбуждение ядерных реакций осуществлено на практике только при синтезе самых лёгких ядер, у которых кулоновские барьеры минимальны (термоядерный синтез).

Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются, как продукты экзоэнергетической реакции.

Конструкция

Любой ядерный реактор состоит из следующих частей:

• Активная зона с ядерным топливом и замедлителем ;
• Отражатель нейтронов , окружающий активную зону;
• Система регулирования цепной реакции , в том числе аварийная защита ;
• Радиационная защита;
• Система дистанционного управления.

Физические принципы работы

См. также основные статьи:

Текущее состояние ядерного реактора можно охарактеризовать эффективным коэффициентом размножения нейтронов k или реактивностью ρ , которые связаны следующим соотношением:

Для этих величин характерны следующие значения:

• k > 1 - цепная реакция нарастает во времени, реактор находится в надкритичном состоянии, его реактивность ρ > 0;
• k < 1 - реакция затухает, реактор - подкритичен , ρ < 0;
• k = 1, ρ = 0 - число делений ядер постоянно, реактор находится в стабильном критическом состоянии.

Условие критичности ядерного реактора:

, где

Обращение коэффициента размножения в единицу достигается сбалансированием размножения нейтронов с их потерями. Причин потерь фактически две: захват без деления и утечка нейтронов за пределы размножающей среды.

Очевидно, что 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 для тепловых реакторов можно определить по так называемой «формуле 4-х сомножителей»:

, где

• η - выход нейтронов на два поглощения.

Объёмы современных энергетических реакторов могут достигать сотен м³ и определяются главным образом не условиями критичности, а возможностями теплосъёма.

Критический объём ядерного реактора - объём активной зоны реактора в критическом состоянии. Критическая масса - масса делящегося вещества реактора, находящегося в критическом состоянии.

Наименьшей критической массой обладают реакторы, в которых топливом служат водные растворы солей чистых делящихся изотопов с водяным отражателем нейтронов. Для 235 U эта масса равна 0,8 кг, для 239 Pu - 0,5 кг. Широко известно, однако, что критическая масса для реактора LOPO (первый в мире реактор на обогащённом уране), имевшего отражатель из окиси бериллия, составляла 0,565 кг, несмотря на то, что степень обогащения по изотопу 235 была лишь немногим более 14 %. Теоретически, наименьшей критической массой обладает , для которого эта величина составляет всего 10 г.

С целью уменьшения утечки нейтронов, активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму, например короткого цилиндра или куба, так как эти фигуры обладают наименьшим отношением площади поверхности к объёму.

Несмотря на то, что величина (e - 1) обычно невелика, роль размножения на быстрых нейтронах достаточно велика, поскольку для больших ядерных реакторов (К ∞ - 1) << 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.

Для начала цепной реакции обычно достаточно нейтронов, рождаемых при спонтанном делении ядер урана. Возможно также использование внешнего источника нейтронов для запуска реактора, например, смеси и , или других веществ.

Иодная яма

Основная статья: Иодная яма

Иодная яма - состояние ядерного реактора после его выключения, характеризующееся накоплением короткоживущего изотопа ксенона . Этот процесс приводит к временному появлению значительной отрицательной реактивности , что, в свою очередь, делает невозможным вывод реактора на проектную мощность в течение определённого периода (около 1-2 суток).

Классификация

По назначению

По характеру использования ядерные реакторы делятся на :

• Энергетические реакторы , предназначенные для получения электрической и тепловой энергии, используемой в энергетике , а также для опреснения морской воды (реакторы для опреснения также относят к промышленным). Основное применение такие реакторы получили на атомных электростанциях . Тепловая мощность современных энергетических реакторов достигает 5 ГВт . В отдельную группу выделяют:
  • Транспортные реакторы , предназначенные для снабжения энергией двигателей транспортных средств. Наиболее широкие группы применения - морские транспортные реакторы, применяющиеся на подводных лодках и различных надводных судах, а также реакторы, применяющиеся в космической технике .
• Экспериментальные реакторы , предназначенные для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов; мощность таких реакторов не превышает нескольких кВт .
• Исследовательские реакторы , в которых потоки нейтронов и гамма-квантов , создаваемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики , физики твёрдого тела , радиационной химии , биологии , для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в т. ч. деталей ядерных реакторов), для производства изотопов. Мощность исследовательских реакторов не превосходит 100 МВт. Выделяющаяся энергия, как правило, не используется.
• Промышленные (оружейные, изотопные) реакторы , используемые для наработки изотопов , применяющихся в различных областях. Наиболее широко используются для производства ядерных оружейных материалов, например 239 Pu . Также к промышленным относят реакторы, использующиеся для опреснения морской воды .

Часто реакторы применяются для решения двух и более различных задач, в таком случае они называются многоцелевыми . Например, некоторые энергетические реакторы, особенно на заре атомной энергетики, предназначались, в основном, для экспериментов. Реакторы на быстрых нейтронах могут быть одновременно и энергетическими, и нарабатывать изотопы. Промышленные реакторы кроме своей основной задачи часто вырабатывают электрическую и тепловую энергию.

По спектру нейтронов

• Реактор на тепловых (медленных) нейтронах («тепловой реактор»)
• Реактор на быстрых нейтронах («быстрый реактор»)

По размещению топлива

• Гетерогенные реакторы , где топливо размещается в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель;
• Гомогенные реакторы , где топливо и замедлитель представляют однородную смесь (гомогенную систему).

В гетерогенном реакторе топливо и замедлитель могут быть пространственно разнесены, в частности, в полостном реакторе замедлитель-отражатель окружает полость с топливом, не содержащим замедлителя. С ядерно-физической точки зрения критерием гомогенности/гетерогенности является не конструктивное исполнение, а размещение блоков топлива на расстоянии, превышающем длину замедления нейтронов в данном замедлителе. Так, реакторы с так называемой «тесной решёткой» рассчитываются как гомогенные, хотя в них топливо обычно отделено от замедлителя.

Блоки ядерного топлива в гетерогенном реакторе называются тепловыделяющими сборками (ТВС), которые размещаются в активной зоне в узлах правильной решётки, образуя ячейки .

По виду топлива

• изотопы урана 235, 238, 233 ( 235 U , 238 U , 233 U)
• изотоп плутония 239 ( 239 Pu), также изотопы 239-242 Pu в виде смеси с 238 U (MOX-топливо)
• изотоп тория 232 (232 Th) (посредством преобразования в 233 U)

По степени обогащения:

• природный уран
• слабо обогащённый уран
• высоко обогащённый уран

По химическому составу:

• металлический U
• UC (карбид урана) и т. д.

По виду теплоносителя

• Газ, (см. Графито-газовый реактор)
• D 2 O (тяжёлая вода , см. Тяжеловодный ядерный реактор , CANDU)

По роду замедлителя

• С (графит , см. Графито-газовый реактор , Графито-водный реактор)
• H 2 O (вода, см. Легководный реактор , Водо-водяной реактор , ВВЭР)
• D 2 O (тяжёлая вода, см. Тяжеловодный ядерный реактор , CANDU)
• Гидриды металлов
• Без замедлителя (см. Реактор на быстрых нейтронах)

По конструкции

По способу генерации пара

• Реактор с внешним парогенератором (См. Водо-водяной реактор , ВВЭР)

Классификация МАГАТЭ

• PWR (pressurized water reactors) - водо-водяной реактор (реактор с водой под давлением);
• BWR (boiling water reactor) - кипящий реактор ;
• FBR (fast breeder reactor) - реактор-размножитель на быстрых нейтронах ;
• GCR (gas-cooled reactor) - газоохлаждаемый реактор;
• LWGR (light water graphite reactor) - графито-водный реактор
• PHWR (pressurised heavy water reactor) - тяжеловодный реактор

Наиболее распространёнными в мире являются водо-водяные (около 62 %) и кипящие (20 %) реакторы.

Материалы реакторов

Материалы, из которых строят реакторы, работают при высокой температуре в поле нейтронов , γ-квантов и осколков деления. Поэтому для реакторостроения пригодны не все материалы, применяемые в других отраслях техники. При выборе реакторных материалов учитывают их радиационную стойкость, химическую инертность, сечение поглощения и другие свойства.

Радиационная нестойкость материалов меньше сказывается при высоких температурах. Подвижность атомов становится настолько большой, что вероятность возвращения выбитых из кристаллической решётки атомов на своё место или рекомбинация водорода и кислорода в молекулу воды заметно увеличивается. Так, радиолиз воды несущественен в энергетических некипящих реакторах (например, ВВЭР), в то время как в мощных исследовательских реакторах выделяется значительное количество гремучей смеси. В реакторах есть специальные системы для её сжигания.

Реакторные материалы контактируют между собой (оболочка ТВЭЛа с теплоносителем и ядерным топливом , тепловыделяющие кассеты - с теплоносителем и замедлителем и т. д.). Естественно, что контактирующие материалы должны быть химически инертными (совместимыми). Примером несовместимости служат уран и горячая вода, вступающие в химическую реакцию.

У большинства материалов прочностные свойства резко ухудшаются с увеличением температуры. В энергетических реакторах конструкционные материалы работают при высоких температурах. Это ограничивает выбор конструкционных материалов, особенно для тех деталей энергетического реактора, которые должны выдерживать высокое давление.

Выгорание и воспроизводство ядерного топлива

В процессе работы ядерного реактора из-за накопления в топливе осколков деления изменяется его изотопный и химический состав, происходит образование трансурановых элементов, главным образом изотопов . Влияние осколков деления на реактивность ядерного реактора называется отравлением (для радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных изотопов).

Основная причина отравления реактора - , обладающий наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6·10 6 барн). Период полураспада 135 Xe T 1/2 = 9,2 ч; выход при делении составляет 6-7 %. Основная часть 135 Xe образуется в результате распада (T 1/2 = 6,8 ч). При отравлении К эф изменяется на 1-3 %. Большое сечение поглощения 135 Xe и наличие промежуточного изотопа 135 I приводят к двум важным явлениям:

1. К увеличению концентрации 135 Xe и, следовательно, к уменьшению реактивности реактора после его остановки или снижения мощности («иодная яма»), что делает невозможным кратковременные остановки и колебания выходной мощности. Данный эффект преодолевается введением запаса реактивности в органах регулирования. Глубина и продолжительность иодной ямы зависят от потока нейтронов Ф: при Ф = 5·10 18 нейтрон/(см²·сек) продолжительность йодной ямы ˜ 30 ч, а глубина в 2 раза превосходит стационарное изменение К эф, вызванное отравлением 135 Xe.
2. Из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а, следовательно, и мощности реактора. Эти колебания возникают при Ф > 10 18 нейтронов/(см²·сек) и больших размерах реактора. Периоды колебаний ˜ 10 ч.

При делении ядер возникает большое число стабильных осколков, которые различаются сечениями поглощения по сравнению с сечением поглощения делящегося изотопа. Концентрация осколков с большим значением сечения поглощения достигает насыщения в течение нескольких первых суток работы реактора. Главным образом это ТВЭЛы разных «возрастов».

В случае полной замены топлива, реактор имеет избыточную реактивность, которую нужно компенсировать, тогда как во втором случае компенсация требуется только при первом пуске реактора. Непрерывная перегрузка позволяет повысить глубину выгорания, так как реактивность реактора определяется средними концентрациями делящихся изотопов.

Масса загруженного топлива превосходит массу выгруженного за счёт «веса» выделившейся энергии. После остановки реактора, сначала главным образом за счёт деления запаздывающими нейтронами, а затем, через 1-2 мин, за счёт β- и γ-излучения осколков деления и трансурановых элементов, в топливе продолжается выделение энергии. Если реактор работал достаточно долго до момента остановки, то через 2 мин после остановки выделение энергии составляет около 3 %, через 1 ч - 1 %, через сутки - 0,4 %, через год - 0,05 % от первоначальной мощности.

Отношение количества делящихся изотопов Pu, образовавшихся в ядерном реакторе, к количеству выгоревшего 235 U называется коэффициентом конверсии K K . Величина K K увеличивается при уменьшении обогащения и выгорания. Для тяжеловодного реактора на естественном уране, при выгорании 10 ГВт·сут/т K K = 0,55, а при небольших выгораниях (в этом случае K K называется начальным плутониевым коэффициентом ) K K = 0,8. Если ядерный реактор сжигает и производит одни и те же изотопы (реактор-размножитель), то отношение скорости воспроизводства к скорости выгорания называется коэффициентом воспроизводства К В. В ядерных реакторах на тепловых нейтронах К В < 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 растёт, а а падает.

Управление ядерным реактором

Управление ядерным реактором возможно только благодаря тому, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием , которое может составить от нескольких миллисекунд до нескольких минут.

Для управления реактором используют поглощающие стержни , вводимые в активную зону, изготовленные из материалов, сильно поглощающих нейтроны (в основном , и некоторые др.) и/или раствор борной кислоты , в определённой концентрации добавляемый в теплоноситель (борное регулирование). Движение стержней управляется специальными механизмами, приводами, работающими по сигналам от оператора или аппаратуры автоматического регулирования нейтронного потока.

На случай различных аварийных ситуаций в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение цепной реакции , осуществляемое сбрасыванием в активную зону всех поглощающих стержней - система аварийной защиты .

Остаточное тепловыделение

Важной проблемой, непосредственно связанной с ядерной безопасностью , является остаточное тепловыделение. Это специфическая особенность ядерного топлива, заключающаяся в том, что, после прекращения цепной реакции деления и обычной для любого энергоисточника тепловой инерции, выделение тепла в реакторе продолжается ещё долгое время, что создаёт ряд технически сложных проблем.

Остаточное тепловыделение является следствием β- и γ- распада продуктов деления , которые накопились в топливе за время работы реактора. Ядра продуктов деления вследствие распада переходят в более стабильное или полностью стабильное состояние с выделением значительной энергии.

Хотя мощность остаточного тепловыделения быстро спадает до величин, малых по сравнению со стационарными значениями, в мощных энергетических реакторах она значительна в абсолютных величинах. По этой причине остаточное тепловыделение влечёт необходимость длительное время обеспечивать теплоотвод от активной зоны реактора после его остановки. Эта задача требует наличия в конструкции реакторной установки систем расхолаживания с надёжным электроснабжением, а также обуславливает необходимость длительного (в течение 3-4 лет) хранения отработавшего ядерного топлива в хранилищах со специальным температурным режимом - бассейнах выдержки, которые обычно располагаются в непосредственной близости от реактора .

См. также

• Перечень атомных реакторов, спроектированных и построенных в Советском Союзе

Литература

• Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. - М.: Атомиздат, 1979.
• Шуколюков А. Ю. «Уран. Природный ядерный реактор». «Химия и Жизнь» № 6, 1980 г., с. 20-24

Примечания

1. «ZEEP - Canada’s First Nuclear Reactor» , Canada Science and Technology Museum.
2. Грешилов А. А., Егупов Н. Д., Матущенко А. М. Ядерный щит. - М .: Логос, 2008. - 438 с. -

У ядерных реакторов одна задача: расщепить атомы в результате контролируемой реакции и использовать выделенную энергию, чтобы генерировать электрическую мощность. На протяжении многих лет реакторы рассматривались и как чудо, и как угроза.

Когда первый коммерческий реактор США вошел в строй в Shippingport, штат Пенсильвания, в 1956 году, эта технология была расценена как источник энергии будущего, а некоторые полагали, что реакторы сделают выработку электричества слишком дешевой. Сейчас во всем мире построено 442 атомных реактора, около четверти из этих реакторов находятся в США. Мир пришел в зависимость от ядерных реакторов, вырабатывающих 14 процентов электроэнергии . Футуристы фантазировали даже об атомных автомобилях.

Когда в 1979 году на реакторе Блок 2 на электростанции Three Mile Island в штате Пенсильвания возникла неисправность системы охлаждения и, как следствие, частичное расплавление его радиоактивного топлива, теплые чувства по поводу реакторов радикально изменились. Несмотря на то, что было проведено блокирование разрушенного реактора и не возникло никакого серьезного радиоактивного излучения, многие люди начали рассматривать реакторы как слишком сложные и уязвимые, с потенциально катастрофическими последствиями. Люди также обеспокоились радиоактивными отходами из реакторов. В результате, строительство новых атомных станций в Соединенных Штатах остановилось. Когда более серьезная авария произошла на Чернобыльской АЭС в Советском Союзе в 1986 году, ядерная энергетика казалась обреченной.

Но в начале 2000-х, ядерные реакторы начали возвращаться, благодаря растущей потребности в энергии и уменьшении поставок ископаемого топлива, а также растущей обеспокоенности по поводу изменения климата в результате выбросов двуокиси углерода

Но в марте 2011 года случился еще один кризис — на этот раз от землетрясения сильно пострадала Фукусима 1 — атомная электростанция в Японии.

Использование ядерной реакции

Попросту говоря, в ядерном реакторе расщепляются атомы и высвобождают энергию, которая держит их части вместе.

Если вы подзабыли физику средней школы, мы напомним вам, как ядерное деление работает. Атомы похожи на крошечные солнечные системы, с ядром, вроде Солнца , и электронами, как планетами на орбите вокруг него. Ядро состоит из частиц, называемых протонами и нейтронами, которые связаны друг с другом. Силу, которая связывает элементы ядра — трудно даже представить. Она во много миллиардов раз сильнее, чем сила земного тяготения. Несмотря на эту огромную силу, можно расщепить ядро — стреляя по нему нейтронами. Когда это будет сделано, выделится много энергии. Когда атомы распадаются, их частицы врезаются в близлежащие атомы, расщепляя и их, а те, в свою очередь следующие, следующие и следующие. Возникает, так называемая, цепная реакция .

Уран, элемент с большими атомами, идеально подходит для процесса расщепления, потому, что сила, связывающая частицы его ядра, является относительно слабой по сравнению с другими элементами. Ядерные реакторы используют определенный изотоп, называемый У ран- 235 . Уран-235 является редким в природе, руда из урановых рудников содержит лишь около 0,7% Урана-235. Вот почему реакторы используют обогащенный У ран , который создается путем выделения и концентрирования Урана-235 посредством процесса диффузии газа.

Процесс цепной реакции можно создать в атомной бомбе, подобной тем, что были сброшены на японские города Хиросиму и Нагасаки во время Второй мировой войны. Но в ядерном реакторе цепная реакция контролируется вставкой управляющих стержней, изготовленных из материалов, таких, как кадмий, гафний или бор, которые поглощают часть нейтронов. Это по-прежнему позволяет процессу деления выделять достаточно энергии, чтобы нагреть воду до температуры около 270 градусов Цельсия и превратить ее в пар, который используется для вращения турбин электростанции и генерирования электричества. В принципе, в этом случае контролируемая ядерная бомба работает вместо угля, создавая электроэнергию, за исключением того, что энергия для вскипания воды происходит от расщепления атомов, вместо сжигания углерода.

Компоненты ядерных реакторов

Есть несколько различных типов ядерных реакторов, но все они имеют некоторые общие характеристики. Все они имеют запас радиоактивных топливных гранул — обычно оксида урана, которые расположены в трубах, чтобы сформировать топливные стержни в активной зон е реактора .

Реактор также имеет ранее упомянутые управляющи е стержн и — из поглощающего нейтроны материала, такого как кадмий, гафний или бор, которые вставляются для контроля или остановки реакции.

Реактор также имеет модератор , вещество, которое замедляет нейтроны и помогает контролировать процесс деления. Большинство реакторов в Соединенных Штатах используют обычную воду, но реакторы в других странах иногда используют графит, или тяжел ую вод у , в которой водород заменен дейтерием, изотопом водорода с одним протоном и одним нейтроном. Еще одной важной частью системы является охлаждающ ая жидкост ь , как правило, обычная вода, которая поглощает и передает тепло от реактора для создания пара для вращения турбины и охлаждает зону реактора так, чтобы он не достиг температуры, при которой уран расплавится (около 3815 градусов по Цельсию).

Наконец, реактор заключен в оболочк у , большую, тяжелую конструкцию, толщиной обычно несколько метров из стали и бетона, которая держит радиоактивные газы и жидкости внутри, где они не могут никому навредить.

Есть целый ряд различных конструкций реакторов в использовании, но один из самых распространенных — водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР) . В таком реакторе, вода нагнетается в контакт с сердечником, а затем остается там под таким давлением, что не может превратиться в пар. Эта вода затем в парогенераторе вступает в контакт с водой, поданной без давления, которая и превращается в пар, вращающий турбины. Есть также конструкция реактора большой мощности канального типа (РБМК) с одним водяным контуром и реактор на быстрых нейтронах с двумя натриевыми и одним водяным контуром.

Насколько безопасен ядерный реактор?

Ответить на этот вопрос довольно сложно и это зависит от того, кого вы спросите и как вы понимаете «в безопасности». Вас беспокоит излучение или радиоактивные отходы, образующиеся в реакторах? Или вы больше беспокоитесь о возможности катастрофического несчастного случая? Какую степень риска вы считаете приемлемым компромиссом для выгоды ядерной энергетики? И в какой степени вы доверяете правительству и атомной энергетике?

«Радиация» является веским аргументом, в основном, потому, что мы все знаем, что большие дозы радиации, например, от взрыва ядерной бомбы, могут убить многие тысячи людей.

Сторонники ядерной энергетики, однако, отмечают, что все мы регулярно подвергаются облучению из различных источников, в том числе космическими лучами и естественной радиацией, испускаемой Землей . Среднегодовая доза облучения составляет около 6,2 миллизивертов (мЗв), половина из него из природных источников, а половина из искусственных источников, начиная от рентгена грудной клетки, детекторов дыма и светящихся часовых циферблатов. Сколько мы получаем радиации от ядерных реакторов? Лишь незначительная часть процента от нашего типичного годового облучения — 0,0001 мЗв.

В то время как все атомные станции неизбежно допускают утечку небольшого количества радиации, комиссии-регуляторы держат операторов АЭС в жестких требованиях. Они не могут подвергать людей, живущих вокруг станции, более, чем 1 мЗв излучения в год, а рабочие на заводе имеют порог 50 мЗв в год. Это может показаться много, но, по словам Комиссии по ядерному регулированию, нет никаких медицинских доказательств того, что годовые дозы излучения ниже 100 мЗв создают какие-либо риски для здоровья человека.

Но важно отметить, что не все согласны с такой благодушной оценкой радиационных рисков. Например, организация «Врачи за социальную ответственность», давний критик атомной промышленности, изучали детей, живущих вокруг немецких АЭС. Исследование показало, что люди, живущие в пределах 5 км от станций, имели двойной риск заражения лейкозом в сравнении с теми, кто живет дальше от АЭС.

Ядерные отходы реактора

Ядерная энергетика рекламируется ее сторонниками, как «чистая» энергия, потому, что реактор не выбрасывает большие объемы парниковых газов в атмосферу, в сравнении с угольными электростанциями. Но критики указывают на другую экологическую проблему — утилизацию ядерных отходов. Некоторые из отходов отработанного топлива из реакторов, по-прежнему выделяют радиоактивность. Другой ненужный материал, который должен быть сохранен, является радиоактивными отходами высокого уровня , жидким остатком от переработки отработанного топлива, в котором частично остался уран. Прямо сейчас большинство этих отходов хранится локально на атомных электростанциях в прудах воды, которые поглощают часть оставшегося тепла, произведенного отработанным топливом и помогают оградить рабочих от радиоактивного облучения

Одна из проблем, с отработавшим ядерным топливом в том, что оно было изменено в процессе деления.Когда большие атомы урана расщепляются, они создают побочные продукты — радиоактивные изотопы нескольких легких элементов, таких как Цезий-137 и Стронций-90, называемые продукты деления . Они горячие и очень радиоактивные, но в конце концов, за период в 30 лет, они распадаются на менее опасные формы. Этот период для них называется п ериод ом полураспада . Для других радиоактивных элементов период полураспада будет разным. Кроме того, некоторые атомы урана также захватывают нейтроны, образуя более тяжелые элементы, такие как Плутоний. Эти трансурановые элементы не создают столько тепла или проникающего излучения как продукты деления, но они требуют намного дольше времени, чтобы распадаться. Плутоний-239, например, имеет период полураспада 24000 лет.

Эти радиоактивны е отход ы высокого уровня из реакторов являются опасными для человека и других форм жизни потому, что они могут выделять огромную, смертельную дозу радиации даже от короткой экспозиции. Через десять лет после удаления остатков топлива из реактора, например, они испускают в 200 раз больше радиоактивности в час, чем это требуется, чтобы убить человека. И если отходы оказываются в грунтовых водах или реках, они могут попадать в пищевую цепь и поставить под угрозу большое количество людей.

Поскольку отходы так опасны, многие люди находятся в сложном положении. 60000 тонн отходов находится на атомных станциях, близких к крупным городам. Но найти безопасное место, чтобы хранить отходы — очень нелегко.

Что может пойти не так с ядерным реактором?

С государственными регуляторами, оглядываясь на свой опыт, инженеры потратили много времени на протяжении многих лет проектируя реакторы для оптимальной безопасности. Просто так они не ломаются, работают должным образом и имеют резервные меры безопасности, если что-то происходит не по плану. В результате, год за годом, атомные станции, кажутся довольно безопасными по сравнению, скажем, с воздушным транспортом , который регулярно убивает от 500 до 1100 человек в год во всем мире.

Тем не менее, ядерные реакторы настигают крупные поломки. По международной шкале ядерных событий, в которой несчастные случаи с реакторами оцениваются от 1 до 7, было пять аварий с 1957 года, которые оценили от 5 до 7.

Худшим кошмаром является поломка системы охлаждения, что приводит к перегреву топлива. Топливо превращается в жидкость, а затем прожигает защитную оболочку, извергая радиоактивное излучение. В 1979 году Блок 2 на АЭС Three Mile Island (США) был на грани этого сценария. К счастью, хорошо продуманная система сдерживания была достаточно сильна, чтобы остановить радиацию от выхода.

СССР повезло меньше. Тяжелая ядерная авария случилась в апреле 1986 года на 4-м энергоблоке на Чернобыльской АЭС. Это было вызвано сочетанием системных поломок, конструктивных недостатков и плохо обученным персоналом. Во время обычной проверки, реакция вдруг усилилась, а контрольные стержни заклинило, предотвращая аварийное отключение. Внезапное накопление пара вызвало два тепловых взрыва, выбрасывая графитовый замедлитель реактора в воздух. В отсутствии чего-либо для охлаждения топливных стержней реактора, начался их перегрев и полное разрушение в результате которого топливо приняло жидкий вид. Погибло много работников станции и ликвидаторов аварии. Большое количество излучения распространилось на площади 323 749 квадратных километров. Количество смертей, вызванных радиацией, до сих пор неясно, но Всемирная организация здравоохранения утверждает, что это, возможно, вызвало 9000 смертей от рака.

Создатели ядерных реакторов дают гарантии, основанные на вероятностной оценк е , в которой они пытаются сбалансировать потенциальный вред от случая с вероятностью, с которой он на самом деле происходит. Но некоторые критики говорят, что они должны готовиться, вместо этого, для редких, самых неожиданных, но очень опасных событий. Показательный пример — авария в марте 2011 года на атомной станции Фукусима 1 в Японии. Станция, по сообщениям, была разработана, чтобы выдерживать сильное землетрясение, но не такое катастрофическое, как землетрясение в 9,0 баллов, которое подняло 14-метровую волну цунами над дамбами, призванными противостоять 5,4-метровой волне. Натиск цунами уничтожил резервные дизель генераторы, которые предназначались для питания системы охлаждения шести реакторов АЭС, в случае отключения электричества.Таким образом, даже после того, как регулирующие стержни реакторов Фукусима прекратили реакцию деления, все еще ​​горячее топливо позволило температуре опасно подняться внутри разрушенных реакторов.

Японские чиновники прибегли к крайней мере — затоплению реакторов огромным количеством морской воды с добавкой борной кислоты, что смогло предотвратить катастрофу, но разрушило реакторное оборудование. В конце концов, с помощью пожарных машин и барж, японцы оказались в состоянии перекачивать пресную воду в реакторы. Но к тому времени мониторинг уже показал тревожные уровни радиации в окружающей земле и воде. В одной деревне в 40 км от этой АЭС, радиоактивный элемент Цезий-137, оказался на уровнях гораздо более высоких, чем после Чернобыльской катастрофы, что вызвало сомнение о возможности проживания людей в этой зоне.

Цепная реакция деления всегда сопровождается выделением энергии огромной величины. Практическое использование этой энергии – основная задача ядерного реактора.

Ядерный реактор – это устройство, в котором осуществляется контролируемая, или управляемая, ядерная реакция деления .

По принципу работы ядерные реакторы делят на две группы: реакторы на тепловых нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах.

Как устроен ядерный реактор на тепловых нейтронах

В типичном ядерном реакторе имеются:

• Активная зона и замедлитель;
• Отражатель нейтронов;
• Теплоноситель;
• Система регулирования цепной реакции, аварийная защита;
• Система контроля и радиационной защиты;
• Система дистанционного управления.

1 - активная зона; 2 - отражатель; 3 - защита; 4 - регулирующие стержни; 5 - теплоноситель; 6 - насосы; 7 - теплообменник; 8 - турбина; 9 - генератор; 10 - конденсатор.

Активная зона и замедлитель

Именно в активной зоне и протекает контролируемая цепная реакция деления.

Большинство ядерных реакторов работает на тяжёлых изотопах урана-235. Но в природных образцах урановой руды его содержание составляет всего лишь 0,72%. Этой концентрации недостаточно для того, чтобы цепная реакция развивалась. Поэтому руду искусственно обогащают, доводя содержание этого изотопа до 3%.

Делящееся вещество, или ядерное топливо, в виде таблеток помещается в герметично закрытые стержни, которые называются ТВЭЛы (тепловыделяющие элементы). Они пронизывают всю активную зону, заполненную замедлителем нейтронов.

Зачем нужен замедлитель нейтронов в ядерном реакторе?

Дело в том, что рождающиеся после распада ядер урана-235 нейтроны имеют очень высокую скорость. Вероятность их захвата другими ядрами урана в сотни раз меньше вероятности захвата медленных нейтронов. И если не уменьшить их скорость, ядерная реакция может затухнуть со временем. Замедлитель и решает задачу снижения скорости нейтронов. Если на пути быстрых нейтронов разместить воду или графит, их скорость можно искусственно снизить и увеличить таким образом число захватываемых атомами частиц. При этом для цепной реакции в реакторе понадобится меньшее количество ядерного топлива.

В результате процесса замедления образуются тепловые нейтроны , скорость которых практически равна скорости теплового движения молекул газа при комнатной температуре.

В качестве замедлителя в ядерных реакторах используется вода, тяжёлая вода (оксид дейтерия D 2 O ), бериллий, графит. Но наилучшим замедлителем является тяжелая вода D 2 O.

Отражатель нейтронов

Чтобы избежать утечки нейтронов в окружающую среду, активную зону ядерного реактора окружают отражателем нейтронов . В качестве материала для отражателей часто используют те же вещества, что и в замедлителях.

Теплоноситель

Тепло, выделяющееся во время ядерной реакции, отводится с помощью теплоносителя. В качестве теплоносителя в ядерных реакторах часто используют обычную природную воду, предварительно очищенную от различных примесей и газов. Но поскольку вода закипает уже при температуре 100 0 С и давлении 1 атм, то для того чтобы повысить температуру кипения, повышают давление в первом контуре теплоносителя. Вода первого контура, циркулирующая через активную зону реактора, омывает ТВЭЛы, нагреваясь при этом до температуры 320 0 С. Далее внутри теплообменника она отдаёт тепло воде второго контура. Обмен проходит через теплообменные трубки, поэтому соприкосновения с водой второго контура не происходит. Это исключает попадание радиоактивных веществ во второй контур теплообменника.

А далее всё происходит так, как на тепловой электростанции. Вода во втором контуре превращается в пар. Пар вращает турбину, которая приводит в движение электрогенератор, который и вырабатывает электрический ток.

В тяжеловодных реакторах теплоносителем служит тяжёлая вода D 2 O, а в реакторах с жидкометаллическими теплоносителями - расплавленный металл.

Система регулирования цепной реакции

Текущее состояние реактора характеризует величина, называемая реактивностью.

ρ = ( k -1)/ k ,

k = n i / n i -1 ,

где k – коэффициент размножения нейтронов,

n i - количество нейтронов следующего поколения в ядерной реакции деления,

n i -1 , - количество нейтронов предыдущего поколения в этой же реакции.

Если k ˃ 1 , цепная реакция нарастает, система называется надкритическо й. Если k < 1 , цепная реакция затухает, а система называется подкритической . При k = 1 реактор находится в стабильном критическом состоянии , так как число делящихся ядер не меняется. В этом состоянии реактивность ρ = 0 .

Критическое состояние реактора (необходимый коэффициент размножения нейтронов в ядерном реакторе) поддерживается перемещением регулирующих стержней . В материал, из которого они изготовлены, входят вещества-поглотители нейтронов. Выдвигая или вдвигая эти стержни в активную зону, контролируют скорость реакции ядерного деления.

Система управления обеспечивает управление реактором при его пуске, плановой остановке, работе на мощности, а также аварийную защиту ядерного реактора. Это достигается изменением положения управляющих стержней.

Если какой-нибудь из параметров реактора (температура, давление, скорость нарастания мощности, расход топлива и др.) отклоняется от нормы, и это может привести к аварии, в центральную часть активной зоны сбрасываются специальные аварийные стержни и происходит быстрое прекращение ядерной реакции.

За тем, чтобы параметры реактора соответствовали нормам, следят системы контроля и радиационной защиты .

Для защиты окружающей среды от радиоактивного излучения реактор помещают в толстый бетонный корпус.

Системы дистанционного управления

Все сигналы о состоянии ядерного реактора (температуре теплоносителя, уровне излучения в разных частях реактора и др.) поступают на пульт управления реактора и обрабатываются в компьютерных системах. Оператор получает всю необходимую информацию и рекомендации по устранению тех или иных отклонений.

Реакторы на быстрых нейтронах

Отличие реакторов этого типа от реакторов на тепловых нейтронах в том, что быстрые нейтроны, возникающие после распада урана-235 не замедляются, а поглощаются ураном-238 с последующим превращением его в плутоний-239. Поэтому реакторы на быстрых нейтронах используют для получения оружейного плутония-239 и тепловой энергии, которую генераторы атомной станции преобразуют в электрическую энергию.

Ядерным топливом в таких реакторах служит уран-238, а сырьём уран-235.

В природной урановой руде 99,2745 % приходятся на долю урана-238. При поглощении теплового нейтрона он не делится, а становится изотопом урана-239.

Через некоторое время после β-распада уран-239 превращается в ядро нептуния-239:

239 92 U → 239 93 Np + 0 -1 e

После второго β-распада образуется делящийся плутоний-239:

239 9 3 Np → 239 94 Pu + 0 -1 e

И, наконец, после альфа-распада ядра плутония-239 получают уран-235:

239 94 Pu → 235 92 U + 4 2 He

ТВЭЛы с сырьём (обогащённым ураном-235) располагаются в активной зоне реактора. Эта зона окружена зоной воспроизводства, которая представляет собой ТВЭЛы с топливом (обедненным ураном-238). Быстрые нейтроны, вылетающие из активной зоны после распада урана-235, захватываются ядрами урана-238. В результате образуется плутоний-239. Таким образом, в реакторах на быстрых нейтронах производится новое ядерное топливо.

В качестве теплоносителей в ядерных реакторах на быстрых нейтронах применяют жидкие металлы или их смеси.

Классификация и применение ядерных реакторов

Основное применение ядерные реакторы нашли на атомных электростанциях. С их помощью получают электрическую и тепловую энергию в промышленных масштабах. Такие реакторы называют энергетическими .

Широко используются ядерные реакторы в двигательных установках современных атомных подводных лодок, надводных кораблей, в космической технике. Они снабжают электрической энергией двигатели и называются транспортными реакторами .

Для научных исследований в области ядерной физики и радиационной химии используют потоки нейтронов, гамма-квантов, которые получают в активной зоне исследовательских реакторов. Энергия, вырабатываемая ими, не превышает 100 Мвт и не используется в промышленных целях.

Мощность экспериментальных реакторов ещё меньше. Она достигает величины лишь нескольких кВт. На этих реакторах изучаются различные физические величины, значение которых важно при проектировании ядерных реакций.

К промышленным реакторам относят реакторы для получения радиоактивных изотопов, используемых для медицинских целей, а также в различных областях промышленности и техники. Реакторы для опреснения морской воды также относятся к промышленным реакторам.

Так же при необходимости быстро охладить реактор используются ведро воды и лёд .

Элемент	Теплоемкость
	Охлаждающий стержень 10к (англ. 10k Coolant Cell)
	10 000
	Охлаждающий стержень 30к (англ. 30К Coolant Cell)
	30 000
	Охлаждающий стержень 60к (англ. 60К Coolant Cell)
	60 000
	Красный конденсатор (англ. RSH-Condensator)
	19 999
	Поместив перегретый конденсатор в сетку крафта вместе с пылью редстоуна можно восполнить его запас тепла на 10000 еТ. Таким образом для полного восстановления конденсатора нужно две пыли.
	Лазуритовый конденсатор (англ. LZH-Condensator)
	99 999
	Восполняется не только редстоуном (5000 еТ), но ещё и лазуритом на 40000 еТ.

Охлаждение ядерного реактора (до версии 1.106)

• Охлаждающий стержень может хранить 10 000 еТ и каждую секунду охлаждается на 1 еТ.
• Обшивка реактора так же хранит 10 000 еТ, каждую секунду охлаждается с шансом 10 % на 1 еТ (в среднем 0.1 еТ). Через термопластины твэлы и теплораспределители могут распредилить тепло на большее число охлаждающих элементов.
• Теплораспределитель хранит 10 000 еТ, а также балансирует уровень тепла близлежащих элементов, но перераспределяя не более 6 еТ/с на каждый. Также перераспределяет тепло на корпус, до 25 еТ/с.
• Пассивное охлаждение.

• Каждый блок воздуха, окружающий реактор в области 3х3х3 вокруг ядерного реактора, охлаждает корпус на 0.25 еТ/с, и каждый блок воды охлаждает на 1 еТ/с.
• Кроме того, реактор сам по себе охлаждается на 1 еТ/с, благодаря внутренней системе вентиляции.
• Каждая дополнительная камера реактора тоже обладает вентиляцией и охлаждает корпус ещё на 2 еТ/с.
• Но если в зоне 3х3х3 есть блоки лавы (источники или течения), то они уменьшают охлаждение корпуса на 3 еТ/с. И горящий огонь в этой же области уменьшает охлаждение на 0,5 еТ/с.

Если суммарное охлаждение отрицательно, то охлаждение будет нулевым. То есть корпус реактора не будет охлаждаться. Можно посчитать, что максимальное пассивное охлаждение: 1+6*2+20*1 = 33 еТ/с.

• Аварийное охлаждение (до версии 1.106).

Помимо обычных охлаждающих систем, есть «аварийные» охладители, которые могут быть использованы для экстренного охлаждения реактора (даже с высоким тепловыделением):

• Ведро воды , положенное в активную зону, остужает корпус Ядерного реактора на 250 еТ в случае, если он нагрет не менее, чем на 4 000 еТ.
• Лёд остужает корпус на 300 еТ в случае, если он нагрет не менее, чем на 300 еТ.

Классификация ядерных реакторов

Ядерные реакторы имеют свою классификацию: МК1, МК2, МК3, МК4 и МК5. Типы определяются по выделению тепла и энергии, а также по некоторым другим аспектам. МК1 - самый безопасный, но вырабатывает меньше всего энергии. МК5 вырабатывает больше всего энергии при наибольшей вероятности взрыва.

MК1

Самый безопасный тип реактора, который совершенно не нагревается, и в то же время производит меньше всего энергии. Подразделяется на два подтипа: МК1А - тот, который соблюдает условия класса вне зависимости от окружающей среды и МК1Б - тот, который требует пассивного охлаждения, чтобы соблюдать стандарты класса 1.

МК2

Самый оптимальный вид реактора, который при работе на полной мощности не нагревается более, чем на 8500 еТ за цикл (время, за которое ТВЭЛ успевает полностью разрядится или 10000 секунд). Таким образом, это оптимальный компромисс тепла/энергии. Для таких типов реакторов также есть отдельная классификация МК2x, где х - это количество циклов, которое реактор будет работать без критического перегрева. Число может быть от 1 (один цикл) до E (16 циклов и больше). MK2-E является эталоном среди всех ядерных реакторов, поскольку является практически вечным. (То есть, до окончания 16 цикла реактор успеет охладится до 0 еТ)

МК3

Реактор, который может работать по крайней мере 1/10 полного цикла без испарения воды/плавления блоков. Более мощный, чем МК1 и МК2, но требует дополнительного присмотра, ведь за некоторое время температура может достигнуть критического уровня.

МК4

Реактор, который может работать по крайней мере 1/10 полного цикла без взрывов. Наиболее мощный из работоспособных видов Ядерных Реакторов, который требует наибольшего внимания. Требует постоянного присмотра. За первый раз издаёт приблизительно от 200 000 до 1 000 000 еЭ.

МК5

Ядерные реакторы 5-ого класса неработоспособны, в основном используются для доказательства того факта, что они взрываются. Хотя возможно сделать и работоспособный реактор такого класса, однако смысла в этом никакого нет.

Дополнительная классификация

Даже несмотря на то, что реакторы и так имеют целых 5 классов, реакторы иногда подразделяют ещё на несколько незначительных, однако немаловажных подклассов вида охлаждения, эффективности и производительности.

Охлаждение

-SUC (single use coolants - одноразовое использование охлаждающих элементов)

• до версии 1.106 эта маркировка обозначала охлаждение реактора экстренным способом (с помощью вёдер воды или льда). Обычно такие реакторы используются редко или не используются совсем ввиду того, что без присмотра реактор может проработать не очень долго. Это обычно использовалось для Mk3 или Mk4.
• после версии 1.106 появились тепловые конденсаторы. Подкласс -SUC теперь обозначает наличие в схеме тепловых конденсаторов. Их теплоёмкость можно быстро восстановить, но при этом придётся тратить красную пыль или лазурит .

Эффективность

Эффективность - это среднее число импульсов, производимых твэлами. Грубо говоря, это количество миллионов энергии, получаемой в результате работы реактора, поделённое на число твэлов. Но в случае схем обогатителей часть импульсов расходуется на обогащение, и в этом случае эффективность не совсем соответствует полученной энергии и будет выше.

Сдвоенные и счетверённые твэлы обладают большей базовой эффективностью по сравнению с одиночными. Сами по себе одиночные твэлы производят один импульс, сдвоенные - два, счетверённые - три. Если в одной из четырёх соседних клеток будет находиться другой ТВЭЛ, обеднённый ТВЭЛ или нейтронный отражатель, то число импульсов увеличивается на единицу, то есть максимум ещё на 4. Из вышесказанного становится понятно, что эффективность не может быть меньше 1 или больше 7.

Маркировка	Значение эффективности
EE	=1
ED	>1 и <2
EC	≥2 и <3
EB	≥3 и <4
EA	≥4 и <5
EA+	≥5 и <6
EA++	≥6 и <7
EA*	=7

Иные подклассы

На схемах реакторов вы можете иногда увидеть дополнительные буквы, аббревиатуры или другие символы. Эти символы хоть и используются (например, раньше подкласс -SUC официально не был зарегистрирован), но большой популярности они не имеют. Поэтому вы можете назвать свой реактор хоть Mk9000-2 EA^ dzhigurda, однако такой вид реактора просто не поймут и сочтут это за шутку.

Постройка реактора

Все мы знаем, что реактор нагревается, и может внезапно произойти взрыв. И нам приходится то выключать, то включать его. Далее написано, как можно защитить свой дом, а также как максимально использовать реактор, который никогда не взорвётся. При этом у вас должно быть уже поставлены 6 реакторных камер .

Вид реактора с камерами. Ядерный реактор внутри.

1. Обложить реактор укреплённым камнем (5х5x5)
2. Сделать пассивное охлаждение, то есть залить весь реактор водой. Заливайте его сверху, поскольку вода потечёт вниз. С помощью такой схемы реактор будет охлаждаться на 33 еТ за сек.
3. Сделать максимальное количество вырабатываемой энергии с охлаждающими стержнями и т. д. Будьте внимательны, поскольку если будет неправильно расставленный хотя бы 1 теплораспределитель , может произойти катастрофа! (схема приведена для версии до 1.106)
4. Дабы наш МФЭ не взорвался от высокого напряжения, ставим трансформатор, как на картинке.

Реактор Mk-V EB

Многим известно, что обновления вносят изменения. Одним из этих обновлений были внесены новые твэлы - сдвоенный и счетверённый. Схема, которая находится выше, не подходит к этим твэлам. Ниже предоставлено подробное описание изготовления довольно опасного, но эффективного реактора. Для этого к IndustrialCraft 2 нужен Nuclear Control. Данный реактор заполнил MFSU и MFE примерно за 30 минут реального времени. К сожалению, это реактор класса МК4. Но он выполнил свою задачу нагревшись до 6500 еТ. Рекомендуется поставить на температурном датчике 6500 и подключить к датчику сигнализацию и экстренную систему отключения. Если тревога орёт дольше двух минут, то лучше выключить реактор вручную. Постройка такая же, как и сверху. Изменено лишь расположение компонентов.

Выходная мощность: 360 еЭ/т

Всего еЭ: 72 000 000 еЭ

Время генерации: 10 мин. 26 сек.

Время перезарядки: Невозможно

Максимум циклов: 6,26 % цикла

Общее время: Никогда

Самое главное в таком реакторе - не дать ему взорваться!

Реактор Mk-II-E-SUC Breeder EA+ с возможностью обогащения обеднённых твэлов

Достаточно эффективный но дорогостоящий вид реактора. За минуту вырабатывает 720 000 еТ и конденсаторы нагреваются на 27/100, следовательно, без охлаждения конденсаторов реактор выдержит 3 минутных цикла, а 4-й почти наверняка взорвёт его. Возможна установка обеднённых твэлов для обогащения. Рекомендуется подключение реактора к таймеру и заключение реактора в «саркофаг» из укреплённого камня. Из-за высокого выходного напряжения (600 еЭ/т) необходимы высоковольтные провода и трансформатор ВН.

Выходная мощность: 600 еЭ/т

Всего еЭ: 120 000 000 еЭ

Время генерации: Полный цикл

Реактор Mk-I EB

Элементы не нагреваются вообще, работают 6 счетверённых твэлов.

Выходная мощность: 360 еЭ/т

Всего еЭ: 72 000 000 еЭ

Время генерации: Полный цикл

Время перезарядки: Не требуется

Максимум циклов: Бесконечное число

Общее время: 2 ч. 46 мин. 40 сек.

Реактор Mk-I EA++

Маломощный, но экономичный к сырью и дешёвый в постройке. Требует отражателей нейтронов .

Выходная мощность: 60 еЭ/т

Всего еЭ: 12 000 000 еЭ

Время генерации: Полный цикл

Время перезарядки: Не требуется

Максимум циклов: Бесконечное число

Общее время: 2 ч. 46 мин. 40 сек.

Реактор Mk-I EA*

Средней мощности но относительно дешёвый и максимально эффективный. Требует отражателей нейтронов .

Выходная мощность: 140 еЭ/т

Всего еЭ: 28 000 000 еЭ

Время генерации: Полный цикл

Время перезарядки: Не требуется

Максимум циклов: Бесконечное число

Общее время: 2 ч. 46 мин. 40 сек.

Реактор Mk-II-E-SUC Breeder EA+, обогащение урана

Компактный и дешёвый к постройке обогатитель урана. Время безопасной работы - 2 минуты 20 секунд, после чего рекомендуется чинить лазуритовые конденсаторы (ремонт одного - 2 лазурита + 1 редстоун), из-за чего придется постоянно следить за реактором. Также из-за неравномерного обогащения сильно обогащенные стержни рекомендуется менять местами со слабо обогащенными. В то же время может выдать за цикл 48 000 000 еЭ.

Выходная мощность: 240 еЭ/т

Всего еЭ: 48 000 000 еЭ

Время генерации: Полный цикл

Время перезарядки: Не требуется

Максимум циклов: Бесконечное число

Общее время: 2 ч. 46 мин. 40 сек.

Реактор Mk-I EC

«Комнатный» реактор. Имеет невысокую мощность, зато очень дешёв и абсолютно безопасен - весь присмотр за реактором сводится к замене стержней, поскольку охлаждение вентиляцией превышает теплогенерацию в 2 раза. Лучше всего поставить его вплотную к МФЭ /МФСУ и настроить их на подачу сигнала редстоуна при частичной зарядке (Emit if partially filled), таким образом реактор будет автоматически заполнять энергохранитель и отключаться при его заполнении. Для крафта всех компонентов потребуется 292 меди, 102 железа, 24 золота, 8 редстоуна, 7 резины, 7 олова, 2 единицы светопыли и лазурита, а также 6 единиц урановой руды. За цикл выдает 16 млн еЭ.

Выходная мощность: 80 еЭ/т

Всего еЭ: 32 000 000 еЭ

Время генерации: Полный цикл

Время перезарядки: Не требуется

Максимум циклов: Бесконечное число

Общее время: около 5 ч. 33 мин. 00 сек.

Таймер реактора

Реакторы классов MK3 и MK4 вырабатывают действительно много энергии в короткие сроки, но они имеют тенденцию взрываться без присмотра. Но с помощью таймера, можно заставить даже эти капризные реакторы работать без критического перегрева и позволить вам отлучится, например, чтобы накопать песочка для вашей фермы кактусов. Вот три примера таймеров:

• Таймер из раздатчика , деревянной кнопки и стрел (Рис. 1). Выпущенная стрела - это сущность , время её жизни равно 1 минуте. При подсоединении деревянной кнопки с застрявшей в ней стрелой к реактору, тот будет работать ~ 1 мин. 1.5 сек. Лучше всего будет открыть доступ к деревянной кнопке, тогда можно будет экстренно остановить реактор. Заодно меньшится расход стрел, так как при соединении раздатчика с ещё одной кнопкой, кроме деревянной, после нажатия раздатчик выпускает сразу 3 стрелы из-за множественного сигнала.
• Таймер из деревянной нажимной пластины (Рис. 2). Деревянная нажимная пластина реагирует, если на неё упадет какой-либо предмет. У выпавших передметов «срок жизни» равен 5 минутам (в SMP возможны отклонения из-за пинга), и если подсоединить пластину к реактору, тот будет работать ~ 5 мин. 1 сек. При создании множества таймеров, можно поставить этот таймер на первое место в цепочке, чтобы не ставить раздатчик . Тогда все цепь таймеров будет запускаться выбрасыванием игроком предмета на нажимную пластину.
• Таймер из повторителей (Рис. 3). Таймер из повторителей может использоваться для точной настройки задержки работы реактора, но он очень громоздок и требует большое количество ресурсов для создания даже малой задержки. Сам таймер - это линия поддержки сигнала (10.6) . Как видно, он занимает много места, и на задержку сигнала в 1.2 сек. требуется целых 7 повторителей (21

  Пассивное охлаждение (до версии 1.106)

  Базовое охлаждение самого реактора равно 1. Далее проверяется область 3х3х3 вокруг реактора. Каждая камера реактора добавляет к охлаждению 2. Блок с водой (источником или течением) добавляет 1. Блок с лавой (источником или течением) уменьшает на 3. Блоки с воздухом и огнем считаются отдельно. Они добавляют к охлаждению (число блоков воздуха-2×число блоков с огнем)/4 (если результат деления не целое число, то дробная часть отбрасывается). Если суммарное охлаждение меньше 0, то оно считается равным 0.
  То есть корпус реактора не может нагреться из-за внешних факторов. В худшем случае он просто не будет охлаждаться за счёт пассивного охлаждения.

  Температура

  При высокой температуре реактор начинает отрицательно воздействовать на окружающую среду. Это воздействие зависит от коэффициента нагрева. Коэффициент нагрева=Текущая температура корпуса реактора/Максимальная температура , где Максимальная температура реактора=10000+1000*число камер реактора+100*число термопластин внутри реактора .
  Если коэффициент нагрева:

  • <0,4 - никаких последствий нет.
  • >=0,4 - есть шанс 1,5×(коэффициент нагрева-0,4) , что будет произведён выбор случайного блока в зоне 5×5×5 , и если это окажется воспламеняющийся блок, такой как листья, какой-либо деревянный блок, шерсть или кровать, то он сгорит.
  То есть при коэффициенте нагрева 0,4 шансы нулевые, при 0,67 выше будет 100 %. То есть при коэффициенте нагрева 0,85 шанс будет 4×(0,85-0,7)=0,6 (60 %), а при 0,95 и выше шанс будет 4×(95-70)=1 (100 %). В зависимости от типа блока произойдёт следующее:
  • если это центральный блок (сам реактор) или блок коренной породы, то эффекта не будет.
  • каменные блоки(в том числе ступеньки и руда), железные блоки(в том числе и блоки реактора), лава, земля, глина будут превращены в поток лавы.
  • если это блок воздуха, то на его месте будет попытка зажечь огонь (если рядом нет твёрдых блоков, огонь не появится).
  • остальные блоки (в том числе и вода) будут испаряться, и на их месте тоже будет попытка зажечь огонь.
  • >=1 - Взрыв! Базовая мощность взрыва равна 10. Каждый ТВЭЛ в реакторе увеличивает мощность взрыва на 3 единицы, а каждая обшивка реактора уменьшает его на единицу. Также мощность взрыва ограничена максимумом в 45 единиц. По числу выпадения блоков этот взрыв аналогичен ядерной бомбе, 99 % блоков после взрыва уничтожатся, а дроп составит лишь 1 %.

  Расчёт нагрева или низкообогащённый ТВЭЛ , то корпус реактора нагревается на 1 еТ.

• Если это ведро воды , и температура корпуса реактора больше 4000 еТ, то корпус охлаждается на 250 еТ, а ведро воды заменяется на пустое ведро.
• Если это ведро лавы , то корпус реактора нагревается на 2000 еТ, а ведро лавы заменяется на пустое ведро.
• Если это блок льда , и температура корпуса более 300 еТ, то корпус охлаждается на 300 еТ, а количество льда уменьшается на 1. То есть сразу весь стак льда не испарится.
• Если это теплораспределитель , то проводится такой расчёт:
  • Проверяется 4 соседние ячейки, в следующем порядке: левая, правая, верхняя и нижняя.

Если в них есть охлаждающая капсула или обшивка реактора, то производится рассчёт баланса тепла. Баланс=(температура теплораспределителя-температура соседнего элемента)/2

1. Если баланс больше 6, он приравнивается 6.
2. Если соседний элемент - охлаждающая капсула, то он нагревается на значение вычисленного баланса.
3. Если это обшивка реактора, то производится дополнительный расчёт передачи тепла.

• Если рядом с этой пластиной нет охлаждающих капсул, то пластина нагреется на значение вычисленного баланса (на другие элементы тепло от теплораспределителя через термопластину не идёт).
• Если есть охлаждающие капсулы, то проверяется, делится ли баланс тепла на их количество без остатка. Если не делится, то баланс тепла увеличивается на 1 еТ, и пластина охлаждается на 1 еТ, пока не будет делиться нацело. Но если обшивка реактора остывшая, и нацело баланс не делится, то она нагревается, а баланс уменьшается, пока не станет делиться нацело.
• И, соответственно, эти элементы нагреваются на температуру, равную Баланс/количество .

1. Он берется по модулю, и если он больше 6, то приравнивается к 6.
2. Теплораспределитель нагревается на значение баланса.
3. Соседний элемент охлаждается на значение баланса.

• Производится расчёт баланса тепла между теплораспределителем и корпусом.

Баланс=(температура теплораспределителя-температура корпуса+1)/2 (если результат деления не целое число, то дробная часть отбрасывается)

• Если баланс положительный, то:

1. Если баланс больше 25, он приравнивается к 25.
2. Теплораспределитель охлаждается на значение вычисленного баланса.
3. Корпус реактора нагревается на значение вычисленного баланса.

• Если баланс отрицательный, то:

1. Он берется по модулю и если получается больше 25, то он приравнивается к 25.
2. Теплораспределитель нагревается на значение вычисленного баланса.
3. Корпус реактора охлаждается на значение вычисленного баланса.

• Если это ТВЭЛ, и реактор не заглушен сигналом красной пыли, то проводятся такие расчёты:

Считается число импульсов, генерирующих энергию для данного стержня. Число импульсов=1+количество соседних урановых стержней . Соседние - это те, которые находятся в слотах справа, слева, сверху и снизу. Подсчитывается количество энергии генерируемое стержнем. Количество энергии(еЭ/т)=10×Число импульсов . еЭ/т - единица энергии за такт (1/20 часть секунды) Если рядом с урановым стержнем есть обеднённый ТВЭЛ , то число импульсов увеличивается на их количество. То есть Число импульсов=1+количество соседних урановых стержней+количество соседних обеднённых твэлов . Также проверяются эти соседние обеднённые твэлы , и с некоторой вероятностью они обогащаются на две единицы. Причём шанс обогащения зависит от температуры корпуса и если температура:

• менее 3000 - шанс 1/8 (12,5 %);
• от 3000 и менее 6000 - 1/4 (25 %);
• от 6000 и менее 9000 - 1/2 (50 %);
• 9000 или выше - 1 (100 %).

При достижении обеднённым твэлом значения обогащения в 10000 единиц, он превращается в низкообогащённый ТВЭЛ . Дальше для каждого импульса рассчитывается генерация тепла. То есть расчёт производится столько раз, сколько получилось импульсов. Считается количество охлаждающих элементов (охлаждающие капсулы, термопластины и теплораспределители) рядом с урановым стержнем. Если их количество равно:

• 0? корпус реактора нагревается на 10 еТ.
• 1: охлаждающий элемент нагревается на 10 еТ.
• 2: охлаждающие элементы нагреваются каждый на 4 еТ.
• 3: нагреваются каждый на 2 еТ.
• 4: нагреваются каждый на 1 еТ.

Причём если там есть термопластины, то они будет также перераспределять энергию. Но в отличие от первого случая, пластины рядом с урановым стержнем могут распределить тепло и на охлаждающие капсулы, и на следующие термопластины. А следующие термопластины могут распределить тепло дальше лишь на охлаждающие стержни . ТВЭЛ уменьшает свою прочность на 1 (изначально она равна 10000), и если она достигает 0, то он уничтожается. Дополнительно с шансом 1/3 при уничтожении он оставит после себя исчерпанный ТВЭЛ .

Пример расчёта

Существуют программы, рассчитывающие эти схемы. Для более надёжных расчётов и большего понимания процесса стоит использовать их.

Возьмем к примеру такую схему с тремя урановыми стержнями.

Цифрами обозначен порядок расчёта элементов в этой схеме, и этими же цифрами будем обозначать элементы, чтобы не запутаться.

Для примера рассчитаем распределение тепла на первой и второй секундах. Будем считать, что вначале нагрев элементов отсутствует, пассивное охлаждение максимально (33 еТ), и охлаждение термопластин не будем учитывать.

Первый шаг.

• Температура корпуса реактора 0 еТ.
• 1 - Обшивка реактора (ТП) ещё не нагрета.
• 2 - Охлаждающая капсула (ОхС) ещё не нагрет, и охлаждаться на этом шаге уже не будет (0 еТ).
• 3 - ТВЭЛ выделит по 8 еТ (2 такта по 4 еТ) на 1ю ТП (0 еТ), что нагреет её до 8 еТ, и на 2й ОхС (0 еТ), что нагреет его до 8 еТ.
• 4 - ОхС ещё не нагрет, и охлаждаться на этом шаге уже не будет (0 еТ).
• 5 - Теплораспределитель (ТР), ещё не нагретый, сбалансирует температуру со 2м ОхС (8 еТ). Охладит его до 4 еТ и сам нагреется до 4 еТ.

Далее 5й ТР (4 еТ) сбалансирует температуру у 10го ОхС (0 еТ). Нагреет его до 2 еТ, и сам охладится до 2 еТ. Далее 5й ТР (2 еТ) сбалансирует температуру корпуса (0 еТ), отдав ему 1 еТ. Корпус нагреется до 1 еТ, и ТР охладится до 1 еТ.

• 6 - ТВЭЛ выделит по 12 еТ (3 такта по 4 еТ) на 5й ТР (1 еТ), что нагреет его до 13 еТ, и на 7ю ТП (0 еТ), что нагреет её до 12 еТ.
• 7 - ТП уже нагрета до 12 еТ и может охладиться с шансом 10 %, но мы не учитываем тут шанс охлаждения.
• 8 - ТР (0 еТ) сбалансирует температуру у 7й ТП (12 еТ), и заберет у неё 6 еТ. 7я ТП охладится до 6 еТ, и 8й ТР нагреется до 6 еТ.

Далее 8й ТР(6 еТ) сбалансирует температуру у 9го ОхС(0 еТ). В итоге он нагреет его до 3 еТ, и сам охладится до 3 еТ. Далее 8й ТР (3 еТ) сбалансирует температуру у 4го ОхС (0 еТ). В итоге он нагреет его до 1 еТ, и сам охладится до 2 еТ. Далее 8й ТР (2 еТ) сбалансирует температуру у 12го ОхС (0 еТ). В итоге он нагреет его до 1 еТ, и сам охладится до 1 еТ. Далее 8й ТР (1 еТ) сбалансирует температуру корпуса реактора(1 еТ). Так как разницы температур нет, ничего не происходит.

• 9 - ОхС (3 еТ) охладится до 2 еТ.
• 10 - ОхС (2 еТ) охладится до 1 еТ.
• 11 - ТВЭЛ выделит по 8 еТ (2 такта по 4 еТ) на 10й ОхС (1 еТ), что нагреет его до 9 еТ, и на 13ю ТП (0 еТ), что нагреет её до 8 еТ.

На рисунке красные стрелочки показывают нагрев от урановых стержней, синие - балансировку тепла теплораспределителями, желтые - распределение энергии на корпус реактора, коричневые - итоговый нагрев элементов на данном шаге, голубые - охлаждение для охлаждающих капсул. Цифры в верхнем правом углу показывают итоговый нагрев, а для урановых стержней - время работы.

Итоговый нагрев после первого шага:

• корпус реактора - 1 еТ
• 1ТП - 8 еТ
• 2ОхС - 4 еТ
• 4ОхС - 1 еТ
• 5ТР - 13 еТ
• 7ТП - 6 еТ
• 8ТР - 1 еТ
• 9ОхС - 2 еТ
• 10ОхС - 9 еТ
• 12ОхС - 0 еТ
• 13ТП - 8 еТ

Второй шаг.

• Корпус реактора охладится до 0 еТ.
• 1 - ТП, не учитываем охлаждение.
• 2 - ОхС (4 еТ) охладится до 3 еТ.
• 3 - ТВЭЛ выделит по 8 еТ (2 такта по 4 еТ) на 1ю ТП (8 еТ), что нагреет её до 16 еТ, и на 2й ОхС (3 еТ), что нагреет его до 11 еТ.
• 4 - ОхС (1 еТ) охладится до 0 еТ.
• 5 - ТР (13 еТ) сбалансирует температуру со 2м ОхС (11 еТ). Нагреет его до 12 еТ, и сам охладится до 12 еТ.

Далее 5й ТР (12 еТ) сбалансирует температуру у 10го ОхС (9 еТ). Нагреет его до 10 еТ, и сам охладится до 11 еТ. Далее 5й ТР (11 еТ) сбалансирует температуру корпуса (0 еТ), отдав ему 6 еТ. Корпус нагреется до 6 еТ, и 5й ТР охладится до 5 еТ.

• 6 - ТВЭЛ выделит по 12 еТ (3 такта по 4 еТ) на 5й ТР (5 еТ), что нагреет его до 17 еТ, и на 7ю ТП (6 еТ), что нагреет её до 18 еТ.
• 7 - ТП (18 еТ), не учитываем охлаждение.
• 8 - ТР (1 еТ) сбалансирует температуру у 7й ТП (18 еТ) и заберёт у неё 6 еТ. 7я ТП охладится до 12 еТ, и 8й ТР нагреется до 7 еТ.

Далее 8й ТР (7 еТ) сбалансирует температуру у 9го ОхС (2 еТ). В итоге он нагреет его до 4 еТ, и сам охладится до 5 еТ. Далее 8й ТР (5 еТ) сбалансирует температуру у 4го ОхС (0 еТ). В итоге он нагреет его до 2 еТ, и сам охладится до 3 еТ. Далее 8й ТР (3 еТ) сбалансирует температуру у 12го ОхС (0 еТ). В итоге он нагреет его до 1 еТ, и сам охладится до 2 еТ. Далее 8й ТР (2 еТ) сбалансирует температуру корпуса реактора (6 еТ), забрав у него 2 еТ. Корпус охладится до 4 еТ, и 8й ТР нагреется до 4 еТ.

• 9 - ОхС (4 еТ) охладится до 3 еТ.
• 10 - ОхС (10 еТ) охладится до 9 еТ.
• 11 - ТВЭЛ выделит по 8 еТ (2 такта по 4 еТ) на 10й ОхС (9 еТ), что нагреет его до 17 еТ, и на 13ю ТП (8 еТ), что нагреет её до 16 еТ.
• 12 - ОхС (1 еТ) охладится до 0 еТ.
• 13 - ТП (8 еТ), не учитываем охлаждение.

Итоговый нагрев после второго шага:

• корпус реактора - 4 еТ
• 1ТП - 16 еТ
• 2ОхС - 12 еТ
• 4ОхС - 2 еТ
• 5ТР - 17 еТ
• 7ТП - 12 еТ
• 8ТР - 4 еТ
• 9ОхС - 3 еТ
• 10ОхС - 17 еТ
• 12ОхС - 0 еТ
• 13ТП - 16 еТ