Nüvə reaktoru necə işləyir? Atom elektrik stansiyası: necə işləyir

Dizayn və iş prinsipi

Enerji buraxma mexanizmi

Maddənin çevrilməsi yalnız maddənin enerji ehtiyatına malik olduqda sərbəst enerjinin ayrılması ilə müşayiət olunur. Sonuncu, bir maddənin mikrohissəciklərinin keçidin mövcud olduğu digər mümkün vəziyyətdən daha çox istirahət enerjisi olan bir vəziyyətdə olması deməkdir. Kortəbii keçid həmişə enerji maneəsi ilə qarşılanır, onu aradan qaldırmaq üçün mikrohissəcik xaricdən müəyyən miqdarda enerji almalıdır - həyəcan enerjisi. Ekzoenergetik reaksiya ondan ibarətdir ki, həyəcandan sonrakı çevrilmə zamanı prosesi həyəcanlandırmaq üçün tələb olunandan daha çox enerji ayrılır. Enerji baryerini aşmağın iki yolu var: ya toqquşan hissəciklərin kinetik enerjisi hesabına, ya da birləşən hissəciyin bağlanma enerjisi hesabına.

Enerji buraxılmasının makroskopik miqyasını nəzərə alsaq, o zaman maddənin hissəciklərinin hamısı və ya ən azı bir hissəsi reaksiyaları həyəcanlandırmaq üçün lazım olan kinetik enerjiyə malik olmalıdır. Bu, yalnız mühitin temperaturunu istilik hərəkətinin enerjisinin prosesin gedişatını məhdudlaşdıran enerji həddinə yaxınlaşdığı bir dəyərə yüksəltməklə əldə edilə bilər. Molekulyar çevrilmələr, yəni kimyəvi reaksiyalar zamanı belə bir artım adətən yüzlərlə kelvin təşkil edir, nüvə reaksiyalarında isə ən azı 10 7-dir. yüksək hündürlük Toqquşan nüvələrin kulon maneələri. Nüvə reaksiyalarının istiliklə həyəcanlanması praktikada yalnız Kulon maneələrinin minimal olduğu (termonüvə sintezi) ən yüngül nüvələrin sintezi zamanı həyata keçirilir.

Hissəciklərin birləşməsi ilə həyəcanlanma böyük kinetik enerji tələb etmir və buna görə də mühitin temperaturundan asılı deyildir, çünki hissəciklərin cəlbedici qüvvələrinə xas olan istifadə olunmamış bağlar səbəbindən baş verir. Ancaq reaksiyaları həyəcanlandırmaq üçün hissəciklərin özləri lazımdır. Yenə ayrı bir reaksiya aktını deyil, makroskopik miqyasda enerji istehsalını nəzərdə tuturuqsa, bu, yalnız zəncirvari reaksiya baş verdikdə mümkündür. Sonuncu reaksiyanı həyəcanlandıran hissəciklər ekzoenergetik reaksiyanın məhsulu kimi yenidən peyda olduqda baş verir.

Dizayn

Hər hansı bir nüvə reaktoru aşağıdakı hissələrdən ibarətdir:

• Nüvə yanacağı və moderatoru olan nüvə;
• Nüvəni əhatə edən neytron reflektoru;
• Zəncirvari reaksiyaya nəzarət sistemi, o cümlədən fövqəladə mühafizə;
• Radiasiyadan qorunma;
• Uzaqdan idarəetmə sistemi.

Fəaliyyətin fiziki prinsipləri

Əsas məqalələrə də baxın:

Nüvə reaktorunun hazırkı vəziyyətini effektiv neytron çoxalma əmsalı ilə xarakterizə etmək olar k və ya reaktivlik ρ , bunlar aşağıdakı əlaqə ilə bağlıdır:

Bu miqdarlar üçün aşağıdakı dəyərlər xarakterikdir:

• k> 1 - zəncirvari reaksiya zamanla artır, reaktor içəridədir superkritik vəziyyəti, onun reaktivliyi ρ > 0;
• k < 1 - реакция затухает, реактор - subkritik, ρ < 0;
• k = 1, ρ = 0 - nüvə parçalanmalarının sayı sabitdir, reaktor sabit vəziyyətdədir tənqidi vəziyyət.

Nüvə reaktoru üçün kritiklik şərti:

Çoxalma əmsalının birliyə çevrilməsi neytronların çoxalmasını onların itkiləri ilə tarazlaşdırmaqla əldə edilir. Əslində itkilərin iki səbəbi var: parçalanmadan tutulma və neytronların yetişdirmə mühitindən kənara sızması.

Aydındır ki, 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.

İstilik reaktorları üçün k 0 "4 amil düsturu" ilə təyin edilə bilər:

• η iki udma üçün neytron məhsuldarlığıdır.

Müasir güc reaktorlarının həcmləri yüzlərlə m³-ə çata bilər və əsasən kritiklik şərtləri ilə deyil, istilik aradan qaldırılması imkanları ilə müəyyən edilir.

Kritik həcm nüvə reaktoru - kritik vəziyyətdə olan reaktor nüvəsinin həcmi. Kritik kütlə- kritik vəziyyətdə olan reaktorun parçalanan materialının kütləsi.

Yanacağın sulu neytron reflektoru olan təmiz parçalanan izotopların duzlarının sulu məhlulları olduğu reaktorlar ən aşağı kritik kütləyə malikdirlər. 235 U üçün bu kütlə 0,8 kq, 239 Pu üçün - 0,5 kq-dır. Bununla belə, 235 izotopunun zənginləşmə dərəcəsinin yalnız bir qədər çox olmasına baxmayaraq, berilyum oksidi reflektoruna malik olan LOPO reaktoru (dünyada ilk zənginləşdirilmiş uran reaktoru) üçün kritik kütlənin 0,565 kq olduğu hamıya məlumdur. 14%-dən çox. Teorik olaraq, bu dəyər yalnız 10 q olan ən kiçik kritik kütləyə malikdir.

Neytron sızmasını azaltmaq üçün nüvəyə sferik və ya sferik formaya yaxın, məsələn, qısa silindr və ya kub verilir, çünki bu rəqəmlər ən kiçik səth sahəsi ilə həcm nisbətinə malikdir.

Dəyərin (e - 1) adətən kiçik olmasına baxmayaraq, sürətli neytron yetişdirmənin rolu olduqca böyükdür, çünki böyük nüvə reaktorları üçün (K ∞ - 1)<< 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.

Zəncirvari reaksiyaya başlamaq üçün uran nüvələrinin spontan parçalanması zamanı əmələ gələn neytronlar adətən kifayətdir. Reaktoru işə salmaq üçün xarici neytron mənbəyindən, məsələn, və və ya digər maddələrin qarışığından istifadə etmək də mümkündür.

Yod çuxuru

Yod çuxuru nüvə reaktorunun söndürüldükdən sonra vəziyyətidir, qısamüddətli izotop ksenonun yığılması ilə xarakterizə olunur. Bu proses əhəmiyyətli mənfi reaktivliyin müvəqqəti görünüşünə gətirib çıxarır ki, bu da öz növbəsində reaktoru müəyyən müddət ərzində (təxminən 1-2 gün) layihə gücünə çatdırmağı qeyri-mümkün edir.

Təsnifat

Məqsədinə görə

İstifadə xüsusiyyətlərinə görə nüvə reaktorları aşağıdakılara bölünür:

• Güc reaktorları enerji sektorunda istifadə olunan elektrik və istilik enerjisini istehsal etmək, habelə dəniz suyunun duzsuzlaşdırılması üçün nəzərdə tutulmuşdur (duzsuzlaşdırma reaktorları da sənaye kimi təsnif edilir). Belə reaktorlar əsasən atom elektrik stansiyalarında istifadə olunur. Müasir güc reaktorlarının istilik gücü 5 GVt-a çatır. Ayrı bir qrupa daxildir:
  • Nəqliyyat reaktorları, avtomobil mühərriklərini enerji ilə təmin etmək üçün nəzərdə tutulmuşdur. Ən geniş tətbiq qrupları sualtı qayıqlarda və müxtəlif yerüstü gəmilərdə istifadə olunan dəniz nəqliyyatı reaktorları, həmçinin kosmik texnologiyada istifadə olunan reaktorlardır.
• Eksperimental reaktorlar, dəyəri nüvə reaktorlarının dizaynı və istismarı üçün zəruri olan müxtəlif fiziki kəmiyyətlərin öyrənilməsi üçün nəzərdə tutulmuşdur; Belə reaktorların gücü bir neçə kVt-dan çox deyil.
• Tədqiqat reaktorları nüvə fizikası, bərk cisimlər fizikası, radiasiya kimyası, biologiya sahəsində tədqiqatlar üçün intensiv neytron axınlarında (nüvə reaktorlarının hissələri də daxil olmaqla) işləmək üçün nəzərdə tutulmuş materialların sınaqdan keçirilməsi üçün nüvədə yaradılmış neytronların və qamma kvantlarının axınlarından istifadə olunur. izotopların istehsalı. Tədqiqat reaktorlarının gücü 100 MVt-dan çox deyil. Sərbəst buraxılan enerji adətən istifadə edilmir.
• Sənaye (silah, izotop) reaktorları, müxtəlif sahələrdə istifadə olunan izotopları istehsal etmək üçün istifadə olunur. Ən çox 239 Pu kimi nüvə silahı materiallarının istehsalı üçün istifadə olunur. Dəniz suyunun duzsuzlaşdırılması üçün istifadə olunan reaktorlar da sənaye reaktorları kimi təsnif edilir.

Çox vaxt reaktorlar iki və ya daha çox müxtəlif problemləri həll etmək üçün istifadə olunur, bu halda onlar çağırılır çoxməqsədli. Məsələn, bəzi güc reaktorları, xüsusən də nüvə enerjisinin ilk dövrlərində, ilk növbədə, təcrübə üçün nəzərdə tutulmuşdu. Sürətli neytron reaktorları eyni vaxtda enerji və izotoplar istehsal edə bilər. Sənaye reaktorları, əsas vəzifələrindən əlavə, çox vaxt elektrik və istilik enerjisi istehsal edirlər.

Neytron spektrinə görə

• Termal (yavaş) neytron reaktoru (“termal reaktor”)
• Sürətli neytron reaktoru ("sürətli reaktor")

Yanacağın yerləşdirilməsi ilə

• Yanacaq nüvəyə diskret olaraq bloklar şəklində yerləşdirildiyi, aralarında moderatorun olduğu heterojen reaktorlar;
• Yanacaq və moderatorun homojen qarışıq olduğu homojen reaktorlar (homogen sistem).

Heterojen bir reaktorda yanacaq və moderator məkan olaraq ayrıla bilər, xüsusən də boşluqlu reaktorda moderator-reflektor boşluğu moderatoru olmayan yanacaqla əhatə edir. Nüvə fiziki nöqteyi-nəzərindən homojenlik/heterojenlik meyarı dizayn deyil, verilmiş moderatorda neytron moderasiya uzunluğundan artıq məsafədə yanacaq bloklarının yerləşdirilməsidir. Beləliklə, "yaxın qəfəs" adlanan reaktorlar homojen olaraq hazırlanmışdır, baxmayaraq ki, onlarda yanacaq adətən moderatordan ayrılır.

Heterojen bir reaktordakı nüvə yanacaq bloklarına yanacaq birləşmələri (FA) deyilir ki, onlar nüvədə müntəzəm qəfəsin qovşaqlarında yerləşir, hüceyrələr.

Yanacaq növünə görə

• uran izotopları 235, 238, 233 (235 U, 238 U, 233 U)
• plutonium izotopu 239 (239 Pu), həmçinin 239-242 Pu izotopları 238 U (MOX yanacağı) ilə qarışıq şəklində
• torium izotopu 232 (232 Th) (233 U-a çevrilməklə)

Zənginləşmə dərəcəsinə görə:

• təbii uran
• zəif zənginləşdirilmiş uran
• yüksək zənginləşdirilmiş uran

Kimyəvi tərkibinə görə:

• metal U
• UC (uran karbid) və s.

Soyuducu növünə görə

• Qaz, (bax: Qrafit-qaz reaktoru)
• D 2 O (ağır su, bax Ağır su nüvə reaktoru, CANDU)

Moderator növünə görə

• C (qrafit, bax Qrafit-qaz reaktoru, Qrafit-su reaktoru)
• H2O (su, bax: Yüngül su reaktoru, Su ilə soyudulan reaktor, VVER)
• D 2 O (ağır su, bax Ağır su nüvə reaktoru, CANDU)
• Metal hidridlər
• Moderatorsuz (bax: Sürətli reaktor)

Dizaynla

Buxar yaratmaq üsulu ilə

• Xarici buxar generatoru olan reaktor (Bax Su-su reaktoru, VVER)

MAQATE təsnifatı

• PWR (təzyiqli su reaktorları) - su-su reaktoru (təzyiqli su reaktoru);
• BWR (qaynar su reaktoru) - qaynar su reaktoru;
• FBR (fast breeder reactor) - sürətli yetişdirici reaktor;
• GCR (qazla soyudulmuş reaktor) - qazla soyudulan reaktor;
• LWGR (yüngül sulu qrafit reaktoru) - qrafit-su reaktoru
• PHWR (təzyiqli ağır su reaktoru) - ağır su reaktoru

Dünyada ən çox yayılmışlar təzyiqli su (təxminən 62%) və qaynar su (20%) reaktorlarıdır.

Reaktor materialları

Reaktorların tikildiyi materiallar neytronlar, γ kvantları və parçalanma fraqmentləri sahəsində yüksək temperaturda işləyir. Buna görə də texnologiyanın digər sahələrində istifadə olunan bütün materiallar reaktor tikintisi üçün uyğun deyil. Reaktor materiallarını seçərkən onların radiasiyaya davamlılığı, kimyəvi təsirsizliyi, udma kəsiyi və digər xassələri nəzərə alınır.

Materialların radiasiya qeyri-sabitliyi yüksək temperaturda daha az təsir göstərir. Atomların hərəkətliliyi o qədər böyük olur ki, kristal qəfəsdən çıxarılan atomların öz yerinə qayıtması və ya hidrogen və oksigenin su molekuluna rekombinasiyası ehtimalı nəzərəçarpacaq dərəcədə artır. Beləliklə, suyun radiolizi enerji qaynamayan reaktorlarda (məsələn, VVER) əhəmiyyətsizdir, güclü tədqiqat reaktorlarında isə əhəmiyyətli miqdarda partlayıcı qarışıq buraxılır. Reaktorlarda onu yandırmaq üçün xüsusi sistemlər var.

Reaktor materialları bir-biri ilə təmasdadır (soyuducu və nüvə yanacağı olan yanacaq qabığı, soyuducu və moderator ilə yanacaq kasetləri və s.). Təbii ki, təmasda olan materiallar kimyəvi cəhətdən təsirsiz (uyğun) olmalıdır. Uyğunsuzluğa misal kimi uran və isti suyun kimyəvi reaksiyaya girməsi göstərilə bilər.

Əksər materiallar üçün güc xüsusiyyətləri artan temperaturla kəskin şəkildə pisləşir. Güc reaktorlarında struktur materialları yüksək temperaturda işləyir. Bu, xüsusilə yüksək təzyiqə tab gətirməli olan enerji reaktorunun hissələri üçün tikinti materiallarının seçimini məhdudlaşdırır.

Nüvə yanacağının tükənməsi və təkrar istehsalı

Nüvə reaktorunun işləməsi zamanı yanacaqda parçalanma fraqmentlərinin toplanması səbəbindən onun izotopik və kimyəvi tərkibi dəyişir, transuran elementlər, əsasən izotoplar əmələ gəlir. Parçalanma fraqmentlərinin nüvə reaktorunun reaktivliyinə təsiri deyilir zəhərlənmə(radioaktiv fraqmentlər üçün) və şlaklama(sabit izotoplar üçün).

Reaktorun zəhərlənməsinin əsas səbəbi ən böyük neytron udma eninə kəsiyinə (2,6·10 6 anbar) malik olan . Yarımxaricolma dövrü 135 Xe T 1/2 = 9,2 saat; Bölmə zamanı məhsuldarlıq 6-7% təşkil edir. 135 Xe-nin əsas hissəsi parçalanma nəticəsində əmələ gəlir ( T 1/2 = 6,8 saat). Zəhərlənmə halında Keff 1-3% dəyişir. 135 Xe-nin böyük udma kəsiyi və aralıq izotop 135 I-in olması iki mühüm hadisəyə səbəb olur:

1. 135 Xe konsentrasiyasının artmasına və nəticədə reaktorun dayandırılmasından və ya gücü azaldıqdan sonra reaktivliyinin azalmasına (“yod çuxuru”), bu da qısamüddətli dayanmaları və çıxış gücündə dalğalanmaları qeyri-mümkün edir. . Bu təsir tənzimləyici orqanlarda reaktivlik ehtiyatının tətbiqi ilə aradan qaldırılır. Yod quyusunun dərinliyi və müddəti F neytron axınından asılıdır: Ф = 5·10 18 neytron/(sm²·san) zamanı yod quyusunun işləmə müddəti ˜ 30 saat, dərinliyi isə stasionardan 2 dəfə böyükdür. 135 Xe zəhərlənməsi nəticəsində Keffdə dəyişiklik.
2. Zəhərlənmə ilə əlaqədar olaraq neytron axınının F-də və nəticədə reaktorun gücündə məkan-zaman dalğalanmaları baş verə bilər. Bu rəqslər Ф > 10 18 neytron/(sm²·san) və böyük reaktor ölçülərində baş verir. Salınım dövrləri ˜ 10 saat.

Nüvə parçalanması baş verdikdə böyük rəqəm parçalanan izotopun udma en kəsiyi ilə müqayisədə udma kəsikləri ilə fərqlənən sabit fraqmentlər. Böyük udma en kəsiyi olan fraqmentlərin konsentrasiyası reaktorun işinin ilk bir neçə günü ərzində doyma səviyyəsinə çatır. Bunlar əsasən müxtəlif "yaşlardakı" yanacaq çubuqlarıdır.

Yanacağın tam dəyişdirilməsi halında reaktorun kompensasiya edilməli olan artıq reaktivliyi var, ikinci halda isə kompensasiya yalnız reaktor ilk işə salındıqda tələb olunur. Davamlı həddindən artıq yükləmə yanma dərinliyini artırmağa imkan verir, çünki reaktorun reaktivliyi parçalanan izotopların orta konsentrasiyası ilə müəyyən edilir.

Yüklənmiş yanacağın kütləsi, buraxılan enerjinin "çəkisi" səbəbindən boşalmış yanacağın kütləsini üstələyir. Reaktor bağlandıqdan sonra, ilk növbədə, gecikmiş neytronların parçalanması səbəbindən, sonra isə 1-2 dəqiqədən sonra parçalanma parçaları və transuran elementlərinin β- və γ-şüalanması hesabına yanacağın tərkibində enerjinin ayrılması davam edir. Reaktor dayanmadan əvvəl kifayət qədər uzun müddət işləmişsə, dayandıqdan 2 dəqiqə sonra enerji buraxılması təxminən 3%, 1 saatdan sonra - 1%, bir gündən sonra - 0,4%, bir ildən sonra - ilkin gücün 0,05% -ni təşkil edir.

Nüvə reaktorunda əmələ gələn parçalanan Pu izotoplarının sayının yanmış 235 U miqdarına nisbəti deyilir. dönüşüm dərəcəsi K K . K K dəyəri zənginləşmə və yanma azaldıqca artır. Təbii urandan istifadə edən ağır su reaktoru üçün 10 GVt gün/t K K = 0,55 və kiçik yanmalarla (bu halda K K adlanır) ilkin plutonium əmsalı) K K = 0,8. Nüvə reaktoru yanaraq eyni izotopları çıxarırsa (breeder reaktor), onda çoxalma sürətinin yanma sürətinə nisbəti deyilir. reproduksiya dərəcəsi K V. Termal neytronlardan istifadə edən nüvə reaktorlarında 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 böyüyür və A düşür.

Nüvə reaktoruna nəzarət

Nüvə reaktoruna nəzarət yalnız parçalanma zamanı neytronların bir hissəsinin fraqmentlərdən bir neçə millisaniyədən bir neçə dəqiqəyə qədər gecikmə ilə uçması səbəbindən mümkündür.

Reaktoru idarə etmək üçün uducu çubuqlar istifadə olunur, nüvəyə daxil edilir, neytronları güclü şəkildə udan materiallardan (əsasən və bəziləri) və / və ya müəyyən bir konsentrasiyada soyuducuya əlavə olunan bor turşusunun məhlulundan hazırlanır (bor nəzarəti) . Çubuqların hərəkəti operatorun və ya neytron axınının avtomatik idarə edilməsi üçün avadanlıqdan gələn siqnallara uyğun işləyən xüsusi mexanizmlər, sürücülər tərəfindən idarə olunur.

Müxtəlif fövqəladə hallar baş verdikdə, hər bir reaktor bütün udma çubuqlarını nüvəyə - fövqəladə mühafizə sisteminə atmaqla həyata keçirilən zəncirvari reaksiyanın təcili dayandırılması ilə təmin edilir.

Qalıq İstilik

Nüvə təhlükəsizliyi ilə bilavasitə əlaqəli mühüm məsələ parçalanma istiliyidir. Bu nüvə yanacağının spesifik xüsusiyyətidir ki, parçalanma zənciri reaksiyası və hər hansı bir enerji mənbəyi üçün adi olan istilik ətaləti dayandıqdan sonra reaktorda istiliyin buraxılması davam edir. uzun müddətə, bu da bir sıra texniki cəhətdən mürəkkəb problemlər yaradır.

Qalıq istilik reaktorun işləməsi zamanı yanacaqda yığılan parçalanma məhsullarının β- və γ-parçalanmasının nəticəsidir. Parçalanma məhsulunun nüvələri, çürümə səbəbindən əhəmiyyətli enerjinin ayrılması ilə daha sabit və ya tamamilə sabit bir vəziyyətə çevrilir.

Çürümə istiliyinin sərbəst buraxılma sürəti sabit vəziyyət dəyərləri ilə müqayisədə tez kiçik dəyərlərə düşsə də, yüksək güclü güclü reaktorlarda bu, mütləq mənada əhəmiyyətlidir. Bu səbəbdən qalıq istilik əmələ gəlməsi zəruridir uzun müddət bağlandıqdan sonra reaktorun nüvəsindən istiliyin çıxarılmasını təmin edin. Bu vəzifə reaktor qurğusunun layihələndirilməsini etibarlı enerji təchizatı ilə soyutma sistemlərinə malik olmasını tələb edir, həmçinin işlənmiş nüvə yanacağının xüsusi temperatur rejimi olan anbarlarda - soyutma hovuzlarında uzunmüddətli (3-4 il) saxlanmasını tələb edir. adətən reaktorun yaxınlığında yerləşir.

həmçinin bax

• Sovet İttifaqında layihələndirilmiş və tikilmiş nüvə reaktorlarının siyahısı

Ədəbiyyat

• Levin V. E. Nüvə fizikası və nüvə reaktorları. 4-cü nəşr. - M.: Atomizdat, 1979.
• Şukolyukov A.Yu “Uran. Təbii nüvə reaktoru”. “Kimya və həyat” No 6, 1980, səh. 20-24

Qeydlər

1. "ZEEP - Kanadanın İlk Nüvə Reaktoru", Kanada Elm və Texnologiya Muzeyi.
2. Greshilov A. A., Egupov N. D., Matuşenko A. M. Nüvə qalxanı. - M.: Loqos, 2008. - 438 s. -

Geri irəli

Diqqət! Slayd önizləmələri yalnız məlumat məqsədi daşıyır və təqdimatın bütün xüsusiyyətlərini əks etdirməyə bilər. Əgər siz maraqlanırsınızsa bu iş, zəhmət olmasa tam versiyanı yükləyin.

Dərsin məqsədləri:

• Təhsil: mövcud biliklərin yenilənməsi; anlayışların formalaşmasını davam etdirmək: uran nüvələrinin parçalanması, nüvə zəncirvari reaksiyası, onun baş vermə şərtləri, kritik kütlə; yeni anlayışlar təqdim edir: nüvə reaktoru, nüvə reaktorunun əsas elementləri, nüvə reaktorunun quruluşu və onun iş prinsipi, nüvə reaksiyasına nəzarət, nüvə reaktorlarının təsnifatı və onlardan istifadə;
• Təhsil: müşahidə və nəticə çıxarmaq bacarıqlarını inkişaf etdirməyə davam etmək, həmçinin tələbələrin intellektual qabiliyyətlərini və maraqlarını inkişaf etdirmək;
• Təhsil: təcrübi elm kimi fizikaya münasibəti inkişaf etdirməyə davam etmək; əməyə vicdanlı münasibət, nizam-intizam, biliyə müsbət münasibət tərbiyə etmək.

Dərsin növü: yeni material öyrənmək.

Avadanlıq: multimedia quraşdırılması.

Dərslər zamanı

1. Təşkilati məqam.

Uşaqlar! Bu gün dərsimizdə uran nüvələrinin parçalanmasını, nüvə zəncirvari reaksiyasını, onun baş vermə şərtlərini, kritik kütləni təkrarlayacağıq, nüvə reaktorunun nə olduğunu, nüvə reaktorunun əsas elementlərini, nüvə reaktorunun quruluşunu öyrənəcəyik. və onun iş prinsipi, nüvə reaksiyasına nəzarət, nüvə reaktorlarının təsnifatı və onlardan istifadə.

2. Öyrənilmiş materialın yoxlanılması.

1. Uran nüvələrinin parçalanma mexanizmi.
2. Nüvə zəncirvari reaksiyasının mexanizmi haqqında danışın.
3. Uran nüvəsinin nüvə parçalanması reaksiyasına misal göstərin.
4. Kritik kütləyə nə deyilir?
5. Kütləsi kritikdən az və ya kritikdən böyükdürsə, uranda zəncirvari reaksiya necə baş verir?
6. Uran 295-in kritik kütləsi nə qədərdir?Kritik kütləni azaltmaq mümkündürmü?
7. Nüvə zəncirvari reaksiyasının gedişatını hansı üsullarla dəyişə bilərsiniz?
8. Sürətli neytronları yavaşlatmaqda məqsəd nədir?
9. Moderator kimi hansı maddələr istifadə olunur?
10. Hansı amillər hesabına bir uranın tərkibindəki sərbəst neytronların sayını artırmaq və bununla da onda reaksiyanın baş vermə ehtimalını təmin etmək olar?

3. Yeni materialın izahı.

Uşaqlar, bu suala cavab verin: Hər hansı bir atom elektrik stansiyasının əsas hissəsi nədir? ( nüvə reaktoru)

Əla. Beləliklə, uşaqlar, indi bu məsələyə daha ətraflı baxaq.

Tarixi istinad.

İqor Vasilyeviç Kurçatov görkəmli sovet fiziki, akademik, 1943-1960-cı illərdə Atom Enerjisi İnstitutunun yaradıcısı və ilk direktoru, SSRİ-də atom probleminin baş elmi direktoru, nüvə enerjisindən dinc məqsədlər üçün istifadənin banilərindən biridir. . SSRİ Elmlər Akademiyasının akademiki (1943). İlk sovet atom bombası 1949-cu ildə sınaqdan keçirildi. Dörd il sonra, dünyada ilk uğurlu sınaqlar hidrogen bombası. Və 1949-cu ildə İqor Vasilyeviç Kurçatov atom elektrik stansiyası layihəsi üzərində işə başladı. Atom elektrik stansiyası atom enerjisindən dinc məqsədlərlə istifadənin müjdəçisidir. Layihə uğurla başa çatdı: 1954-cü il iyulun 27-də bizim atom elektrik stansiyası dünyada birinci oldu! Kurçatov uşaq kimi sevindi və əyləndi!

Nüvə reaktorunun tərifi.

Nüvə reaktoru müəyyən ağır nüvələrin parçalanmasının idarə olunan zəncirvari reaksiyasının həyata keçirildiyi və saxlandığı bir cihazdır.

İlk nüvə reaktoru 1942-ci ildə ABŞ-da E.Ferminin rəhbərliyi ilə tikilmişdir. Ölkəmizdə ilk reaktor 1946-cı ildə İ.V.Kurçatovun rəhbərliyi ilə tikilmişdir.

Nüvə reaktorunun əsas elementləri bunlardır:

• nüvə yanacağı (uran 235, uran 238, plutonium 239);
• neytron moderatoru (ağır su, qrafit və s.);
• reaktorun istismarı zamanı yaranan enerjinin (su, maye natrium və s.) çıxarılması üçün soyuducu;
• Nəzarət çubuqları (bor, kadmium) - yüksək udma neytronları
• Radiasiyanı maneə törədən qoruyucu qabıq (dəmir doldurucu ilə beton).

Əməliyyat prinsipi nüvə reaktoru

Nüvə yanacağı nüvədə yanacaq elementləri (yanacaq elementləri) adlanan şaquli çubuqlar şəklində yerləşir. Yanacaq çubuqları reaktorun gücünü tənzimləmək üçün nəzərdə tutulmuşdur.

Hər bir yanacaq çubuğunun kütləsi kritik kütlədən əhəmiyyətli dərəcədə azdır, buna görə də bir çubuqda zəncirvari reaksiya baş verə bilməz. Bütün uran çubuqları nüvəyə batırıldıqdan sonra başlayır.

Nüvə neytronları əks etdirən maddə təbəqəsi (reflektor) və neytronları və digər hissəcikləri tutan qoruyucu beton qabığı ilə əhatə olunmuşdur.

Yanacaq hüceyrələrindən istiliyin çıxarılması. Soğutucu, su, çubuğu yuyur, 300 ° C-yə qədər qızdırılır yüksək qan təzyiqi, istilik dəyişdiricilərinə daxil olur.

İstilik dəyişdiricisinin rolu ondan ibarətdir ki, 300 ° C-ə qədər qızdırılan su adi suya istilik verir və buxara çevrilir.

Nüvə Reaksiyasına Nəzarət

Reaktor kadmium və ya bor olan çubuqlar vasitəsilə idarə olunur. Çubuqlar reaktorun nüvəsindən uzadıldıqda K > 1, tam geri çəkildikdə isə K< 1. Вдвигая стержни внутрь активной зоны, можно в любой момент времени приостановить развитие цепной реакции. Управление ядерными реакторами осуществляется дистанционно с помощью ЭВМ.

Yavaş neytron reaktoru.

Uran-235 nüvələrinin ən səmərəli parçalanması yavaş neytronların təsiri altında baş verir. Belə reaktorlar yavaş neytron reaktorları adlanır. Parçalanma reaksiyası nəticəsində yaranan ikincil neytronlar sürətlidir. Onların zəncirvari reaksiyada uran-235 nüvələri ilə sonrakı qarşılıqlı təsirinin ən təsirli olması üçün nüvəyə bir moderator - neytronların kinetik enerjisini azaldan bir maddə daxil etməklə yavaşlayırlar.

Sürətli neytron reaktoru.

Sürətli neytron reaktorları təbii uran üzərində işləyə bilməz. Reaksiya yalnız ən azı 15% uran izotopu olan zənginləşdirilmiş qarışıqda saxlanıla bilər. Sürətli neytron reaktorlarının üstünlüyü ondan ibarətdir ki, onların işləməsi əhəmiyyətli miqdarda plutonium istehsal edir və bundan sonra nüvə yanacağı kimi istifadə edilə bilər.

Homojen və heterojen reaktorlar.

Nüvə reaktorları yanacaq və moderatorun nisbi yerləşdirilməsindən asılı olaraq homojen və heterojen bölünür. Homojen bir reaktorda nüvə bir məhlul, qarışıq və ya ərimə şəklində yanacaq, moderator və soyuducunun homojen bir kütləsidir. Bloklar və ya yanacaq birləşmələri şəklində yanacağın moderatorda yerləşdirildiyi, içərisində müntəzəm həndəsi qəfəs meydana gətirən reaktor heterojen adlanır.

Atom nüvələrinin daxili enerjisinin elektrik enerjisinə çevrilməsi.

Nüvə reaktoru istilik nüvə enerjisini elektrik enerjisinə çevirən nüvə elektrik stansiyasının (AES) əsas elementidir. Enerji çevrilməsi aşağıdakı sxemə uyğun olaraq baş verir:

• uran nüvələrinin daxili enerjisi -
• neytronların və nüvə fraqmentlərinin kinetik enerjisi -
• suyun daxili enerjisi -
• buxarın daxili enerjisi -
• buxarın kinetik enerjisi -
• turbin rotorunun və generator rotorunun kinetik enerjisi -
• Elektrik enerjisi.

Nüvə reaktorlarının istifadəsi.

Məqsədindən asılı olaraq nüvə reaktorları güc reaktorları, çeviricilər və reaktorlar, tədqiqat və çoxməqsədli, nəqliyyat və sənaye ola bilər.

Nüvə enerjisi reaktorları atom elektrik stansiyalarında, gəmi elektrik stansiyalarında, nüvə kombinə edilmiş istilik və elektrik stansiyalarında və nüvə istilik təchizatı stansiyalarında elektrik enerjisi istehsal etmək üçün istifadə olunur.

Təbii uran və toriumdan ikinci dərəcəli nüvə yanacağı istehsal etmək üçün nəzərdə tutulmuş reaktorlara çeviricilər və ya seleksiyaçılar deyilir. Konvertor reaktorunda ikincil nüvə yanacağı ilkin istehlak ediləndən daha az istehsal edir.

Bir damazlıq reaktorda nüvə yanacağının genişləndirilmiş reproduksiyası həyata keçirilir, yəni. xərcləndiyindən çox olduğu ortaya çıxır.

Tədqiqat reaktorları neytronların maddə ilə qarşılıqlı əlaqəsi proseslərini öyrənmək, neytron və qamma şüalarının intensiv sahələrində reaktor materiallarının davranışını öyrənmək, radiokimyəvi və bioloji tədqiqatlar, izotopların istehsalı, eksperimental tədqiqat nüvə reaktorlarının fizikası.

Reaktorlar müxtəlif güclərə, stasionar və ya impulslu iş rejimlərinə malikdirlər. Çoxməqsədli reaktorlar enerji istehsalı və nüvə yanacağı istehsalı kimi bir neçə məqsədə xidmət edən reaktorlardır.

Atom elektrik stansiyalarında ekoloji fəlakətlər

• 1957 - Böyük Britaniyada qəza
• 1966 - Detroit yaxınlığında reaktorun soyudulmasında nasazlıqdan sonra nüvənin qismən əriməsi.
• 1971 - ABŞ çayına çoxlu çirkli su axdı
• 1979 - ABŞ-da ən böyük qəza
• 1982 - radioaktiv buxarın atmosferə buraxılması
• 1983 - Kanadada dəhşətli qəza (radioaktiv su 20 dəqiqə axdı - dəqiqədə bir ton)
• 1986 - Böyük Britaniyada qəza
• 1986 - Almaniyada qəza
• 1986 – Çernobıl Atom Elektrik Stansiyası
• 1988 - Yaponiyada atom elektrik stansiyasında yanğın

Müasir atom elektrik stansiyaları fərdi kompüterlərlə təchiz olunub, lakin əvvəllər qəzadan sonra belə reaktorlar işləməyə davam edirdi, çünki avtomatik söndürmə sistemi yox idi.

4. Materialın bərkidilməsi.

1. Nüvə reaktoru nə adlanır?
2. Reaktorda nüvə yanacağı nədir?
3. Hansı maddə nüvə reaktorunda neytron moderatoru kimi xidmət edir?
4. Neytron moderatorunun məqsədi nədir?
5. Nəzarət çubuqları nə üçün istifadə olunur? Onlar necə istifadə olunur?
6. Nüvə reaktorlarında soyuducu kimi nə istifadə olunur?
7. Hər bir uran çubuğunun kütləsinin kritik kütlədən az olması nə üçün lazımdır?

5. Testin icrası.

1. Uran nüvələrinin parçalanmasında hansı hissəciklər iştirak edir?
   A. protonlar;
   B. neytronlar;
   B. elektronlar;
   G. helium nüvələri.
2. Hansı uranın kütləsi kritikdir?
   A. zəncirvari reaksiyanın mümkün olduğu ən böyük;
   B. istənilən kütlə;
   B. zəncirvari reaksiyanın mümkün olduğu ən kiçik;
   D. reaksiyanın dayanacağı kütlə.
3. Uran 235-in təxmini kritik kütləsi nə qədərdir?
   A. 9 kq;
   B. 20 kq;
   B. 50 kq;
   G. 90 kq.
4. Aşağıdakı maddələrdən hansı nüvə reaktorlarında neytron moderatorları kimi istifadə edilə bilər?
   A. qrafit;
   B. kadmium;
   B. ağır su;
   G. bor.
5. Atom elektrik stansiyasında nüvə zəncirvari reaksiyasının baş verməsi üçün neytronların çoxalma əmsalı aşağıdakı kimi olmalıdır:
   A. 1-ə bərabərdir;
   B. 1-dən çox;
   V. 1-dən az.
6. Nüvə reaktorlarında ağır atom nüvələrinin parçalanma sürəti aşağıdakılarla idarə olunur:
   A. çubuqları absorberlə endirərkən neytronların udulmasına görə;
   B. soyuducu sürətinin artması ilə istilik çıxarılmasının artması səbəbindən;
   B. istehlakçıların elektrik enerjisi ilə təchizatını artırmaqla;
   G. çubuqları yanacaqla çıxararkən nüvədəki nüvə yanacağının kütləsini azaltmaqla.
7. Nüvə reaktorunda hansı enerji çevrilmələri baş verir?
   A. atom nüvələrinin daxili enerjisi işıq enerjisinə çevrilir;
   B. atom nüvələrinin daxili enerjisi mexaniki enerjiyə çevrilir;
   B. atom nüvələrinin daxili enerjisi elektrik enerjisinə çevrilir;
   D. cavabların heç biri düzgün deyil.
8. 1946-cı ildə Sovet İttifaqında ilk nüvə reaktoru tikildi. Bu layihənin rəhbəri kim idi?
   A. S. Korolev;
   B. I. Kurçatov;
   V. D. Saxarov;
   G. A. Proxorov.
9. Atom elektrik stansiyalarının etibarlılığını artırmaq və çirklənmənin qarşısını almaq üçün hansı yolu daha məqbul hesab edirsiniz? xarici mühit?
   A. operatorun iradəsindən asılı olmayaraq reaktorun nüvəsini avtomatik soyutmağa qadir olan reaktorların yaradılması;
   B. AES-in istismarı üzrə savadlılığın, AES operatorlarının peşəkar hazırlıq səviyyəsinin artırılması;
   B. atom elektrik stansiyalarının sökülməsi və radioaktiv tullantıların emalı üçün yüksək səmərəli texnologiyaların işlənib hazırlanması;
   D. reaktorların yerin dərinliklərində yerləşməsi;
   D. atom elektrik stansiyasının tikintisindən və istismarından imtina.
10. Çirklənmə mənbələri hansılardır? mühit atom elektrik stansiyalarının istismarı ilə bağlıdır?
    A. uran sənayesi;
    B. nüvə reaktorları fərqli növlər;
    B. radiokimya sənayesi;
    D. radioaktiv tullantıların emalı və utilizasiyası üçün sahələr;
    D. radionuklidlərin xalq təsərrüfatında istifadəsi;
    E. nüvə partlayışları.

Cavablar: 1 B; 2 V; 3 V; 4 A, B; 5 A; 6 A; 7 V;. 8 B; 9 B.V; 10 A, B, C, D, E.

6. Dərsin xülasəsi.

Bu gün sinifdə nə yeni öyrəndiniz?

Dərsdə nə xoşunuza gəldi?

Hansı suallarınız var?

DƏRSDƏ ƏMƏYİNƏ GÖRƏ TƏŞƏKKÜR EDİRƏM!

Nüvə reaktoru, iş prinsipi, nüvə reaktorunun işləməsi.

Biz hər gün elektrik enerjisindən istifadə edirik və onun necə istehsal olunduğunu və bizə necə gəldiyini düşünmürük. Ancaq bu, ən vacib hissələrdən biridir. müasir sivilizasiya. Elektrik olmasaydı, heç nə olmazdı - işıq, istilik, hərəkət yox.

Hamı bilir ki, elektrik enerjisi elektrik stansiyalarında, o cümlədən nüvə stansiyalarında istehsal olunur. Hər bir atom elektrik stansiyasının ürəyidir nüvə reaktoru. Bu məqalədə baxacağımız budur.

Nüvə reaktoru, istilik buraxılması ilə idarə olunan nüvə zəncirvari reaksiyasının baş verdiyi bir cihaz. Bu cihazlar əsasən elektrik enerjisi istehsal etmək və böyük gəmiləri idarə etmək üçün istifadə olunur. Nüvə reaktorlarının gücünü və səmərəliliyini təsəvvür etmək üçün bir misal verə bilərik. Orta nüvə reaktoru üçün 30 kiloqram uran tələb olunduğu halda, orta istilik elektrik stansiyası üçün 60 vaqon kömür və ya 40 çən mazut tələb olunacaq.

Prototip nüvə reaktoru 1942-ci ilin dekabrında ABŞ-da E. Ferminin rəhbərliyi ilə tikilmişdir. Bu, "Çikaqo yığını" adlanan şey idi. Chicago Pile (sonradan söz“Xov” başqa mənalarla birlikdə nüvə reaktoru mənasındadır). Bir-birinin üstünə qoyulmuş böyük bir qrafit blok yığınına bənzədiyi üçün ona bu ad verilmişdir.

Bloklar arasında təbii uran və onun dioksidindən hazırlanmış sferik “işçi mayeləri” yerləşdirildi.

SSRİ-də ilk reaktor akademik İ.V.Kurçatovun rəhbərliyi ilə tikilmişdir. F-1 reaktoru 25 dekabr 1946-cı ildə istismara verilib. Reaktor sferik formada olub və diametri təxminən 7,5 metr olub. Soyutma sistemi yox idi, ona görə də çox aşağı güc səviyyələrində işləyirdi.

Tədqiqatlar davam etdi və 27 iyun 1954-cü ildə Obninskdə dünyada 5 MVt gücündə ilk atom elektrik stansiyası işə düşdü.

Nüvə reaktorunun iş prinsipi.

Uran U 235-in parçalanması zamanı iki və ya üç neytronun ayrılması ilə müşayiət olunan istilik ayrılır. Statistikaya görə – 2,5. Bu neytronlar digər uran atomları U235 ilə toqquşur. Toqquşma zamanı uran U 235 qeyri-sabit izotop U 236-ya çevrilir, o, demək olar ki, dərhal Kr 92 və Ba 141 + eyni 2-3 neytronlara parçalanır. Çürümə qamma radiasiya və istilik şəklində enerjinin buraxılması ilə müşayiət olunur.

Buna zəncirvari reaksiya deyilir. Atomların parçalanması, parçalanmaların sayı artır həndəsi irəliləyiş, nəticədə bizim standartlarımıza görə, ildırım sürəti ilə böyük miqdarda enerjinin buraxılmasına gətirib çıxarır - idarəolunmaz zəncirvari reaksiya nəticəsində atom partlayışı baş verir.

Bununla belə, in nüvə reaktoru ilə məşğul oluruq idarə olunan nüvə reaksiyası. Bunun necə mümkün olacağı aşağıda təsvir edilmişdir.

Nüvə reaktorunun quruluşu.

Hal-hazırda iki növ nüvə reaktoru var: VVER (su ilə soyudulmuş güc reaktoru) və RBMK (yüksək güclü kanal reaktoru). Fərq ondadır ki, RBMK qaynayan reaktordur, VVER isə 120 atmosfer təzyiq altında sudan istifadə edir.

VVER 1000 reaktor 1 - idarəetmə sisteminin sürücüsü; 2 - reaktor qapağı; 3 - reaktor gövdəsi; 4 - qoruyucu boruların bloku (BZT); 5 - mil; 6 - əsas qapaq; 7 - yanacaq birləşmələri (FA) və idarəetmə çubuqları;

Hər bir sənaye nüvə reaktoru soyuducu suyun axdığı bir qazandır. Bir qayda olaraq, bu adi su (dünyada təxminən 75%), maye qrafit (20%) və ağır sudur (5%). Eksperimental məqsədlər üçün berilyum istifadə edildi və karbohidrogen olduğu qəbul edildi.

TVEL– (yanacaq elementi). Bunlar içərisində uran dioksid həblərinin yerləşdiyi niobium ərintisi ilə sirkonium qabığında olan çubuqlardır.

TVEL raktor RBMK. RBMK reaktorunun yanacaq elementinin dizaynı: 1 - tıxac; 2 - uran dioksid tabletləri; 3 - sirkonium qabığı; 4 - yay; 5 - kol; 6 - ipucu.

TVEL həmçinin yanacaq qranullarının eyni səviyyədə saxlanması üçün yay sistemini ehtiva edir ki, bu da yanacağın nüvəyə batırılma/çıxarılma dərinliyini daha dəqiq tənzimləməyə imkan verir. Onlar altıbucaqlı formalı kasetlərə yığılır, hər birində bir neçə onlarla yanacaq çubuğu var. Soyuducu hər bir kasetdə olan kanallardan axır.

Kasetdəki yanacaq çubuqları yaşıl rənglə vurğulanır.

Yanacaq kasetinin yığılması.

Reaktorun nüvəsi şaquli şəkildə yerləşdirilən və metal qabıqla birləşən yüzlərlə kasetdən - gövdədən ibarətdir ki, bu da neytron reflektoru rolunu oynayır. Kasetlər arasında nizamlı aralıqlarla idarəedici çubuqlar və reaktorun fövqəladə mühafizə çubuqları daxil edilir ki, bu da reaktorun həddindən artıq qızması zamanı söndürülməsi üçün nəzərdə tutulub.

Nümunə olaraq VVER-440 reaktoru haqqında məlumat verək:

Nəzarətçilər reaksiyanın ən intensiv olduğu aktiv zonanı tərk edərək yuxarı və aşağı hərəkət edə bilər, dalaraq və ya əksinə. Bu, idarəetmə sistemi ilə birlikdə güclü elektrik mühərrikləri ilə təmin edilir.Fövqəladə hallardan mühafizə çubuqları fövqəladə vəziyyət zamanı reaktoru dayandırmaq, nüvəyə düşmək və daha çox sərbəst neytronları udmaq üçün nəzərdə tutulub.

Hər bir reaktorda istifadə olunan və yeni kasetlərin yükləndiyi və boşaldıldığı bir qapaq var.

İstilik izolyasiyası adətən reaktor qabının üstündə quraşdırılır. Növbəti maneə bioloji müdafiədir. Bu adətən dəmir-beton bunkerdir, girişi möhürlənmiş qapıları olan hava kilidi ilə bağlanır. Bioloji mühafizə, partlayış baş verərsə, radioaktiv buxarın və reaktorun hissələrinin atmosferə buraxılmasının qarşısını almaq üçün nəzərdə tutulmuşdur.

Müasir reaktorlarda nüvə partlayışı ehtimalı çox azdır. Çünki yanacaq kifayət qədər az zənginləşdirilmiş və yanacaq elementlərinə bölünmüşdür. Özü ərisə belə, yanacaq o qədər aktiv reaksiya verə bilməyəcək. Baş verə biləcək ən pisi, Çernobıldakı kimi termal partlayışdır, reaktordakı təzyiq elə dəyərlərə çatdıqda, metal korpus sadəcə partladı və 5000 ton ağırlığında reaktor örtüyü ters sıçrayaraq damını sındırdı. reaktor bölməsi və buxarın kənara buraxılması. Əgər Çernobıl Atom Elektrik Stansiyası bugünkü sarkofaq kimi düzgün bioloji müdafiə ilə təchiz edilmişdi, o zaman fəlakət bəşəriyyətə daha az başa gəldi.

Atom elektrik stansiyasının istismarı.

Bir sözlə, raboboa belə görünür.

Nüvə stansiyası. (Kliklənə bilər)

Nasoslardan istifadə edərək reaktorun nüvəsinə daxil olduqdan sonra su 250-dən 300 dərəcəyə qədər qızdırılır və reaktorun “digər tərəfindən” çıxır. Buna birinci dövrə deyilir. Bundan sonra ikinci dövrə ilə qarşılaşdığı istilik dəyişdiricisinə göndərilir. Bundan sonra təzyiq altında olan buxar turbin qanadlarına axır. Turbinlər elektrik enerjisi istehsal edir.

: ... olduqca bayağı, amma buna baxmayaraq, mən hələ də həzm oluna bilən formada məlumat tapmamışam - nüvə reaktorunun necə işə BAŞLAMASI. İşin prinsipi və quruluşu ilə bağlı hər şey artıq 300 dəfə çeynənib və aydındır, amma burada yanacağın necə əldə edildiyi və nədən və nə üçün reaktorda olana qədər o qədər də təhlükəli olmadığı və niyə reaksiya vermədiyi göstərilir. reaktora batırıldı! - bütün bunlardan sonra, yalnız içəridə qızdırır, buna baxmayaraq, yanacaq yükləməzdən əvvəl soyuqdur və hər şey yaxşıdır, buna görə elementlərin istiləşməsinə səbəb olan şey tamamilə aydın deyil, onlara necə təsir edir və s, tercihen elmi deyil).

Əlbəttə ki, belə bir mövzunu qeyri-elmi şəkildə qurmaq çətindir, amma çalışacağam. Əvvəlcə bu yanacaq çubuqlarının nə olduğunu anlayaq.

Nüvə yanacağı diametri təqribən 1 sm və hündürlüyü təqribən 1,5 sm olan qara tabletlərdir.Onların tərkibində 2% uran dioksid 235 və 98% uran 238, 236, 239. Bütün hallarda istənilən miqdarda nüvə yanacağı ilə, a. nüvə partlayışı inkişaf edə bilməz, çünki uçqun kimi sürətli parçalanma reaksiyası üçün xarakterikdir nüvə partlayışı 60%-dən çox uran 235 konsentrasiyası tələb olunur.

İki yüz nüvə yanacağı qranulları sirkonium metaldan hazırlanmış boruya yüklənir. Bu borunun uzunluğu 3,5 m-dir. diametri 1,35 sm.Bu boruya yanacaq elementi - yanacaq elementi deyilir. 36 yanacaq çubuqları bir kasetdə yığılır (başqa bir ad "montaj").

RBMK reaktorunun yanacaq elementinin dizaynı: 1 - tıxac; 2 - uran dioksid tabletləri; 3 - sirkonium qabığı; 4 - yay; 5 - kol; 6 - ipucu.

Maddənin çevrilməsi yalnız maddənin enerji ehtiyatına malik olduqda sərbəst enerjinin ayrılması ilə müşayiət olunur. Sonuncu, bir maddənin mikrohissəciklərinin keçidin mövcud olduğu digər mümkün vəziyyətdən daha çox istirahət enerjisi olan bir vəziyyətdə olması deməkdir. Kortəbii keçid həmişə enerji maneəsi ilə qarşılanır, onu aradan qaldırmaq üçün mikrohissəcik xaricdən müəyyən miqdarda enerji almalıdır - həyəcan enerjisi. Ekzoenergetik reaksiya ondan ibarətdir ki, həyəcandan sonrakı çevrilmə zamanı prosesi həyəcanlandırmaq üçün tələb olunandan daha çox enerji ayrılır. Enerji baryerini aşmağın iki yolu var: ya toqquşan hissəciklərin kinetik enerjisi hesabına, ya da birləşən hissəciyin bağlanma enerjisi hesabına.

Enerji buraxılmasının makroskopik miqyasını nəzərə alsaq, o zaman maddənin hissəciklərinin hamısı və ya ən azı bir hissəsi reaksiyaları həyəcanlandırmaq üçün lazım olan kinetik enerjiyə malik olmalıdır. Bu, yalnız mühitin temperaturunu istilik hərəkətinin enerjisinin prosesin gedişatını məhdudlaşdıran enerji həddinə yaxınlaşdığı bir dəyərə yüksəltməklə əldə edilə bilər. Molekulyar çevrilmələr, yəni kimyəvi reaksiyalar zamanı belə bir artım adətən yüzlərlə dərəcə Kelvin təşkil edir, lakin nüvə reaksiyaları zamanı toqquşan nüvələrin Kulon maneələrinin çox yüksək hündürlüyünə görə ən azı 107 K-dir. Nüvə reaksiyalarının istiliklə həyəcanlanması praktikada yalnız Kulon maneələrinin minimal olduğu (termonüvə sintezi) ən yüngül nüvələrin sintezi zamanı həyata keçirilir.

Hissəciklərin birləşməsi ilə həyəcanlanma böyük kinetik enerji tələb etmir və buna görə də mühitin temperaturundan asılı deyildir, çünki hissəciklərin cəlbedici qüvvələrinə xas olan istifadə olunmamış bağlar səbəbindən baş verir. Ancaq reaksiyaları həyəcanlandırmaq üçün hissəciklərin özləri lazımdır. Yenə ayrı bir reaksiya aktını deyil, makroskopik miqyasda enerji istehsalını nəzərdə tuturuqsa, bu, yalnız zəncirvari reaksiya baş verdikdə mümkündür. Sonuncu reaksiyanı həyəcanlandıran hissəciklər ekzoenergetik reaksiyanın məhsulu kimi yenidən peyda olduqda baş verir.

Nüvə reaktorunu idarə etmək və qorumaq üçün nüvənin bütün hündürlüyü boyunca hərəkət etdirə bilən idarəetmə çubuqları istifadə olunur. Çubuqlar neytronları güclü şəkildə udan maddələrdən hazırlanır - məsələn, bor və ya kadmium. Çubuqlar dərindən daxil edildikdə, zəncirvari reaksiya qeyri-mümkün olur, çünki neytronlar güclü şəkildə udulur və reaksiya zonasından çıxarılır.

Çubuqlar idarəetmə panelindən uzaqdan köçürülür. Çubuqların yüngül bir hərəkəti ilə zəncir prosesi ya inkişaf edəcək, ya da solacaq. Bu şəkildə reaktorun gücü tənzimlənir.

Leninqrad AES, RBMK reaktoru

Reaktorun işə başlaması:

Yanacağın ilk yüklənməsindən sonra ilkin vaxt anında reaktorda parçalanma zəncirvari reaksiya yoxdur, reaktor subkritik vəziyyətdədir. Soğutucu suyun istiliyi əməliyyat temperaturundan əhəmiyyətli dərəcədə aşağıdır.

Burada artıq qeyd etdiyimiz kimi, zəncirvari reaksiyanın başlaması üçün parçalanan material kritik bir kütlə yaratmalıdır - kifayət qədər kiçik bir məkanda kifayət qədər miqdarda kortəbii parçalanan maddə, nüvə parçalanması zamanı ayrılan neytronların sayı belə bir vəziyyətdə olmalıdır. daha çox nömrə udulmuş neytronlar. Bu, uran-235 tərkibini (yüklənmiş yanacaq çubuqlarının miqdarı) artırmaqla və ya neytronların uran-235 nüvələrinin yanından uçmaması üçün sürətini yavaşlatmaqla edilə bilər.

Reaktor bir neçə mərhələdə işə gətirilir. Reaktivlik tənzimləyicilərinin köməyi ilə reaktor Kef>1 superkritik vəziyyətə keçir və reaktorun gücü nominaldan 1-2% səviyyəsinə qədər artır. Bu mərhələdə reaktor soyuducu suyun işləmə parametrlərinə qədər qızdırılır və istilik sürəti məhduddur. İstilik prosesi zamanı idarəetmə elementləri gücü sabit səviyyədə saxlayır. Daha sonra sirkulyasiya nasosları işə salınır və istilik tutma sistemi işə salınır. Bundan sonra, reaktorun gücü nominal gücün 2% -dən 100% -ə qədər istənilən səviyyəyə qədər artırıla bilər.

Reaktor qızdırıldıqda, nüvə materiallarının temperaturu və sıxlığının dəyişməsi səbəbindən reaktivlik dəyişir. Bəzən qızdırma zamanı nüvənin və nüvəyə daxil olan və ya çıxan idarəetmə elementlərinin nisbi mövqeyi dəyişir, idarəetmə elementlərinin aktiv hərəkəti olmadıqda reaktivlik effekti yaranır.

Bərk, hərəkət edən uducu elementlərlə tənzimlənir

Reaktivliyi tez bir zamanda dəyişdirmək üçün, əksər hallarda, bərk daşınan absorberlərdən istifadə olunur. RBMK reaktorunda idarəetmə çubuqlarında diametri 50 və ya 70 mm olan alüminium ərintisi boruya daxil edilmiş bor karbid kolları var. Hər bir tənzimləyici çubuq ayrı bir kanala yerləşdirilir və orta temperaturda 50 ° C-də idarəetmə və mühafizə sistemi (nəzarət və mühafizə sistemi) dövrəsindən su ilə soyudulur. Məqsədlərinə görə, çubuqlar AZ-a bölünür (fövqəladə mühafizə). ) çubuqlar; RBMK-da 24 belə çubuq var. Avtomatik idarəetmə çubuqları - 12 ədəd, yerli avtomatik idarəetmə çubuqları - 12 ədəd, əl ilə idarəetmə çubuqları - 131 və 32 qısaldılmış absorber çubuqları (USP). Cəmi 211 çubuq var. Üstəlik, qısaldılmış çubuqlar aşağıdan nüvəyə, qalanları yuxarıdan daxil edilir.

VVER 1000 reaktor 1 - idarəetmə sisteminin sürücüsü; 2 - reaktor qapağı; 3 - reaktor gövdəsi; 4 - qoruyucu boruların bloku (BZT); 5 - mil; 6 - əsas qapaq; 7 - yanacaq birləşmələri (FA) və idarəetmə çubuqları;

Yanan uducu elementlər.

Təzə yanacaq yükləndikdən sonra artıq reaktivliyi kompensasiya etmək üçün tez-tez yanan absorberlərdən istifadə olunur. İş prinsipi ondan ibarətdir ki, onlar yanacaq kimi, bir neytron tutduqdan sonra sonradan neytronları udmağı dayandırırlar (yanırlar). Üstəlik, neytronların uducu nüvələr tərəfindən udulması nəticəsində azalma sürəti yanacaq nüvələrinin parçalanması nəticəsində azalma sürətindən az və ya ona bərabərdir. Əgər biz reaktorun özəyini bir il işləmək üçün nəzərdə tutulmuş yanacaqla yükləsək, o zaman işin əvvəlində parçalanan yanacaq nüvələrinin sayının sondan daha çox olacağı göz qabağındadır və artıq reaktivliyi absorberlər qoymaqla kompensasiya etməliyik. əsasda. Əgər bu məqsədlə idarəetmə çubuqları istifadə olunursa, yanacaq nüvələrinin sayı azaldıqca biz onları daim hərəkət etdirməliyik. Yanan absorberlərin istifadəsi hərəkətli çubuqların istifadəsini azaldır. Hal-hazırda, yanacaq uducular tez-tez yanacaq qranullarına onların istehsalı zamanı əlavə olunur.

Maye reaktivliyinə nəzarət.

Bu cür tənzimləmə, xüsusən də VVER tipli reaktorun işləməsi zamanı istifadə olunur, tərkibində 10B neytron uducu nüvələr olan H3BO3 bor turşusu soyuducuya daxil edilir. Soğutucu yolunda bor turşusunun konsentrasiyasını dəyişdirərək, nüvənin reaktivliyini dəyişdiririk. Reaktorun işləməsinin ilkin dövründə, çoxlu yanacaq nüvəsi olduqda, turşu konsentrasiyası maksimum olur. Yanacağın yanması ilə turşu konsentrasiyası azalır.

Zəncirvari reaksiya mexanizmi

Nüvə reaktoru yalnız istismarın əvvəlində reaktivlik ehtiyatına malik olduqda uzun müddət müəyyən gücdə işləyə bilər. İstisna termal neytronların xarici mənbəyi olan kritikaltı reaktorlardır. Təbii səbəblərə görə azalan bağlı reaktivliyin sərbəst buraxılması reaktorun işləməsinin hər anında onun kritik vəziyyətinin saxlanmasını təmin edir. İlkin reaktivlik ehtiyatı kritik ölçüləri əhəmiyyətli dərəcədə aşan ölçülərə malik nüvənin qurulması ilə yaradılır. Reaktorun superkritik olmasının qarşısını almaq üçün yetişdirici mühitin k0-ı eyni vaxtda süni şəkildə azaldılır. Bu, sonradan nüvədən çıxarıla bilən neytron uducu maddələrin nüvəyə daxil edilməsi ilə əldə edilir. Zəncirvari reaksiya idarəetmə elementlərində olduğu kimi, uducu maddələr nüvədəki müvafiq kanallar vasitəsilə hərəkət edən bu və ya digər kəsikli çubuqların materialına daxil edilir. Ancaq tənzimləmə üçün bir və ya iki və ya bir neçə çubuq kifayətdirsə, onda ilkin artıq reaktivliyi kompensasiya etmək üçün çubuqların sayı yüzlərlə ola bilər. Bu çubuqlara kompensasiya çubuqları deyilir. Nəzarət və kompensasiya çubuqları mütləq fərqli dizayn elementlərini təmsil etmir. Bir sıra kompensasiya çubuqları nəzarət çubuqları ola bilər, lakin hər ikisinin funksiyaları fərqlidir. Nəzarət çubuqları istənilən vaxt kritik vəziyyəti saxlamaq, reaktoru dayandırmaq və işə salmaq və bir güc səviyyəsindən digərinə keçid üçün nəzərdə tutulmuşdur. Bütün bu əməliyyatlar reaktivlikdə kiçik dəyişikliklər tələb edir. Kompensasiya çubuqları reaktorun nüvəsindən tədricən çıxarılaraq, bütün işləmə müddətində kritik vəziyyəti təmin edir.

Bəzən nəzarət çubuqları uducu materiallardan deyil, parçalanan materialdan və ya səpələyici materialdan hazırlanır. Termal reaktorlarda bunlar əsasən neytron absorberləridir, effektiv sürətli neytron absorberləri yoxdur. Kadmium, hafnium və başqaları kimi absorberlər birinci rezonansın istilik bölgəsinə yaxınlığına görə yalnız istilik neytronlarını güclü şəkildə udurlar və sonuncudan kənarda onlar udma xüsusiyyətlərinə görə digər maddələrdən fərqlənmirlər. İstisna, l / v qanununa uyğun olaraq, neytron udma kəsişməsi enerji ilə göstərilən maddələrdən daha yavaş azalan bordur. Buna görə də bor zəif olsa da, digər maddələrdən bir qədər yaxşı olsa da, sürətli neytronları udur. Sürətli neytron reaktorunda uducu material yalnız 10B izotopu ilə zənginləşdirilmiş bor ola bilər. Bor ilə yanaşı, parçalanan materiallar da sürətli neytron reaktorlarında idarəetmə çubuqları üçün istifadə olunur. Parçalanan materialdan hazırlanmış kompensasiya çubuğu neytron uducu çubuqla eyni funksiyanı yerinə yetirir: o, təbii olaraq azaldıqda reaktorun reaktivliyini artırır. Lakin, absorberdən fərqli olaraq, belə bir çubuq reaktorun işinin başlanğıcında nüvədən kənarda yerləşir və sonra nüvəyə daxil edilir.

Sürətli reaktorlarda istifadə edilən səpələyici materiallar sürətli neytronlar üçün digər maddələrin en kəsiklərindən bir qədər böyük olan səpilmə kəsiyinə malik olan nikeldir. Səpələyici çubuqlar nüvənin periferiyası boyunca yerləşir və onların müvafiq kanala batırılması nüvədən neytron sızmasının azalmasına və nəticədə reaktivliyin artmasına səbəb olur. Bəzi xüsusi hallarda, zəncirvari reaksiya nəzarətinin məqsədi, hərəkət edərkən, nüvədən neytronların sızmasını dəyişdirən neytron reflektorlarının hərəkət edən hissələrinə xidmət edir. İdarəetmə, kompensasiya və qəza çubuqları onların normal işləməsini təmin edən bütün avadanlıqlarla birlikdə reaktorun idarəetmə və mühafizə sistemini (CPS) təşkil edir.

Fövqəladə mühafizə:

Nüvə reaktorunun fövqəladə mühafizəsi reaktorun nüvəsində nüvə zəncirvari reaksiyasını tez dayandırmaq üçün nəzərdə tutulmuş qurğular toplusudur.

Nüvə reaktorunun parametrlərindən biri qəzaya səbəb ola biləcək dəyərə çatdıqda aktiv fövqəladə mühafizə avtomatik olaraq işə salınır. Belə parametrlərə aşağıdakılar daxil ola bilər: temperatur, təzyiq və soyuducu axını, güc artımının səviyyəsi və sürəti.

Fövqəladə mühafizənin icraedici elementləri, əksər hallarda, neytronları yaxşı udan bir maddə (bor və ya kadmium) olan çubuqlardır. Bəzən reaktoru bağlamaq üçün soyuducu dövrəsinə maye absorber vurulur.

Aktiv müdafiə ilə yanaşı, bir çoxları müasir layihələr passiv müdafiə elementləri də daxildir. Misal üçün, müasir variantlar VVER reaktorlarına "Fövqəladə Əsas Soyutma Sistemi" (ECCS) - reaktorun üstündə yerləşən bor turşusu olan xüsusi çənlər daxildir. Maksimum dizayn əsaslı qəza (reaktorun ilk soyuducu dövrəsinin qırılması) halında, bu çənlərin məzmunu cazibə qüvvəsi ilə reaktorun nüvəsinə daxil olur və nüvə zəncirvari reaksiya çox miqdarda bor tərkibli maddə ilə söndürülür. neytronları yaxşı udur.

“Atom Elektrik Stansiyalarının Reaktor Obyektləri üçün Nüvə Təhlükəsizliyi Qaydaları”na əsasən ən azı təmin edilmiş reaktorun bağlanması sistemlərindən biri fövqəladə hallardan mühafizə (EP) funksiyasını yerinə yetirməlidir. Fövqəladə halların mühafizəsi işçi elementlərin ən azı iki müstəqil qrupuna malik olmalıdır. AZ siqnalında AZ işçi hissələri istənilən işçi və ya aralıq mövqelərdən işə salınmalıdır.

AZ avadanlığı ən azı iki müstəqil dəstdən ibarət olmalıdır.

AZ avadanlığının hər bir dəsti elə layihələndirilməlidir ki, neytron axınının sıxlığının nominaldan 7%-dən 120%-ə qədər dəyişmə diapazonunda qorunma təmin edilsin:

1. Neytron axınının sıxlığına görə - üç müstəqil kanaldan az olmayaraq;
2. Neytron axınının sıxlığının artım sürətinə görə - üç müstəqil kanaldan az olmayaraq.

Hər bir fövqəladə mühafizə avadanlığı elə layihələndirilməlidir ki, reaktor qurğusunun (RP) layihəsində müəyyən edilmiş texnoloji parametrlərdəki dəyişikliklərin bütün diapazonunda fövqəladə hallardan mühafizə hər bir texnoloji parametr üçün ən azı üç müstəqil kanalla təmin edilsin. bunun üçün qorunma zəruridir.

AZ ötürücüləri üçün hər bir dəstin idarəetmə əmrləri ən azı iki kanal vasitəsilə ötürülməlidir. AZ avadanlığının dəstlərindən birində bir kanal bu dəst işdən çıxarılmadan istismardan çıxarıldıqda, bu kanal üçün avtomatik olaraq həyəcan siqnalı yaradılmalıdır.

Fövqəladə mühafizə ən azı aşağıdakı hallarda işə salınmalıdır:

1. Neytron axınının sıxlığı üçün AZ parametrinə çatdıqdan sonra.
2. Neytron axınının sıxlığının artım sürəti üçün AZ parametrinə çatdıqda.
3. İstismardan çıxarılmamış hər hansı qəza mühafizə avadanlığı və CPS enerji təchizatı avtobuslarında gərginlik yox olarsa.
4. İstismardan çıxarılmamış AZ avadanlığının hər hansı dəstində neytron axınının sıxlığına və ya neytron axınının artım sürətinə görə üç mühafizə kanalından hər hansı ikisi sıradan çıxdıqda.
5. Mühafizə aparılmalı olan texnoloji parametrlərlə AZ parametrlərinə çatdıqda.
6. AZ-ı blok idarəetmə nöqtəsindən (BCP) və ya ehtiyat idarəetmə nöqtəsindən (RCP) açardan işə saldıqda.

Bəlkə kimsə atom elektrik stansiyası blokunun necə işləməyə başladığını daha az elmi şəkildə qısaca izah edə bilər? :-)

kimi bir mövzunu xatırlayın Məqalənin orijinalı saytdadır InfoGlaz.rf Bu nüsxənin hazırlandığı məqaləyə keçid -

I. Nüvə reaktorunun layihələndirilməsi

Nüvə reaktoru aşağıdakı beş əsas elementdən ibarətdir:

1) nüvə yanacağı;

2) neytron moderatoru;

3) tənzimləmə sistemləri;

4) soyutma sistemləri;

5) qoruyucu ekran.

1. Nüvə yanacağı.

Nüvə yanacağı enerji mənbəyidir. Hal-hazırda parçalanan materialların üç növü məlumdur:

a) təbii uranın 0,7%-ni və ya 1/140-ni təşkil edən uran 235;

6) təbii uranın demək olar ki, bütün kütləsini (99,3% və ya 139/140 hissə) təşkil edən uran 238 əsasında bəzi reaktorlarda əmələ gələn plutonium 239.

Neytronları tutaraq, uran 238 nüvəsi neptunium nüvələrinə çevrilir - Mendeleyev dövri sisteminin 93-cü elementi; sonuncu, öz növbəsində, plutonium nüvələrinə çevrilir - dövri cədvəlin 94-cü elementi. Plutonium şüalanmış urandan kimyəvi vasitələrlə asanlıqla çıxarılır və nüvə yanacağı kimi istifadə edilə bilər;

c) toriumdan alınmış uranın süni izotopu olan uran 233.

Təbii uranın tərkibində olan uran 235-dən fərqli olaraq, plutonium 239 və uran 233 yalnız süni yolla əldə edilir. Buna görə də onları ikinci dərəcəli nüvə yanacağı adlandırırlar; Belə yanacağın mənbəyi uran 238 və torium 232-dir.

Beləliklə, yuxarıda sadalanan bütün nüvə yanacağı növləri arasında uran əsasdır. Bu, bütün ölkələrdə uran yataqlarının axtarışı və kəşfiyyatının nəhəng miqyasını izah edir.

Nüvə reaktorunda buraxılan enerji bəzən kimyəvi yanma reaksiyası zamanı ayrılan enerji ilə müqayisə edilir. Bununla belə, onlar arasında əsaslı fərq var.

Uranın parçalanması zamanı alınan istilik miqdarı yanma zamanı alınan istilik miqdarından ölçüyəgəlməz dərəcədə böyükdür, məsələn, kömür: Həcmi bir paket siqaretə bərabər olan 1 kq uran 235 nəzəri olaraq 2600 ton kömür qədər enerji verə bilər.

Lakin bu enerji imkanlarından tam istifadə edilmir, çünki uran 235-in hamısını təbii urandan ayırmaq mümkün deyil. Nəticədə, 1 kq uran, uran 235 ilə zənginləşmə dərəcəsindən asılı olaraq, hazırda təxminən 10 ton kömürə bərabərdir. Amma nəzərə almaq lazımdır ki, nüvə yanacağının istifadəsi daşınmanı asanlaşdırır və deməli, yanacağın maya dəyərini xeyli aşağı salır. Britaniyalı mütəxəssislər uranı zənginləşdirməklə reaktorlarda hasil edilən istiliyi 10 dəfə artıra biləcəklərini hesablayıblar ki, bu da 1 ton uranla 100 min ton kömürə bərabər olacaq.

İstiliyin ayrılması ilə baş verən nüvə parçalanması prosesi ilə kimyəvi yanma arasındakı ikinci fərq ondan ibarətdir ki, yanma reaksiyası oksigen tələb edir, zəncirvari reaksiyaya başlamaq üçün yalnız bir neçə neytron və müəyyən bir nüvə yanacağı tələb olunur, bərabərdir. atom bombası bölməsində artıq müəyyən etdiyimiz kritik kütləyə.

Və nəhayət, nüvə parçalanmasının görünməz prosesi son dərəcə zərərli radiasiya emissiyası ilə müşayiət olunur, bundan qorunmaq lazımdır.

2. Neytron moderatoru.

Reaktorda parçalanma məhsullarının yayılmasının qarşısını almaq üçün nüvə yanacağını xüsusi qabıqlara yerləşdirmək lazımdır. Belə qabıqları hazırlamaq üçün alüminiumdan (soyuducu suyun temperaturu 200 ° -dən çox olmamalıdır) və ya daha yaxşı, berilyum və ya sirkoniumdan istifadə edə bilərsiniz - yeni metallar, onların saf formada istehsalı böyük çətinliklərlə doludur.

Nüvə parçalanması zamanı əmələ gələn neytronlar (ağır elementin bir nüvəsinin parçalanması zamanı orta hesabla 2-3 neytron) müəyyən enerjiyə malikdir. Neytronların digər nüvələri parçalama ehtimalının ən böyük olması, onsuz reaksiyanın öz-özünə davam etməməsi üçün bu neytronların sürətlərinin bir hissəsini itirmələri lazımdır. Bu, reaktorda çoxsaylı ardıcıl toqquşmalar nəticəsində sürətli neytronların yavaş olanlara çevrildiyi bir moderatorun yerləşdirilməsi ilə əldə edilir. Moderator kimi istifadə olunan maddənin kütləsi təxminən neytronların kütləsinə bərabər olan nüvələrə, yəni yüngül elementlərin nüvələrinə malik olmalı olduğundan, moderator kimi əvvəldən ağır sudan istifadə edilmişdir (D 2 0, burada D deyteridir. , adi suda yüngül hidrogeni əvəz edən N 2 0). Ancaq indi onlar qrafitdən getdikcə daha çox istifadə etməyə çalışırlar - daha ucuzdur və demək olar ki, eyni effekti verir.

İsveçdə alınan bir ton ağır suyun qiyməti 70-80 milyon frankdır. Atom Enerjisinin Sülh Məqsədlərində İstifadəsi üzrə Cenevrə Konfransında amerikalılar tezliklə ağır suyu ton başına 22 milyon frank qiymətinə sata biləcəklərini elan etdilər.

Bir ton qrafit 400 min frank, bir ton berillium oksidi isə 20 milyon frankdır.

Moderator kimi istifadə edilən maddə moderatordan keçərkən neytronların itməsinin qarşısını almaq üçün təmiz olmalıdır. Qaçışlarının sonunda neytronlar var orta sürəti təqribən 2200 m/san, onların ilkin sürəti isə təxminən 20 min km/san idi. Reaktorlarda istilik buraxılması tədricən baş verir və fərqli olaraq idarə oluna bilər atom bombası, burada dərhal baş verir və partlayış xarakterini alır.

Bəzi növ sürətli reaktorlar moderator tələb etmir.

3. Tənzimləmə sistemi.

İnsan öz istədiyi kimi nüvə reaksiyasını törətməyi, tənzimləməni və dayandırmağı bacarmalıdır. Bu, bor poladdan və ya kadmiumdan hazırlanmış nəzarət çubuqlarından - neytronları udmaq qabiliyyətinə malik materiallardan istifadə etməklə əldə edilir. İdarəetmə çubuqlarının reaktora endirilməsinin dərinliyindən asılı olaraq, nüvədəki neytronların sayı artır və ya azalır ki, bu da son nəticədə prosesi tənzimləməyə imkan verir. İdarəetmə çubuqları servomexanizmlərdən istifadə edərək avtomatik idarə olunur; Bu çubuqlardan bəziləri təhlükə zamanı dərhal nüvəyə düşə bilər.

Əvvəlcə reaktor partlayışının atom bombası ilə eyni zərərə səbəb olacağı ilə bağlı narahatlıqlar var idi. Reaktor partlayışının yalnız normal şəraitdən fərqli şəraitdə baş verdiyini və nüvə stansiyasının yaxınlığında yaşayan əhali üçün ciddi təhlükə yaratmadığını sübut etmək üçün amerikalılar “qaynayan” adlandırılan bir reaktoru qəsdən partladıblar. Həqiqətən də, “klassik”, yəni qeyri-nüvə kimi xarakterizə edə biləcəyimiz bir partlayış oldu; bu, bir daha sübut edir ki, nüvə reaktorları əhalinin məskunlaşdığı ərazilər üçün xüsusi təhlükə olmadan tikilə bilər.

4. Soyutma sistemi.

Nüvə parçalanması zamanı müəyyən bir enerji ayrılır ki, bu da parçalanma məhsullarına və yaranan neytronlara ötürülür. Bu enerji, neytronların çoxsaylı toqquşması nəticəsində istilik enerjisinə çevrilir, buna görə də reaktorun sürətlə sıradan çıxmasının qarşısını almaq üçün istiliyi çıxarmaq lazımdır. Radioaktiv izotopların istehsalı üçün nəzərdə tutulmuş reaktorlarda bu istilik istifadə edilmir, lakin enerji istehsalı üçün nəzərdə tutulmuş reaktorlarda, əksinə, əsas məhsula çevrilir. Soyutma xüsusi borular vasitəsilə təzyiq altında reaktorda dövr edən və sonra istilik dəyişdiricisində soyudulan qaz və ya sudan istifadə etməklə həyata keçirilə bilər. Buraxılan istilik generatora qoşulmuş turbin fırlanan buxarı qızdırmaq üçün istifadə edilə bilər; belə bir cihaz nüvə elektrik stansiyası olardı.

5. Qoruyucu ekran.

Reaktordan kənarda uça bilən neytronların zərərli təsirlərinin qarşısını almaq və reaksiya zamanı yayılan qamma şüalarından qorunmaq üçün zəruridir. etibarlı müdafiə. Alimlər hesablayıblar ki, gücü 100 min kVt olan reaktor o qədər radioaktiv radiasiya yayır ki, ondan 100 m məsafədə yerləşən insan onu 2 dəqiqəyə qəbul edəcək. öldürücü doza. Reaktora xidmət edən işçilərin mühafizəsini təmin etmək üçün qurğuşun plitələrlə xüsusi betondan iki metrlik divarlar tikilir.

İlk reaktor 1942-ci ilin dekabrında italyan Fermi tərəfindən tikilmişdir. 1955-ci ilin sonunda dünyada 50-yə yaxın nüvə reaktoru var idi (ABŞ - 2 1, İngiltərə - 4, Kanada - 2, Fransa - 2). Əlavə edək ki, 1956-cı ilin əvvəlinə daha 50-yə yaxın reaktor tədqiqat və sənaye məqsədləri üçün nəzərdə tutulmuşdu (ABŞ - 23, Fransa - 4, İngiltərə - 3, Kanada - 1).

Bu reaktorların növləri çox müxtəlifdir, qrafit moderatorları olan yavaş neytron reaktorlarından və yanacaq kimi təbii urandan tutmuş plutonium və ya uran 233 ilə zənginləşdirilmiş urandan istifadə edən sürətli neytron reaktorlarına qədər, yanacaq kimi toriumdan süni şəkildə istehsal olunur.

Bu iki əks tipə əlavə olaraq, bir-birindən nüvə yanacağının tərkibində, ya da moderatorun növündə, ya da soyuducuda fərqlənən bütöv bir sıra reaktorlar mövcuddur.

Qeyd etmək çox vacibdir ki, hazırda məsələnin nəzəri tərəfi bütün ölkələrin mütəxəssisləri tərəfindən yaxşı öyrənilsə də, praktiki sahədə müxtəlif ölkələr hələ də eyni səviyyəyə çatmayıb. ABŞ və Rusiya digər ölkələri qabaqlayır. İddia etmək olar ki, nüvə enerjisinin gələcəyi əsasən texnologiyanın tərəqqisindən asılı olacaq.