Как получить мох топливо

Обновлено: 19.09.2024

Немного о MOX
В основном mox действует аналогично обычным урановым стержням за исключением пары важных особенностей:
Время работы MOX (5000 секунд) в два раза меньше, чем у обычных стержней.
Количество генерируемой энергии в тик зависит от температуры реактора: при 0% нагрева выход такой же, как и у обычного стержня, и в 5 раз больше при 100% нагреве (теоретически, конечно, ибо 100% нагрев означает взрыв).
Главным преимуществом всех приведенных ниже схем является то, что они сохраняют свой нагрев даже в выключенном состоянии/без стержней. Это означает, что сначала вам нужно каким либо образом нагреть реактор (к примеру, вытаскивание некоторых элементов может привести к резкому повышению температуры, главное, не расплавить чего-нибудь лишнего).

После нагрева до нужной вам температуры реактор с загруженными стержнями будет работать на одном и том же уровне тепла.

В графе "еЭ/т" указан теоретический выход энергии при 100% нагреве.

==========
0 дополнительных отсеков
==========

еЭ/т: 450
Эффективность: 15
Стоимость: 130 меди, 43 олова, 266 железа, 12 свинца, 10 алмазов, 8 редстоуна, 2 лазурита, 2 светопыли, 7 резины

еЭ/т: 425
Эффективность: 17
Стоимость: 160 меди. 61 олова, 270 железа, 16 свинца, 20 золота, 9 алмазов, 18 редстоуна, 2 светопыли, 2 лазурита, 37 резины

еЭ/т: 600
Эффективность: 15
Стоимость: 173 меди, 67 олова, 352 железа, 16 свинца, 12 алмазов, 8 редстоуна, 2 светопыли, 2 лазурита, 7 резины

еЭ/т: 550
Эффективность: 18.35
Стоимость: 206 меди, 81 олова, 331 железа, 20 свинца, 28 золота, 8 алмазов, 22 редстоуна, 2 светопыли, 2 лазурита, 49 резины

еЭ/т: 750
Эффективность: 15
Стоимость: 216 меди, 75 олова, 437 железа, 20 свинца, 16 алмазов, 8 редстоуна, 2 светопыли, 2 лазурита, 7 резины

еЭ/т: 675
Эффективность: 19.3
Стоимость: 247 меди, 99 олова, 433 железа, 24 свинца, 24 золота, 14 алмазов, 20 редстоуна, 2 светопыли, 2 лазурита, 43 резины

еЭ/т: 800
Эффективность: 20
Стоимость: 318 меди, 119 олова, 522 железа, 28 свинца. 40 золота, 18 алмазов, 28 редстоуна, 2 светопыли, 2 лазурита, 67 резины

еЭ/т: 1200
Эффективность: 15
Стоимость: 378 меди, 135 олова, 663 железа, 32 свинца, 32 золота, 24 алмазов, 24 редстоуна, 2 светопыли, 2 лазурита, 55 резины

еЭ/т: 1000
Эффективность: 20
Стоимость: 396 меди, 153 олова, 657 железа, 36 свинца, 48 золота, 22 алмазов, 32 редстоуна, 2 светопыли, 2 лазурита, 79 резины

еЭ/т: 1500
Эффективность: 15
Стоимость: 426 меди, 145 олова, 722 железа, 36 свинца, 44 золота, 27 алмазов, 30 редстоуна. 2 светопыли, 2 лазурита, 73 резины

В этой заметке я захотел поднять вопрос использования топлива с плутонием, в частности МОХ-топлива, и проблемы, связанные с физикой цепной реакции, которые при этом могут возникнуть у оператора реакторной установки, загруженной кассетами с таким топливом.

Увеличение доли запаздывающих нейтронов осуществляется посредством умножения β на ценность запаздывающих нейтронов: β_эф= βγ. Таким образом, на практике получается, что из-за утечки нейтронов из активной зоны, реальная доля запаздывающих нейтронов заметно больше, чем расчётная.
Для начала давайте определимся, что вообще такое запаздывающие нейтроны и зачем они нам нужны.

Нейтроны, образовавшиеся в ходе реакции деления ядерного топлива, мы можем разделить на два типа:

Мгновенные нейтроны. Сразу после деления ядро-осколок, образовавшееся в этот момент, не только обладает избытком нейтронов, но и оказывается сильно деформированным по сравнению с нормальным состоянием. Как правило, потенциальная энергия, обусловленная этой деформацией, позволяет ядру немедленно “избавиться” от одного или нескольких избыточных нейтронов, которые испускаются за время расщепления ядра (около 10 -14 с) и поэтому они называются мгновенными нейтронами.

Запаздывающие нейтроны. Дальнейшее уменьшение числа избыточных нейтронов происходит посредством превращения некоторых из них в протоны. Этот процесс является причиной β-распада ядер-осколков, так как превращение нейтрона в протон сопровождается испусканием электрона (он же β-частица) и антинейтрино. Продолжается β-распад до тех пор, пока соотношение нейтронов и протонов в ядре не достигнет уровня стабильности. В редких случаях в результате β − -распада ядра-осколка, может произойти значительная перегруппировка нуклонов на ядерных оболочках, сопровождаемая необычно сильным возбуждением вновь образовавшегося ядра и уменьшением его энергии связи. Немедленно вслед за этим происходит испускание нейтрона с образованием стабильного ядра.

Образовавшиеся таким образом нейтроны называются запаздывающими, поскольку они могут испускаться через несколько секунд или даже десятков секунд после первоначального расщепления.

Мгновенные и запаздывающие нейтроны

(Запаздывающие нейтроны принято обозначать буквой β, что может вызвать путаницу с β-распадом, будьте внимательны.)

Суммарный выход запаздывающих нейтронов β очень мал. У 235 U доля их составляет всего 0,64%, а более 99% приходится на мгновенные нейтроны. Ещё меньший выход запаздывающих нейтронов у 233 U и 239 Pu. Однако, несмотря на это, роль запаздывающих нейтронов чрезвычайно велика при переходных процессах, то есть процессах, когда реактор переходит из одного стабильного состояния в другое, тоже стабильное, когда количество делений за каждый период времени не меняется. Давайте рассмотрим, почему это так.

Запаздывающие нейтроны характеризуется своей средней энергией. Если выполнить усреднение энергии запаздывающих нейтронов, то получится, что средняя энергия запаздывающих нейтронов составляет около 0,5МэВ. Это примерно в 4 раза меньше средней энергии мгновенных нейтронов (Е_мгн ≈ 2МэВ).

Так как исходная энергия запаздывающих нейтронов меньше, чем мгновенных, а конечная энергия, при достижении которой нейтроны считаются тепловыми, для всех нейтронов одна и та же, возраст тепловых нейтронов, полученных в результате замедления запаздывающих нейтронов (τ_зап), меньше возраста тепловых нейтронов, полученных в результате замедления мгновенных нейтронов (τ_мгн).

Из этого следует, что вероятность того, что частицы покинут активную зону реактора в процессе замедления, для запаздывающих нейтронов ниже, чем у мгновенных. Значит, запаздывающие нейтроны обладают более высокой потенциальной возможностью дальнейшего размножения. Это свойство запаздывающих нейтронов характеризуется так называемой ценностью запаздывающих нейтронов.

Различие ценности запаздывающих и мгновенных нейтронов учитывается фиктивным увеличением доли запаздывающих нейтронов. Эффективная доля (доля не покинувших активную зону) запаздывающих нейтронов β_эф превышает фактическуюβ (долю всех запаздывающих нейтронов).

Для управления ядерным реактором важное значение имеет среднее время жизни поколения мгновенных нейтронов − l, определяемое в результате суммирования времени расщепления t_р ядер, времени замедления t_з быстрых нейтронов и времени диффузии t_д тепловых нейтронов:

Временем расщепления t_р ≈ 10 -14 с можно пренебречь, по сравнению с двумя остальными слагаемыми выражения, которые для ВВЭР составляют в сумме 0,0003-0,0006 с, причём время диффузии на два порядка больше времени замедления. Среднее время жизни поколения нейтронов показывает нам, какое время проходит между делением ядер одним поколением нейтронов, то есть нейртонов образовавшихся примерно в один момент времени, и делением ядер следующим, образовавшимся после предыдущего. От этой величины зависит период реактора — величина, характеризующая скорость увеличения мощности реактора. На практике, период реактора — это время, за которое мощность реактора увеличивается в e (примерно 2,71) раз.

Рассмотрим, как будет меняться мощность реактора при внесении положительной реактивности, то есть, когда мощность реактора увеличивается оператором путём перемещения поглощающих стержней или иным способом, без учёта запаздывающих нейтронов. То есть, когда условия в активной зоне реактора становятся такими, что число нейтронов от поколения к поколению растёт.

Допустим, что после деления испускаются только мгновенные нейтроны, имеющие время жизни t_м = t_зам+ t_диф=5 . 10 -4 , а реактивность ρ = 0,0025. Период реактора Т = t_м/ρ = 5 ⋅ 10 -4 /0,0025 = 0,2 сек, а за одну секунду мощность реактора увеличится в:

N(t)/N₀ = exp(1/0,2) = e 5 ≈ 150 раз

Очевидно, что в таком случае управление реактором невозможно.

Как же тогда влияют запаздывающие нейтроны?

Среднее время запаздывания t_з,равное среднему времени жизни осколков деления — предшественников запаздывающих нейтронов, для U 235 равно 12,4 сек.

Среднее время жизни запаздывающих нейтронов после испускания их осколками деления мало отличается от t_м, поэтому запаздывающие нейтроны поглощаются в реакторе за время t_n:

Таким образом, время жизни одного поколения нейтронов t_l, с учетом запаздывающих нейтронов, равно среднему арифметическому от времени жизни ν . (1-β) мгновенных нейтронов и ν . β запаздывающих нейтронов.

Подставляя сюда t_м = 5 . 10 -4 сек, t_з = 12,4 сек получаем время

t_l = 5 . 10 -4 + 0,0064 . 12,4 ≈ 0,08 сек

Период реактора Т становится равным не 0,2 сек, а

и за секунду мощность реактора увеличится не в 150 раз, а на 3,2 %. При такой скорости изменения мощности реактор легко поддается управлению.

Каким образом это реализовано на практике?

Рассмотрим процессы изменения плотности нейтронов во времени при наличии возмущений по реактивности. При ρ=0 реактор находится в стационарном режиме, поток нейтронов и мощность неизменны.

При положительном скачкообразном изменении реактивности и ρ Над статьей работали

Топливный стержень (MOX) (от англ. Mixed-Oxide) — предмет, добавляемый модификацией IndustrialCraft 2. Тепловыделящий элемент, используемый как топливо в ядерном реакторе и в крафте спаренного и счетверённого топливного стержня (MOX).

Все MOX топливо работает эффективно только при нагреве корпуса реактора, то есть выход энергии зависит от температуры корпуса реактора линейно.

Содержание

Параметры

Рабочее время

Топливный стержень (MOX) работает 10000 секунд постепенно теряя прочность. В конце работы он превращается в Обеднённый MOX ТВЭЛ. В отличие от урановых стержней при нагреве реактора эффективность МОХ увеличивается.

Выделение тепла

Выделение тепла такое же как и у урановых стержней.

Тепло/сек = n(n+1)*2, где n сумма окружающих активных компонентов (считая и сам ТВЭЛ), таких как другие ТВЭЛ и отражатели нейтронов. Если рядом нет активных компонентов, то n=1 и базовое выделение тепла в секунду равно 4.

Производство электричества

еЭ/такт = 5n * (1 + 4 * Kt), где
n - сумма окружающих активных компонентов (считая и сам ТВЭЛ), таких как другие ТВЭЛ и отражатели нейтронов;
Kt - относительный нагрев реактора. Равен отношению текущей температуры реактора к максимальной. Оптимально нагревать реактор до температуры чуть меньше чем 85% от максимальной температуры, иначе, при более высокой температуре, реактор будет уничтожать окружающие блоки.
Если рядом нет активных компонентов, то n=1 и базовое производство электричества равно 5 еЭ/такт или 100 еЭ/сек.

За каждый ТВЭЛ, помещённый впритык к данному, будет выделятся дополнительное тепло и энергия. Сдвоенные и счетверённые ТВЭЛы считаются как один. Также можно использовать отражатели нейтронов для эмуляции расположенного рядом стержня.

Посвящённый

Ядерные реакторы, их свойства и схемы на версии 1.7.10.

Привет. Если ищешь схемы - они ниже.

Защитный костюм для работы с реакторами на серверах НЕ нужен. Все эффекты от радиации отключены.

Спойлер: УРАНОВОЕ ТОПЛИВО

Для начала нам необходимо добыть урановую руду в шахте и поместить ее в дробитель для получения измельченной урановой руды.

Далее мы помещаем измельченную урановую руду в рудопромывочный механизм. Этот шаг не является обязательным, но при его пропуске вы получите 1 кусочек урана-235 вместо двух и 4 кусочка урана-238 вместо пяти.

Следующим шагом мы отправляем нашу измельченную руду в термальную центрифугу. В результате мы получим Уран-238 и Уран-235.

Далее мы создаем из полученных нами кусочков готовое урановое ядерное топливо. С помощью консервирующего механизма помещаем его в топливные стержни, их можно сделать из железных пластин в формовщике металла используя режим "Выдавливание".

Далее из стержней можно создать сдвоенные или счетверенные урановые стержни. К схемам ядерного реактора мы перейдем немного позже.

Спойлер: МОХ-ТОПЛИВО

Плутоний делается из кусочков плутония, которые можно получить из обедненных урановых стержней, положив их в термальную центрифугу. Выкладываем 9 кусочков плутония в верстаке и получаем плутоний.

Далее мы должны создать само МОХ-топливо. Крафтим его и закладываем в консервирующий механизм.

Далее мы поговорим о тех устройствах, которые будут охлаждать реактор.

Спойлер: ТЕПЛООТВОДЫ

Теплоотвод - устройство, охлаждающее ядерный реактор путем принятия на себя температуры от ядерного топлива и соседних теплообменников. Способен хранить в себе всего лишь 1000 единиц тепла, после перегрузки уничтожается. Отличается от более емких охладителей тем, что способен охлаждать реактор на 6 едениц тепла за тик.

Реакторный теплоотвод - охлаждающее устройство, получающее от реактора 5 едениц тепла за тик и охлаждающее себя на аналогичную температуру. Если данный теплоотвод контактирует напрямую с распределителем тепла или стержнем с ядерным топливом, он начинает очень быстро уничтожаться.

Разогнанный теплоотвод - охлаждающее устройство, сильно подверженное нагреванию. Получая 36 едениц тепла за тик устройство охлаждает себя всего на 20, что не мешает ему приносить большую пользу при умелом использовании.

Компонентный теплоотвод - охлаждающее устройство, охлаждающее реактор путем поглощения 4 едениц тепла за тик с 4 близлежащих теплообменников. Не нуждается в охлаждении и не может быть уничтожен.

Улучшенный теплоотвод - охлаждающее устройство, поглощающее тепло и распределяющее его между ближайшими охлаждающими элементами. Способен одновременно содержать 10000 едениц тепла, при этом передавая на реактор до 25 единиц энергии за 20 тиков. Ремонтирует себя при контакте с охлаждающими стержнями или при отключении реактора.

Спойлер: ТЕПЛООБМЕННИКИ

Теплообменник - устройство, передающее тепло одновременно нескольким близлежащим компонентам ядерного реактора. Данная характеристика в большей или меньшей степени относится ко всем видам теплообменников.

Спойлер: РЕАКТОРНАЯ ОБШИВКА

Реакторная обшивка - охлаждающий элемент, поглощающий тепло с близлежащих клеток. Может поглотить до 10000 единиц тепла, при этом каждые 20 тиков будет остывать на 0.1 единицу тепла. При нагревании начинает распределять тепло между ближайшими охладителями.

Спойлер: ОХЛАЖДАЮЩИЕ КАПСУЛЫ

Охлаждающие капсулы - охлаждающие компоненты ядерного реактора, способные хранить в себе определенное количество единиц тепла. При достижении пиковой нагрузки они уничтожаются. Поглощать энергию они могут как от теплоотводов, так и от стержней с ядерным топливом. Существует 3 вариации капсул - 10К, 30К и 60К. Данная маркировка означает соответственно 10 тыс. единиц тепла, 30 тыс. едениц тепла и 60 тыс. едениц тепла, которые данные капсулы способны поглотить.

Спойлер: ОТРАЖАТЕЛИ НЕЙТРОНОВ

Отражатели нейтронов - компоненты ядерного реактора, используемые для повышения эффективности топливных стержней. Находясь вплотную к ядерному топливу при работе они теряют 1 единицу прочности зависимо от количества топливных стержней и их мощности. Таким образом от одного сдвоенного стержня они теряют 2 единицы прочности в секунду, от счетверенного - 4 единицы. Обычный отражатель нейтронов имеет 10000 единиц прочности, утолщенный же - 40000.

Спойлер: КОНДЕНСАТОРЫ

Конденсаторы хранят в себе тепло, выделяемое ядерным топливом. Красный и лазуритовый конденсаторы имеют прочность 20000 и 100000 соответственно. Теплоотводы и теплообменники не способны их охладить, но их можно починить с помощью красной пыли или лазурита. Когда прочность конденсатора исходит на ноль - они не уничтожаются, а просто перестают функционировать.

Реакторы и схемы.

Для начала мы должны скрафтить реакторные камеры и сам ядерный реактор.

Переходим к схемам ядерных реакторов. Я покажу не только стабильные схемы для уранового и МОХ топлива, но и способные уничтожить реактор при неверном использовании.

Безопасные схемы на уране.

Без дополнительных отсеков:

2 дополнительных отсека:

3 дополнительных отсека:

6 дополнительных отсеков:

Небезопасные схемы на уране. (Требуется постоянная замена конденсаторов и отражателей, строить на свой страх и риск!)

Все реакторы идут в 6 дополнительных отсеков:

Безопасные схемы на МОХ-топливе.

Реакторы на МОХ-топливе работают эффективно только при нагретом реакторе. Для быстрого нагревания реактора вы можете положить в него ячейку топлива и включить. Когда нагрев достигнет 99% (желательно) - выключайте его.
Безопасный способ нагрева описан тут: ТЫК .

Без дополнительных отсеков:

1 дополнительный отсек:

2 дополнительных отсека:

3 дополнительных отсека:

4 дополнительных отсека:

5 дополнительных отсеков:

6 дополнительных отсеков:

Небезопасные схемы на МОХ-топливе. (Через определенное время реактор перегревается, необходимо постоянное включение/выключение (к примеру через таймер). Реакторы сделаны так, что бы температура спадала как можно быстрее. Делать на свой страх и риск).

Без дополнительных отсеков:

6 дополнительных отсеков:

•Все схемы реакторов из гайда придуманы не мной! Я не пытаюсь выдать их за свои, я лишь хочу объединить их в одном гайде, которым может воспользоваться любой желающий.

• Все скриншоты сделаны мной, все реакторы проверенны мной. Если вы испытываете проблемы со взрывами реакторов - моей вины в этом нет, делайте схемы внимательней.
Реакторы с нестабильными схемами используйте на свой страх и риск, предупреждаю о высоком риске потерять ресурсы при неосторожности!

Благодарю за пользование моим гайдом. Больше моих гайдов можно посмотреть по ссылкам ниже (кликабельно):
Генераторы RF энергии из мода TE и их автоматизация.
Завод утильсырья на AE2.

Читайте также: