Өнөөдөр бид цөмийн физикийн ертөнцөд богино хэмжээний аялал хийх болно. Бидний аялалын сэдэв нь цөмийн реактор байх болно. Энэ нь хэрхэн ажилладаг, ямар физик зарчмууд ажилладаг, энэ төхөөрөмжийг хаана ашигладаг талаар суралцах болно.

Цөмийн энергийн төрөлт

Дэлхийн анхны цөмийн реакторыг 1942 онд АНУ-д байгуулжээНобелийн шагналт Энрико Ферми тэргүүтэй физикчдийн туршилтын бүлэг. Үүний зэрэгцээ тэд ураны задралын бие даасан урвалыг явуулсан. Атомын жин гарлаа.

Зөвлөлтийн анхны цөмийн реакторыг 1946 онд хөөргөсөн. 8 жилийн дараа Обнинск хотод дэлхийн анхны атомын цахилгаан станц гүйдэл үүсгэв. ЗСБНХУ-ын цөмийн энергийн салбарын шинжлэх ухааны ахлах захирал нь гарамгай физикч байсан. Игорь Васильевич Курчатов.

Түүнээс хойш хэд хэдэн үеийн цөмийн реакторууд өөрчлөгдсөн боловч түүний дизайны гол элементүүд өөрчлөгдөөгүй хэвээр байна.

Цөмийн реакторын анатоми

Энэхүү цөмийн байгууламж нь хэдэн шоо см-ээс олон шоо метр хүртэлх цилиндрийн багтаамжтай зузаан ханатай ган сав юм.

Энэ цилиндр дотор ариун нандин юм - реакторын цөм.Энд цөмийн задралын гинжин урвал явагдана.

Энэ үйл явц хэрхэн явагддагийг харцгаая.

Ялангуяа хүнд элементүүдийн цөм Уран-235 (U-235),жижиг эрчим хүчний цочролын нөлөөн дор тэд ойролцоогоор ижил масстай 2 хэсэг болгон хуваагдах чадвартай. Энэ үйл явцын үүсгэгч бодис нь нейтрон юм.

Хэтэрхийнүүд нь ихэвчлэн бари ба криптон цөмүүд байдаг. Тэд тус бүр нь эерэг цэнэгтэй байдаг тул Кулоны түлхэлтийн хүч нь гэрлийн хурдны 1/30 орчим хурдтайгаар өөр өөр чиглэлд нисэхийг албаддаг. Эдгээр хэсгүүд нь асар том кинетик энергийн тээвэрлэгчид юм.

Эрчим хүчийг практикт ашиглахын тулд түүний ялгаралт нь бие даасан байх шаардлагатай. Гинжин урвал,Энэ хуваагдал нь ялангуяа сонирхолтой байдаг, учир нь задралын үйл явдал бүр шинэ нейтрон ялгаруулдаг. Эхний нейтрон тутамд дунджаар 2-3 шинэ нейтрон үүсдэг. Ураны хуваагдмал цөмийн тоо нуранги шиг нэмэгдэж байна.асар их энерги ялгарахад хүргэдэг. Хэрэв энэ үйл явцыг хянахгүй бол цөмийн дэлбэрэлт болно. -д болдог.

Нейтроны тоог зохицуулах нейтроныг шингээдэг материалыг системд нэвтрүүлж,эрчим хүчний жигд ялгаралтыг хангах. Кадми эсвэл борыг нейтрон шингээгч болгон ашигладаг.

Хэсэг хэсгүүдийн асар их кинетик энергийг хэрхэн хязгаарлаж, ашиглах вэ? Хөргөгчийг эдгээр зорилгоор ашигладаг, i.e. хэлтэрхий нь удааширч, маш өндөр температурт халаадаг тусгай орчин. Ийм орчин нь энгийн эсвэл хүнд ус, шингэн металл (натри), түүнчлэн зарим хий байж болно. Хөргөгчийг уурын төлөвт шилжүүлэхгүйн тулд цөмд өндөр даралтыг хадгалдаг (160 атм хүртэл).Ийм учраас реакторын ханыг тусгай зэрэглэлийн арван см-ийн гангаар хийсэн.

Хэрэв нейтронууд цөмийн түлшнээс цааш зугтвал гинжин урвал тасалдаж болзошгүй. Тиймээс хуваагдмал материалын чухал масс байдаг, i.e. түүний гинжин урвал явагдах хамгийн бага масс. Энэ нь реакторын цөмийг тойрсон тусгал байгаа эсэх зэрэг янз бүрийн үзүүлэлтээс хамаарна. Энэ нь хүрээлэн буй орчинд нейтрон алдагдахаас сэргийлдэг. Энэхүү бүтцийн элементийн хамгийн түгээмэл материал бол бал чулуу юм.

Реакторт болж буй үйл явц нь хамгийн аюултай цацрагийн төрөл болох гамма цацраг дагалддаг. Энэ аюулыг багасгахын тулд цацрагийн эсрэг хамгаалалттай.

Цөмийн реактор хэрхэн ажилладаг вэ?

Түлшний саваа гэж нэрлэгддэг цөмийн түлшийг реакторын цөмд байрлуулдаг. Эдгээр нь бутлах материалаас бүрдсэн шахмал бөгөөд 3.5 м урт, 10 мм диаметртэй нимгэн хоолойд байрлуулсан.

Хэдэн зуун ижил төстэй түлшний угсралтуудыг цөмд байрлуулсан бөгөөд тэдгээр нь гинжин урвалын явцад ялгардаг дулааны энергийн эх үүсвэр болдог. Түлшний савааг тойрон урсах хөргөлтийн бодис нь реакторын эхний хэлхээг бүрдүүлдэг.

Өндөр параметрт халааж, уурын генератор руу шахаж, эрчим хүчээ хоёрдогч хэлхээний ус руу шилжүүлж, уур болгон хувиргадаг. Үүссэн уур нь турбогенераторыг эргүүлдэг. Энэ нэгжийн үйлдвэрлэсэн цахилгааныг хэрэглэгчдэд дамжуулдаг. Мөн хөргөлтийн цөөрмөөс усаар хөргөсөн яндангийн уур нь конденсат хэлбэрээр уурын генератор руу буцаж ирдэг. Цикл дууссан.

Цөмийн байгууламжийн энэхүү давхар хэлхээний ажиллагаа нь түүний хил хязгаараас гадуур цөмд явагдаж буй процессыг дагалддаг цацрагийг нэвтрүүлэхээс сэргийлдэг.

Тиймээс реакторт энергийн өөрчлөлтийн гинжин хэлхээ үүсдэг: задрах материалын цөмийн энерги → хэсгүүдийн кинетик энерги → хөргөлтийн дулааны энерги → турбины кинетик энерги → генератор дахь цахилгаан энерги.

Зайлшгүй эрчим хүчний алдагдалд хүргэдэг Атомын цахилгаан станцын үр ашиг харьцангуй бага буюу 33-34% байна.

Цөмийн реакторууд нь атомын цахилгаан станцуудад цахилгаан эрчим хүч үйлдвэрлэхээс гадна төрөл бүрийн цацраг идэвхт изотопуудыг үйлдвэрлэх, үйлдвэрлэлийн олон салбарт судалгаа хийх, үйлдвэрлэлийн реакторуудын зөвшөөрөгдөх параметрүүдийг судлахад ашиглагддаг. Тээврийн хэрэгслийн хөдөлгүүрийг эрчим хүчээр хангадаг тээврийн реакторууд улам бүр түгээмэл болж байна.

Цөмийн реакторын төрлүүд

Ер нь цөмийн реакторууд U-235 уран дээр ажилладаг. Гэсэн хэдий ч байгалийн материал дахь түүний агууламж маш бага, ердөө 0.7% байна. Байгалийн ураны дийлэнх хэсгийг U-238 изотоп эзэлдэг. Зөвхөн удаан нейтронууд U-235-д гинжин урвал үүсгэж болох ба U-238 изотоп нь зөвхөн хурдан нейтроноор хуваагддаг. Цөмийн хуваагдлын үр дүнд удаан ба хурдан нейтронууд үүсдэг. Хөргөлтийн шингэнд (ус) дарангуйлдаг хурдан нейтронууд удааширдаг. Гэхдээ байгалийн уран дахь U-235 изотопын хэмжээ маш бага тул түүнийг баяжуулах шаардлагатай болж, агууламжийг 3-5% хүртэл авчирдаг. Энэ үйл явц нь маш үнэтэй бөгөөд эдийн засгийн хувьд ашиггүй юм. Түүнчлэн энэхүү изотопын байгалийн нөөц шавхагдах хугацааг ердөө 100-120 жил гэж тооцдог.

Тиймээс цөмийн салбарт Хурдан нейтрон дээр ажилладаг реактор руу аажмаар шилжиж байна.

Тэдний гол ялгаа нь нейтроныг удаашруулдаггүй шингэн металлыг хөргөлтийн бодис болгон ашигладаг, харин U-238-ыг цөмийн түлш болгон ашигладаг. Энэхүү изотопын цөмүүд нь цөмийн хувирлын гинжин хэлхээгээр дамжин Плутони-239 болж хувирдаг бөгөөд энэ нь U-235-тай адил гинжин урвалд ордог. Өөрөөр хэлбэл, цөмийн түлшийг дахин үйлдвэрлэж, хэрэглээнээс нь давсан хэмжээгээр үйлдвэрлэдэг.

Шинжээчдийн үзэж байгаагаар Уран-238 изотопын нөөц 3000 жил хангалттай байх ёстой.Энэ хугацаа нь хүн төрөлхтөнд бусад технологийг хөгжүүлэх хангалттай цаг хугацаатай байх хангалттай хугацаа юм.

Цөмийн энергийг ашиглах асуудал

Цөмийн энергийн илэрхий давуу талуудын зэрэгцээ цөмийн байгууламжийн үйл ажиллагаатай холбоотой асуудлын цар хүрээг дутуу үнэлж болохгүй.

Эхнийх нь цацраг идэвхт хаягдал, задалсан тоног төхөөрөмжийг устгахцөмийн эрчим хүч. Эдгээр элементүүд нь удаан хугацаанд хадгалагддаг идэвхтэй дэвсгэр цацрагтай байдаг. Энэ хог хаягдлыг зайлуулахын тулд тусгай хар тугалгатай савыг ашигладаг. Тэднийг мөнх цэвдэгт 600 метрийн гүнд булах ёстой. Тиймээс цацраг идэвхт хог хаягдлыг дахин боловсруулах арга замыг эрэлхийлэх ажил байнга хийгдэж байгаа бөгөөд энэ нь устгалын асуудлыг шийдэж, манай гарагийн экологийг хадгалахад туслах ёстой.

Хоёр дахь нь багагүй ноцтой асуудал юм АЦС-ын ашиглалтын үеийн аюулгүй байдлыг хангах.Чернобылийн томоохон ослууд олон хүний ​​амийг авч одож, өргөн уудам газар нутгийг ашиглах боломжгүй болгож болзошгүй.

Японы “Фукушима-1” АЦС-ын осол нь цөмийн байгууламжид онцгой байдал үүсэх үед л гарч болзошгүй аюулыг нотолсон юм.

Гэсэн хэдий ч цөмийн эрчим хүчний боломж асар их тул байгаль орчны асуудал ар араасаа бүдгэрч байна.

Өнөөдөр хүн төрөлхтөнд байнга өсөн нэмэгдэж буй эрчим хүчний өлсгөлөнгөө хангах өөр арга байхгүй. Ирээдүйн цөмийн эрчим хүчний үндэс нь цөмийн түлшийг дахин үйлдвэрлэх үүрэгтэй “хурдан” реакторууд байх болов уу.

Хэрэв энэ зурвас танд хэрэгтэй байсан бол би тантай уулзахдаа баяртай байх болно

Цөмийн реактор гэж юу вэ?

Цөмийн реактор, өмнө нь "цөмийн уурын зуух" гэж нэрлэгддэг цөмийн гинжин урвалыг эхлүүлэх, удирдахад ашигладаг төхөөрөмж юм. Цөмийн реакторыг атомын цахилгаан станцуудад цахилгаан эрчим хүч үйлдвэрлэх, хөлөг онгоцны жолоодлогод ашигладаг. Цөмийн задралаас үүсэх дулааныг уурын турбинаар дамждаг ажлын шингэнд (ус эсвэл хий) шилжүүлдэг. Ус эсвэл хий нь хөлөг онгоцны ирийг хөдөлгөдөг эсвэл цахилгаан үүсгүүрийг эргүүлдэг. Цөмийн урвалын үр дүнд үүссэн уурыг үндсэндээ дулааны үйлдвэр эсвэл төвлөрсөн дулаан хангамжид ашиглаж болно. Зарим реакторуудыг эмнэлгийн болон үйлдвэрлэлийн зориулалтаар ашигладаг изотопуудыг үйлдвэрлэх эсвэл зэвсгийн чанартай плутонийг үйлдвэрлэхэд ашигладаг. Тэдгээрийн зарим нь зөвхөн судалгааны зориулалттай. Өнөөдөр дэлхийн 30 орчим оронд 450 орчим цөмийн эрчим хүчний реакторыг цахилгаан эрчим хүч үйлдвэрлэхэд ашигладаг.

Цөмийн реакторын ажиллах зарчим

Ердийн цахилгаан станцууд чулуужсан түлшийг шатаахаас ялгарах дулааны энергийг ашиглан цахилгаан эрчим хүч үйлдвэрлэдэгтэй адил цөмийн реакторууд нь хяналттай цөмийн задралаас ялгарах энергийг дулааны энерги болгон хувиргаж, улмаар механик эсвэл цахилгаан хэлбэрт шилжүүлдэг.

Цөмийн задралын үйл явц

Маш олон тооны задарсан атомын цөмүүд (уран-235 эсвэл плутони-239 гэх мэт) нейтроныг шингээх үед цөмийн хуваагдал үүсч болно. Хүнд цөм нь хоёр ба түүнээс дээш хөнгөн цөмд (хуваалтын бүтээгдэхүүн) задарч, кинетик энерги, гамма цацраг, чөлөөт нейтроныг ялгаруулдаг. Эдгээр нейтронуудын зарим нь дараа нь бусад хуваагдмал атомуудад шингэж, цаашдын хуваагдлыг үүсгэж, үүнээс ч илүү нейтрон ялгаруулдаг гэх мэт. Энэ процессыг цөмийн гинжин урвал гэж нэрлэдэг.

Ийм цөмийн гинжин урвалыг хянахын тулд нейтрон шингээгч ба зохицуулагчид илүү олон цөмийг задлахад хүргэдэг нейтронуудын эзлэх хувийг өөрчилж чадна. Аюултай нөхцөл байдал илэрсэн үед задралын урвалыг зогсоохын тулд цөмийн реакторуудыг гараар эсвэл автоматаар удирддаг.

Түгээмэл хэрэглэгддэг нейтроны урсгалын зохицуулагч нь энгийн ("хөнгөн") ус (дэлхийн реакторын 74.8%), хатуу бал чулуу (реакторын 20%) ба "хүнд" ус (реакторын 5%) юм. Зарим төрлийн туршилтын реакторуудад берилли ба нүүрсустөрөгчийг ашиглахыг санал болгож байна.

Цөмийн реактор дахь дулаан ялгаруулалт

Реакторын ажлын хэсэг нь хэд хэдэн аргаар дулаан үүсгэдэг.

• Цөмүүд хөрш атомуудтай мөргөлдөх үед задралын бүтээгдэхүүний кинетик энерги нь дулааны энерги болж хувирдаг.
• Реактор нь задралын явцад үүссэн гамма цацрагийн зарим хэсгийг шингээж, түүний энергийг дулаан болгон хувиргадаг.
• Дулаан нь задралын бүтээгдэхүүн болон нейтроныг шингээх явцад ил гарсан материалын цацраг идэвхт задралаас үүсдэг. Энэ дулааны эх үүсвэр нь реактор унтарсны дараа ч хэсэг хугацаанд өөрчлөгдөөгүй хэвээр байх болно.

Цөмийн урвалын явцад нэг кг уран-235 (U-235) нь ердийн шатсан нэг кг нүүрснээс ойролцоогоор 3 сая дахин их энерги ялгаруулдаг (1 кг уран-235-д 7,2 × 1013 жоуль, нэг кг нүүрс тутамд 2,4 × 107 жоуль) ,

Цөмийн реакторын хөргөлтийн систем

Цөмийн реакторын хөргөлтийн шингэн нь ихэвчлэн ус, гэхдээ заримдаа хий, шингэн металл (шингэн натри гэх мэт) эсвэл хайлсан давс нь үүссэн дулааныг шингээхийн тулд реакторын цөмийг тойрон эргэлддэг. Халаалтыг реактороос гаргаж аваад дараа нь уур үүсгэхэд ашигладаг. Ихэнх реакторууд нь даралтат усны реактор шиг турбинд ашигладаг уурыг үүсгэдэг уснаас физик байдлаар тусгаарлагдсан хөргөлтийн системийг ашигладаг. Гэсэн хэдий ч зарим реакторуудад уурын турбинд зориулсан ус шууд реакторын цөмд буцалгана; жишээ нь даралтат усны төрлийн реакторт.

Реактор дахь нейтроны урсгалыг хянах

Реакторын хүчийг илүү их задрал үүсгэх чадвартай нейтроны тоог хянах замаар зохицуулдаг.

Нейтроныг шингээхэд "нейтроны хор" -оор хийсэн хяналтын саваа ашигладаг. Хяналтын бариулд шингэсэн нейтронууд хэдий чинээ их байна, төдий чинээ цөөхөн нейтрон нь цаашдын хуваагдлыг үүсгэдэг. Тиймээс шингээх савааг реакторын гүнд дүрэх нь түүний гаралтын хүчийг бууруулж, эсрэгээр хяналтын бариулыг салгах нь нэмэгддэг.

Бүх цөмийн реакторын хяналтын эхний түвшинд нейтроноор баяжуулсан задралын изотопуудаас нейтрон ялгарах удаашрах үйл явц нь физикийн чухал үйл явц юм. Эдгээр саатсан нейтронууд нь задралын үр дүнд бий болсон нейтроны нийт тооны 0.65 орчим хувийг эзэлдэг бол үлдсэн хэсэг нь ("хурдан нейтрон" гэж нэрлэдэг) хуваагдлын үед шууд үүсдэг. Хойшлогдсон нейтрон үүсгэдэг задралын бүтээгдэхүүнүүд нь хагас задралын хугацаа нь миллисекундээс хэдэн минут хүртэл байдаг тул реактор эгзэгтэй цэгт хэзээ хүрэхийг нарийн тодорхойлоход нэлээд хугацаа шаардагдана. Реакторыг гинжин урвалын горимд байлгаж, эгзэгтэй массад хүрэхийн тулд хойшлогдсон нейтрон шаардлагатай бол гинжин урвалыг "бодит цаг хугацаанд" хянахын тулд механик төхөөрөмж эсвэл хүний ​​хяналтыг ашиглан хийдэг; эс бөгөөс ердийн цөмийн гинжин урвалын үед экспоненциал хүчдэлийн өсөлтийн үр дүнд цөмийн реакторын цөм эгзэгтэй байдалд хүрэх ба хайлах хүртэлх хугацаа хөндлөнгөөс оролцоход хэтэрхий богино байх болно. Чухал чанарыг хадгалахын тулд хойшлогдсон нейтрон шаардлагагүй болсон энэ эцсийн шатыг нейтроны шуурхай шүүмжлэл гэж нэрлэдэг. Анхны шүүмжлэлийг "тэг доллар", хурдан шүүмжлэлийг "нэг доллар", үйл явцын бусад цэгүүдийг "цент"-ээр интерполяцлах тоон хэлбэрээр тодорхойлох масштаб байдаг.

Зарим реакторуудад хөргөлтийн шингэн нь нейтрон зохицуулагчийн үүрэг гүйцэтгэдэг. Зохицуулагч нь задралын үед ялгардаг хурдан нейтронуудыг эрчим хүчээ алдаж, дулааны нейтрон болгон хувиргаснаар реакторын хүчийг нэмэгдүүлдэг. Дулааны нейтронууд нь хурдан нейтроноос илүү задрал үүсгэдэг. Хэрэв хөргөлтийн шингэн нь мөн нейтрон зохицуулагч бол температурын өөрчлөлт нь хөргөлтийн шингэн/модераторын нягтрал, улмаар реакторын чадлын өөрчлөлтөд нөлөөлж болно. Хөргөлтийн температур өндөр байх тусам нягтрал бага байх тул удаашруулагчийн үр нөлөө бага байх болно.

Бусад төрлийн реакторуудад хөргөлтийн бодис нь "нейтрон хор" болж, хяналтын саваатай адил нейтроныг шингээдэг. Эдгээр реакторуудад хөргөлтийн шингэнийг халаах замаар эрчим хүчний гаралтыг нэмэгдүүлж, нягтрал багатай болгодог. Цөмийн реакторууд нь ихэвчлэн реакторыг яаралтай унтраахад автомат болон гарын авлагын системтэй байдаг. Эдгээр систем нь аюултай нөхцөл байдал илэрсэн эсвэл сэжиглэгдсэн тохиолдолд задралын процессыг зогсоохын тулд реакторт их хэмжээний "нейтрон хор" (ихэвчлэн борын хүчил хэлбэрээр бор) байрлуулдаг.

Ихэнх төрлийн реакторууд нь "ксенон нүх" эсвэл "иодын нүх" гэж нэрлэгддэг процесст мэдрэмтгий байдаг. Хагарлын урвалын үр дүнд үүссэн өргөн тархсан задралын бүтээгдэхүүн ксенон-135 нь реакторыг унтраах хандлагатай нейтрон шингээгчийн үүрэг гүйцэтгэдэг. Ксенон-135-ийн хуримтлалыг нейтроныг үйлдвэрлэсэн үед нь шингээх замаар устгахад хангалттай өндөр чадлын түвшинг хадгалах замаар хянаж болно. Мөн задралын үр дүнд иод-135 үүсэх ба энэ нь эргээд задарч (хагас задралын хугацаа 6.57 цаг) ксенон-135-ыг үүсгэдэг. Реактор унтарсан үед иод-135 задран задарсаар ксенон-135 үүсгэдэг бөгөөд энэ нь ксенон шиг нейтрон шингээгч биш цезий-135-ыг үүсгэхийн тулд ксенон-135 задрахад нэг, хоёр өдрийн дотор реакторыг дахин асаахад хэцүү болгодог. -135. 135, хагас задралын хугацаа 9.2 цаг. Энэ түр зуурын байдал нь "иодын нүх" юм. Хэрэв реактор хангалттай нэмэлт хүч чадалтай бол түүнийг дахин асааж болно. Илүү их ксенон-135 нь ксенон-136 болж хувирдаг бөгөөд энэ нь нейтрон шингээгч биш бөгөөд хэдхэн цагийн дотор реакторт "ксенон шатаах үе шат" гэж нэрлэгддэг. Нэмж дурдахад алдагдсан ксенон-135-ыг орлуулахын тулд нейтрон шингээлтийг нөхөхийн тулд хяналтын савааг реакторт оруулах шаардлагатай. Ийм журмыг зөв дагаж мөрдөөгүй нь Чернобылийн ослын гол шалтгаан болсон.

Хөлөг онгоцны атомын цахилгаан станцуудад (ялангуяа цөмийн шумбагч онгоц) ашигладаг реакторууд нь хуурай газрын эрчим хүчний реактортой адил эрчим хүч үйлдвэрлэхийн тулд байнга ажиллах боломжгүй байдаг. Түүнчлэн ийм цахилгаан станцууд түлшээ солихгүйгээр удаан хугацаагаар ажиллах ёстой. Энэ шалтгааны улмаас олон загварт өндөр баяжуулсан уран ашигладаг боловч түлшний саваанд шатдаг нейтрон шингээгч агуулагддаг. Энэ нь нейтрон шингээгч материалтай тул реакторын түлшний мөчлөгийн шаталтын эхэн үед харьцангуй аюулгүй байдаг, дараа нь ердийн урт наслалтаар солигддог илүүдэл хуваагддаг материал бүхий реакторыг зохион бүтээх боломжтой болгодог. нейтрон шингээгч (ксенон-135-аас илүү бат бөх), түлшний ашиглалтын хугацаанд аажмаар хуримтлагддаг.

Цахилгаан эрчим хүчийг хэрхэн үйлдвэрлэдэг вэ?

Хагарлын үед үүссэн энерги нь дулааныг үүсгэдэг бөгөөд заримыг нь ашигтай энерги болгон хувиргаж болно. Энэхүү дулааны энергийг ашиглах нийтлэг арга бол ус буцалгаж, даралт дор уур үйлдвэрлэхэд ашигладаг бөгөөд энэ нь эргээд уурын турбиныг хөдөлгөж, генераторыг эргүүлж, цахилгаан үүсгэдэг.

Анхны реакторуудын түүх

Нейтроныг 1932 онд нээжээ.Нейтроны нөлөөллийн үр дүнд үүссэн цөмийн урвалын гинжин урвалын схемийг Унгарын эрдэмтэн Лео Силлард 1933 онд анх хэрэгжүүлжээ. Тэрээр Лондон дахь Адмиралтад ажиллах дараагийн жилдээ өөрийн энгийн реакторын санааны патент авах хүсэлт гаргасан. Гэсэн хэдий ч энэ үйл явц хараахан нээгдээгүй байсан тул Сзилардын санаа нь нейтроны эх үүсвэр болох цөмийн задралын онолыг оруулаагүй болно. Хөнгөн элементүүдэд нейтроноор дамждаг цөмийн гинжин урвалыг ашигладаг цөмийн реакторын тухай Силардын санаанууд нь биелэх боломжгүй байв.

Уран ашиглан шинэ төрлийн реактор бүтээхэд түлхэц болсон нь 1938 онд Лиз Майтнер, Фриц Страсманн, Отто Хан нар ураныг нейтроноор “бөмбөгдөж” (“нейтрон буу” болох бериллийн альфа задралын урвалыг ашиглан) нээсэн явдал байв. ураны цөмийн задралаас үүссэн гэж тэд үзэж байсан бари. 1939 оны эхээр (Сзилард, Ферми нар) дараагийн судалгаагаар атомын задралын явцад зарим нейтронууд бас үүссэн болохыг харуулсан бөгөөд энэ нь Силардын зургаан жилийн өмнө төсөөлж байсан цөмийн гинжин урвалыг хийх боломжтой болгосон.

1939 оны 8-р сарын 2-нд Альберт Эйнштейн Сзилард ерөнхийлөгч Франклин Рузвельтэд бичсэн захидалд гарын үсэг зурж, ураны задралыг нээсэн нь "шинэ төрлийн маш хүчтэй бөмбөг" бүтээхэд хүргэж болзошгүй гэж мэдэгджээ. Энэ нь реактор, цацраг идэвхт задралыг судлахад түлхэц өгсөн. Силард, Эйнштейн нар бие биенээ сайн мэддэг бөгөөд олон жилийн турш хамтран ажилласан боловч Эйнштейн АНУ-ын засгийн газарт анхааруулах зорилгоор Эйнштейн-Сзилард руу захидал бичихийг эрэлхийлэхийн өмнө түүнд мэдэгдэх хүртэл цөмийн эрчим хүчний ийм боломжийн талаар хэзээ ч бодож байгаагүй.

Үүний дараахан буюу 1939 онд Гитлерийн Герман Польш руу довтолж, Европт дэлхийн хоёрдугаар дайн эхэлжээ. АНУ хараахан албан ёсоор дайтаж амжаагүй байсан ч 10-р сард Эйнштейн-Сзилардын захидлыг хүргэх үед Рузвельт судалгааны зорилго нь "нацистууд биднийг дэлбэлэхгүй" гэдэгт итгэлтэй байх явдал гэдгийг тэмдэглэжээ. АНУ-ын цөмийн төсөл зарим нэг удаашралтай байсан ч эргэлзээтэй хэвээр байсан (ялангуяа Фермигийн зүгээс) болон төслийг анх удирдаж байсан засгийн газрын цөөн тооны албан тушаалтны улмаас эхэлсэн.

Дараа жил нь АНУ-ын засгийн газар Их Британиас гинжин урвал явуулахад шаардагдах ураны хэмжээ урьд өмнө төсөөлж байснаас хамаагүй бага гэж заасан Фриш-Пейерлийн меморандумыг хүлээн авчээ. Энэхүү санамж бичгийг Их Британид атомын бөмбөг бүтээх төсөл дээр ажиллаж байсан, хожим нь "Хоолойн хайлш" гэсэн нэрээр нэрлэгдэж, дараа нь Манхэттэний төсөлд багтсан Маудын хорооны оролцоотойгоор байгуулжээ.

Эцсийн эцэст Чикагогийн Вудпил 1 хэмээх анхны хүний ​​гараар хийсэн цөмийн реакторыг 1942 оны сүүлээр Энрико Ферми тэргүүтэй баг Чикагогийн их сургуульд барьсан. Энэ үед тус улс орж ирснээр АНУ-ын атомын хөтөлбөр аль хэдийн хурдассан байв. дайн руу. Чикагогийн овоо 1942 оны 12-р сарын 2-ны өдрийн 15:25 цагт эгзэгтэй цэгтээ хүрчээ. Реакторын хүрээ нь байгалийн ураны ислийн "шахмал түлш" эсвэл "хуурамч бөмбөрцөг" бүхий графит блокуудын овоолгыг (иймээс ийм нэрээр) холбосон модоор хийгдсэн байв.

1943 оноос эхлэн Чикагогийн модон ойлгыг байгуулсны дараахан АНУ-ын арми Манхэттэний төсөлд зориулан хэд хэдэн цөмийн реакторуудыг бүтээжээ. Хамгийн том реакторуудын (Вашингтон муж дахь Ханфордын цогцолборт байрладаг) гол зорилго нь цөмийн зэвсгийн зориулалттай плутонийг бөөнөөр үйлдвэрлэх явдал байв. Ферми, Сзилард нар 1944 оны 12-р сарын 19-нд реакторын патентын өргөдөл гаргасан. Дайны үеийн нууцын улмаас буцалтгүй тусламж 10 жилээр хойшлогджээ.

"Дэлхийн анхны" гэдэг нь одоо Айдахо мужийн Аркогийн ойролцоох музей болсон EBR-I реакторын суурин дээрх бичээс юм. Анх Чикагогийн Woodpile 4 гэж нэрлэгддэг энэхүү реакторыг Арегон үндэсний лабораторид зориулж Уолтер Синн удирдлаган дор бүтээжээ. Энэхүү туршилтын хурдан үржүүлэгч реакторыг АНУ-ын Атомын энергийн комисс ажиллуулсан. Уг реакторыг 1951 оны 12-р сарын 20-нд туршихад 0.8 кВт чадал, дараагийн өдөр нь 100 кВт чадал (цахилгаан) үйлдвэрлэж, 200 кВт (цахилгаан эрчим хүч) тооцооны хүчин чадалтай байв.

Цөмийн реакторыг цэргийн зориулалтаар ашиглахаас гадна энхийн зорилгоор атомын энергийн судалгааг үргэлжлүүлэх улс төрийн шалтгаан байсан. АНУ-ын Ерөнхийлөгч Дуайт Эйзенхауэр 1953 оны 12-р сарын 8-нд НҮБ-ын Ерөнхий Ассамблейн чуулган дээр "Атомын төлөөх атом" хэмээх алдарт илтгэл тавьсан. Энэхүү дипломат алхам нь реакторын технологийг АНУ болон дэлхий даяар түгээхэд хүргэсэн юм.

Иргэний зориулалтаар баригдсан анхны атомын цахилгаан станц бол 1954 оны 6-р сарын 27-нд ЗХУ-д ашиглалтад орсон Обнинск хотын АМ-1 атомын цахилгаан станц юм. Энэ нь ойролцоогоор 5 МВт цахилгаан эрчим хүч үйлдвэрлэсэн.

Дэлхийн 2-р дайны дараа АНУ-ын арми цөмийн реакторын технологийн өөр хэрэглээг эрэлхийлэв. Арми, Агаарын цэргийн хүчний явуулсан судалгаа хэрэгжээгүй; Гэсэн хэдий ч АНУ-ын Тэнгисийн цэргийн хүчин 1955 оны 1-р сарын 17-нд USS Nautilus (SSN-571) цөмийн шумбагч онгоцыг хөөргөж амжилтанд хүрсэн.

Анхны арилжааны цөмийн цахилгаан станц (Английн Селлафилд дахь Калдер Холл) 1956 онд анх 50 МВт (хожим 200 МВт) хүчин чадалтайгаар ашиглалтад орсон.

Анхны зөөврийн цөмийн реактор болох Alco PM-2A нь 1960 онд АНУ-ын цэргийн бааз Camp Century-д цахилгаан (2 МВт) үйлдвэрлэхэд ашиглагдаж байсан.

Атомын цахилгаан станцын үндсэн бүрэлдэхүүн хэсгүүд

Ихэнх төрлийн атомын цахилгаан станцын үндсэн бүрэлдэхүүн хэсгүүд нь:

Цөмийн реакторын элементүүд

• Цөмийн түлш (цөмийн реакторын цөм; нейтрон зохицуулагч)
• Жинхэнэ нейтроны эх үүсвэр
• Нейтрон шингээгч
• Нейтрон буу (унтрасны дараа урвалыг дахин эхлүүлэхийн тулд нейтроны байнгын эх үүсвэрээр хангадаг)
• Хөргөлтийн систем (ихэвчлэн нейтрон зохицуулагч ба хөргөлтийн шингэн нь ижил зүйл, ихэвчлэн цэвэршүүлсэн ус юм)
• Хяналтын саваа
• Цөмийн реакторын хөлөг онгоц (NRP)

Бойлерийн усан хангамжийн насос

• Уурын генератор (буцалж буй усан цөмийн реакторт биш)
• Уурын турбин
• Цахилгаан үүсгүүр
• Конденсатор
• Хөргөх цамхаг (үргэлж шаардлагатай биш)
• Цацраг идэвхт хог хаягдлыг боловсруулах систем (цацраг идэвхт хог хаягдлыг устгах станцын нэг хэсэг)
• Цөмийн түлш цэнэглэх талбай
• Ашигласан түлшний сан

Цацрагийн аюулгүй байдлын систем

• Ректор хамгаалах систем (RPS)
• Онцгой байдлын дизель генераторууд
• Онцгой байдлын реакторын үндсэн хөргөлтийн систем (ECCS)
• Онцгой байдлын шингэний хяналтын систем (зөвхөн буцалж буй усан цөмийн реакторуудад борын яаралтай шахах)
• Хариуцлагатай хэрэглэгчдийг технологийн усаар хангах систем (SOTVOP)

Хамгаалалтын бүрхүүл

• Алсын удирдлага
• Яаралтай суурилуулалт
• Цөмийн сургалтын цогцолбор (дүрмээр бол дуураймал хяналтын самбар байдаг)

Цөмийн реакторын ангилал

Цөмийн реакторын төрлүүд

Цөмийн реакторуудыг хэд хэдэн аргаар ангилдаг; Эдгээр ангиллын аргуудын хураангуйг доор үзүүлэв.

Модераторын төрлөөр цөмийн реакторын ангилал

Ашигласан дулааны реакторууд:

• Графит реакторууд
  
• Даралтат усны реакторууд
• Хүнд усны реакторууд(Канад, Энэтхэг, Аргентин, Хятад, Пакистан, Румын, Өмнөд Солонгост ашигладаг).
• Хөнгөн усны реакторууд(LVR). Хөнгөн усны реакторууд (дулааны реакторын хамгийн түгээмэл төрөл) реакторуудыг хянах, хөргөхөд энгийн усыг ашигладаг. Хэрэв усны температур нэмэгдвэл түүний нягт нь буурч, нейтроны урсгалыг удаашруулж, цаашдын гинжин урвал үүсгэх болно. Энэхүү сөрөг хариу урвал нь цөмийн урвалын хурдыг тогтворжуулдаг. Графит болон хүнд усны реакторууд нь хөнгөн усны реакторуудаас илүү хүчтэй халдаг. Нэмэлт халаалттай тул ийм реакторууд нь байгалийн уран/баяжуулаагүй түлш ашиглах боломжтой.
• Хөнгөн элементийн зохицуулагч дээр суурилсан реакторууд.
• Хайлсан давс тохируулагч реакторууд(MSR) нь LiF болон BEF2 хөргөлтийн шингэн/түлшний матрицын давсанд агуулагдах литий эсвэл бериллий зэрэг хөнгөн элементүүдээс үүдэлтэй.
• Шингэн металл хөргөгчтэй реакторууд, хөргөлтийн шингэн нь хар тугалга, висмутын холимог бол BeO ислийг нейтрон шингээгч болгон ашиглаж болно.
• Органик зохицуулагч дээр суурилсан реакторууд(OMR) нь зохицуулагч болон хөргөлтийн бүрэлдэхүүн хэсэг болгон бифенил ба терфенил ашигладаг.

Цөмийн реакторыг хөргөлтийн төрлөөр нь ангилах

• Усан хөргөлттэй реактор. АНУ-д 104 реактор ажиллаж байна. Үүний 69 нь даралтат усны реактор (PWR), 35 нь буцалж буй усны реактор (BWR) юм. Цөмийн даралтат усны реакторууд (PWRs) нь барууны бүх атомын цахилгаан станцуудын дийлэнх хувийг бүрдүүлдэг. RVD төрлийн гол шинж чанар нь супер цэнэглэгч, тусгай өндөр даралтын сав байгаа явдал юм. Ихэнх арилжааны RVD реакторууд болон тэнгисийн реакторуудын суурилуулалт нь супер цэнэглэгч ашигладаг. Хэвийн ажиллагааны үед үлээгчийг усаар хэсэгчлэн дүүргэж, дээр нь уурын бөмбөлөг байлгадаг бөгөөд энэ нь усанд дүрэх халаагуураар ус халаах замаар үүсдэг. Хэвийн горимд супер цэнэглэгч нь өндөр даралтын реакторын саванд (HRVV) холбогдсон бөгөөд даралтын компенсатор нь реактор дахь усны эзэлхүүн өөрчлөгдөх үед хөндий байгаа эсэхийг баталгаажуулдаг. Энэ схем нь халаагч ашиглан компенсатор дахь уурын даралтыг нэмэгдүүлэх эсвэл бууруулах замаар реактор дахь даралтыг хянах боломжийг олгодог.

• Өндөр даралтын хүнд усны реактордаралтат усны реакторын (PWR) төрөлд хамаарах бөгөөд даралт, тусгаарлагдсан дулааны циклийг ашиглах зарчмуудыг хослуулсан бөгөөд хүнд усыг хөргөлтийн болон зохицуулагч болгон ашиглах нь эдийн засгийн хувьд ашигтай байдаг.
• Буцалж буй усны реактор(BWR). Буцалж буй усны реакторын загварууд нь үндсэн реакторын савны ёроолд түлшний саваа орчимд буцалж буй ус байгаагаараа онцлог юм. Буцалж буй усны реактор нь ураны давхар исэл хэлбэрээр баяжуулсан 235U-г түлш болгон ашигладаг. Түлшийг ган саванд байрлуулсан саваа болгон угсарч, энэ нь эргээд усанд дүрнэ. Цөмийн задралын үйл явц нь ус буцалгаж, уур үүсгэдэг. Энэ уур нь турбин дахь дамжуулах хоолойгоор дамждаг. Турбинууд нь уураар хөдөлдөг бөгөөд энэ процесс нь цахилгаан үүсгэдэг. Хэвийн ажиллагааны үед даралтыг реакторын даралтын савнаас турбин руу урсдаг усны уурын хэмжээгээр зохицуулдаг.
• Усан сангийн төрлийн реактор
• Шингэн металл хөргөлттэй реактор. Ус нь нейтрон зохицуулагч учраас хурдан нейтрон реакторт хөргөлтийн бодис болгон ашиглах боломжгүй. Шингэн металлын хөргөлтийн бодисуудад натри, NaK, хар тугалга, хар тугалга-висмут эвтектик, өмнөх үеийн реакторуудад мөнгөн ус орно.
• Натрийн хөргөлттэй хурдан нейтрон реактор.
• Хар тугалганы хөргөлтийн шингэнтэй хурдан нейтрон реактор.
• Хийн хөргөлттэй реакторуудөндөр температурт бүтцэд гелийээр бүтээгдсэн инертийн хийн эргэлтэнд хөргөнө. Үүний зэрэгцээ нүүрстөрөгчийн давхар ислийг өмнө нь Британи, Францын атомын цахилгаан станцуудад ашиглаж байсан. Мөн азотыг ашигласан. Дулааны хэрэглээ нь реакторын төрлөөс хамаарна. Зарим реакторууд маш халуун байдаг тул хий нь хийн турбиныг шууд хөдөлгөж чаддаг. Хуучин реакторын загвар нь ихэвчлэн уурын турбинд зориулж уур үүсгэхийн тулд дулаан солилцогчоор хий дамжуулдаг байв.
• Хайлсан давсны реакторууд(MSRs) хайлсан давс (ихэвчлэн FLiBe зэрэг фторын давсны эвтектик хольц) эргэлдэж хөргөнө. Ердийн MSR-д хөргөлтийн шингэнийг мөн хуваагдмал материалыг уусгах матриц болгон ашигладаг.

Цөмийн реакторуудын үе

• Эхний үеийн реактор(эрт загварууд, судалгааны реакторууд, арилжааны бус эрчим хүчний реакторууд)
• Хоёр дахь үеийн реактор(хамгийн орчин үеийн атомын цахилгаан станцууд 1965-1996)
• Гурав дахь үеийн реактор(1996 оноос өнөөг хүртэл одоо байгаа загваруудын хувьслын сайжруулалт)
• Дөрөв дэх үеийн реактор(хөгжүүлсээр байгаа технологи, эхлэх огноо тодорхойгүй, 2030 он байж магадгүй)

2003 онд Францын Атомын энергийн комиссариат (CEA) Нуклеоникийн долоо хоногт анх удаа "Gen II" гэсэн тэмдэглэгээг нэвтрүүлсэн.

2000 онд IV үеийн олон улсын форум (GIF) эхэлсэнтэй холбогдуулан "III үе"-ийн тухай анх дурдсан байдаг.

"IV Gen"-ийг 2000 онд АНУ-ын Эрчим хүчний яам (DOE) шинэ төрлийн цахилгаан станцуудыг хөгжүүлэхэд дурдсан байдаг.

Түлшний төрлөөр цөмийн реакторын ангилал

• Хатуу түлшний реактор
• Шингэн түлшний реактор
• Нэг төрлийн усан хөргөлттэй реактор
• Хайлсан давсны реактор
• Хийн түлшээр ажилладаг реакторууд (онолын хувьд)

Цөмийн реакторыг зориулалтын дагуу ангилах

• Цахилгаан эрчим хүч үйлдвэрлэх
• Атомын цахилгаан станцууд, түүний дотор жижиг кластер реакторууд
• Өөрөө явагч төхөөрөмж (цөмийн цахилгаан станцуудыг үзнэ үү)
• Далайн цөмийн байгууламжууд
• Янз бүрийн төрлийн пуужингийн хөдөлгүүрийг санал болгож байна
• Дулааны хэрэглээний бусад хэлбэрүүд
• Давсгүйжүүлэх
• Ахуйн болон үйлдвэрийн халаалтын зориулалттай дулааны үйлдвэрлэл
• Устөрөгчийн энергид ашиглах устөрөгчийн үйлдвэрлэл
• Элемент хувиргах үйлдвэрлэлийн реакторууд
• Үржүүлэгч реакторууд нь гинжин урвалын үед хэрэглэснээсээ илүү задрах материал үйлдвэрлэх чадвартай (U-238-ийн эх изотопыг Пу-239, Th-232-ыг U-233 болгон хувиргах замаар). Тиймээс нэг цикл дууссаны дараа уран үржүүлэгчийн реакторыг байгалийн эсвэл бүр шавхагдсан уранаар дүүргэх боломжтой. Хариуд нь торийн үржүүлэгч реакторыг ториар дүүргэж болно. Гэсэн хэдий ч задрах материалын эхний нийлүүлэлт шаардлагатай.
• Утаа мэдрэгч, кобальт-60, молибден-99 гэх мэт янз бүрийн цацраг идэвхт изотопуудыг бий болгох, индикатор, эмчилгээнд ашигладаг.
• Цөмийн зэвсгийн материал үйлдвэрлэх, тухайлбал зэвсгийн зориулалттай плутони
• Нейтрон цацрагийн эх үүсвэрийг бий болгох (жишээлбэл, хатагтай Годива импульсийн реактор) ба позитрон цацраг (жишээлбэл, нейтрон идэвхжлийн шинжилгээ, кали-аргоныг тодорхойлох)
• Судалгааны реактор: Реакторыг ихэвчлэн шинжлэх ухааны судалгаа, сургалт, туршилтын материал, эсвэл анагаах ухаан, үйлдвэрлэлийн зориулалтаар радиоизотоп үйлдвэрлэхэд ашигладаг. Эдгээр нь эрчим хүчний реактор эсвэл хөлөг онгоцны реактороос хамаагүй бага юм. Эдгээр реакторуудын ихэнх нь их сургуулийн хотхонд байрладаг. Дэлхийн 56 оронд 280 орчим ийм реактор ажиллаж байна. Зарим нь өндөр баяжуулсан ураны түлшээр ажилладаг. Бага баяжуулсан түлшийг орлуулах олон улсын хүчин чармайлт хийгдэж байна.

Орчин үеийн цөмийн реакторууд

Эдгээр реакторууд нь цөмийн түлш, хяналтын саваа, зохицуулагч, хөргөлтийн шингэнийг хадгалах өндөр даралтын савыг ашигладаг. Реакторыг хөргөх, нейтроныг зохицуулах нь өндөр даралттай шингэн усаар явагддаг. Өндөр даралтын савнаас гарах халуун цацраг идэвхт ус нь уурын генераторын хэлхээгээр дамждаг бөгөөд энэ нь хоёрдогч (цацраг идэвхт бус) хэлхээг халаана. Эдгээр реакторууд нь орчин үеийн реакторуудын дийлэнх хувийг бүрдүүлдэг. Энэ бол нейтрон реакторын халаалтын бүтцийн төхөөрөмж бөгөөд хамгийн сүүлийн үеийнх нь VVER-1200, Нарийвчилсан даралтат усны реактор, Европын даралтат усны реактор юм. АНУ-ын Тэнгисийн цэргийн реакторууд ийм төрлийнх байдаг.

Буцалж буй усны реактор нь уурын генераторгүй даралтат усны реактортой төстэй. Буцалж буй усны реакторууд нь усыг хөргөлтийн бодис, даралтат усны реактор болгон нейтрон зохицуулагч болгон ашигладаг боловч бага даралттай үед усыг бойлер дотор буцалгаж, турбиныг эргүүлэх уур үүсгэдэг. Даралтат усан реактороос ялгаатай нь анхдагч болон хоёрдогч хэлхээ байхгүй. Эдгээр реакторуудын халаалтын хүчин чадал нь илүү өндөр байж болох бөгөөд тэдгээр нь дизайны хувьд илүү хялбар, бүр илүү тогтвортой, аюулгүй байж болно. Энэ бол дулааны нейтрон реакторын төхөөрөмж бөгөөд хамгийн шинэ нь дэвшилтэт буцалж буй усны реактор ба эдийн засгийн хялбаршуулсан буцалж буй усны цөмийн реактор юм.

Канадын загвар (CANDU гэгддэг) эдгээр нь хүнд устай, даралтат хөргөлтийн реактор юм. Даралтат усны реактор шиг нэг даралтат савыг ашиглахын оронд түлш нь өндөр даралтын олон зуун дамжлагад агуулагддаг. Эдгээр реакторууд нь байгалийн уран дээр ажилладаг бөгөөд дулааны нейтрон реакторууд юм. Хүнд усны реакторыг бүрэн хүчин чадлаараа ажиллаж байх үед түлшээр цэнэглэх боломжтой бөгөөд энэ нь ураныг ашиглахад маш үр дүнтэй байдаг (энэ нь цөм дэх урсгалыг нарийн хянах боломжийг олгодог). Хүнд усны CANDU реакторыг Канад, Аргентин, Хятад, Энэтхэг, Пакистан, Румын, Өмнөд Солонгост барьсан. Энэтхэг мөн 1974 онд Инээмсэглэсэн Будда цөмийн зэвсгийн туршилт хийсний дараа Канадын засгийн газар Энэтхэгтэй цөмийн харилцаагаа тасалсны дараа баригдсан "CANDU дериватив" гэж нэрлэгддэг хэд хэдэн хүнд усны реакторуудыг ажиллуулдаг.

Плутони болон цахилгаан үйлдвэрлэх зориулалттай Зөвлөлтийн бүтээн байгуулалт. RBMK нь усыг хөргөлтийн бодис болгон, бал чулууг нейтрон зохицуулагч болгон ашигладаг. RBMK нь зарим талаараа CANDU-тай төстэй, учир нь тэдгээр нь ашиглалтын явцад цэнэглэгдэх боломжтой бөгөөд өндөр даралтын савны оронд даралтат хоолойг ашигладаг (даралттай усны реакторууд шиг). Гэсэн хэдий ч CANDU-аас ялгаатай нь тэдгээр нь маш тогтворгүй, том хэмжээтэй тул реакторын бүрээсийг үнэтэй болгодог. Чернобылийн гамшгийн дараа эдгээр дутагдлуудын заримыг зассан ч RBMK-ийн загварт аюулгүй байдлын хэд хэдэн чухал дутагдал илэрсэн. Тэдний гол онцлог нь хөнгөн ус, баяжуулаагүй уран ашиглах явдал юм. 2010 оны байдлаар 11 реактор нээлттэй хэвээр байгаа нь аюулгүй байдлын түвшин сайжирч, АНУ-ын Эрчим хүчний яам зэрэг олон улсын аюулгүй байдлын байгууллагуудын дэмжлэгтэй холбоотой юм. Эдгээр сайжруулалтыг үл харгалзан RBMK реакторууд нь ашиглахад хамгийн аюултай реакторуудын нэг гэж тооцогддог. RBMK реакторыг зөвхөн хуучин ЗХУ-д ашигладаг байсан.

Тэд ихэвчлэн графит нейтрон зохицуулагч ба CO2 хөргөлтийн шингэнийг ашигладаг. Ашиглалтын өндөр температуртай учраас тэд даралтат усны реактороос илүү дулаан үйлдвэрлэх боломжтой. Ийм загвартай хэд хэдэн реакторууд байдаг бөгөөд голчлон концепцийг боловсруулсан Их Британид байдаг. Хуучин бүтээн байгуулалтууд (жишээ нь Magnox Station) хаагдсан эсвэл ойрын ирээдүйд хаагдах болно. Гэсэн хэдий ч сайжруулсан хийн хөргөлттэй реакторуудын ашиглалтын хугацаа 10-20 жил байна. Энэ төрлийн реакторууд нь дулааны нейтрон реакторууд юм. Цөмийн эзэлхүүн их учраас ийм реакторуудыг ашиглалтаас гаргахад гарах мөнгөн зардал өндөр байж болно.

Энэхүү реактор нь зохицуулагчгүйгээр шингэн металлаар хөргөх зориулалттай бөгөөд хэрэглэснээсээ илүү түлш үйлдвэрлэдэг. Тэд нейтрон барих замаар задрах түлш үйлдвэрлэдэг тул түлшний "үржүүлэгчид" гэж ярьдаг. Ийм реакторууд нь үр ашгийн хувьд даралтат усны реактортой адилхан ажиллах боломжтой боловч маш өндөр температурт ч илүүдэл даралтыг үүсгэдэггүй шингэн металл ашигладаг тул даралтыг нэмэгдүүлсэн тохиолдолд нөхөн төлбөр шаарддаг. ЗХУ-ын BN-350 ба BN-600, Францын Superphoenix нь АНУ-ын Ферми-I реакторуудын нэгэн адил ийм төрлийн реакторууд байсан. 1995 онд натрийн алдагдлаас болж гэмтсэн Япон дахь Монжу реактор 2010 оны тавдугаар сард дахин ажиллаж эхэлсэн. Эдгээр бүх реакторууд нь шингэн натри ашигладаг. Эдгээр реакторууд нь хурдан нейтрон реакторууд бөгөөд дулааны нейтрон реакторуудад хамаарахгүй. Эдгээр реакторууд нь хоёр төрөлтэй:

Хар тугалгыг шингэн металл болгон ашиглах нь цацраг идэвхт цацрагаас маш сайн хамгаалж, маш өндөр температурт ажиллах боломжийг олгодог. Нэмж дурдахад хар тугалга нь (ихэвчлэн) нейтронд тунгалаг байдаг тул хөргөлтийн шингэнд цөөхөн нейтрон алдагдаж, хөргөлтийн шингэн нь цацраг идэвхт бодис болдоггүй. Натриас ялгаатай нь хар тугалга нь ерөнхийдөө идэвхгүй байдаг тул дэлбэрэлт, ослын эрсдэл бага байдаг ч ийм их хэмжээний хар тугалга нь хоруу чанар, хог хаягдлыг зайлуулах үүднээс асуудал үүсгэдэг. Энэ төрлийн реакторт хар тугалга-висмутын эвтектик хольцыг ихэвчлэн ашиглаж болно. Энэ тохиолдолд висмут нь нейтроны хувьд бүрэн тунгалаг биш бөгөөд хар тугалгатай харьцуулахад өөр изотоп болж хувирах чадвартай тул цацрагт бага зэрэг саад учруулах болно. Оросын Альфа ангиллын шумбагч онгоц нь хар тугалга-висмутын хөргөлттэй хурдан реакторыг эрчим хүч үйлдвэрлэх гол систем болгон ашигладаг.

Ихэнх шингэн металл үржүүлэгч реакторууд (LMFBRs) ийм төрлийн байдаг. Натри нь харьцангуй амархан олж авахад хялбар бөгөөд ажиллахад хялбар бөгөөд энэ нь реакторын янз бүрийн хэсгүүдийн зэврэлтээс урьдчилан сэргийлэхэд тусалдаг. Гэсэн хэдий ч натри нь устай харьцах үед хүчтэй урвалд ордог тул болгоомжтой байх хэрэгтэй, гэхдээ ийм дэлбэрэлт нь жишээлбэл, SCWR эсвэл RWD реактороос хэт халсан шингэн гоожихоос илүү хүчтэй биш юм. EBR-I нь гол нь хайлмалаас бүрддэг анхны реактор юм.

Тэд бөмбөлөгөөр хий эргэлддэг керамик бөмбөлөгт шахагдсан түлшийг ашигладаг. Үр дүн нь хямд, стандартчилсан түлштэй, үр ашигтай, мадаггүй зөв, маш аюулгүй реакторууд юм. Прототип нь AVR реактор байв.

Тэдгээрийн дотор түлшийг хайлуур жоншны давсанд уусгана, эсвэл фторыг хөргөлтийн бодис болгон ашигладаг. Тэдгээрийн олон төрлийн аюулгүй байдлын систем, өндөр үр ашигтай, эрчим хүчний өндөр нягтрал нь тээврийн хэрэгсэлд тохиромжтой. Тэдний цөмд өндөр даралтын хэсэг эсвэл шатамхай бүрэлдэхүүн хэсгүүд байхгүй гэдгийг тэмдэглэх нь зүйтэй. Прототип нь торийн түлшний эргэлтийг ашигласан MSRE реактор байв. Үржүүлэгч реакторын хувьд ашигласан түлшийг дахин боловсруулж, уран болон трансуран элементийг хоёуланг нь ялган авч, одоо ажиллаж байгаа ердийн нэг удаа дамжих ураны хөнгөн усан реакторуудтай харьцуулахад трансуран хаягдлын ердөө 0.1%-ийг л үлдээдэг. Тусдаа асуудал бол цацраг идэвхт задралын бүтээгдэхүүн бөгөөд тэдгээрийг дахин боловсруулдаггүй бөгөөд ердийн реакторт хаях ёстой.

Эдгээр реакторууд нь усанд уусдаг, хөргөлтийн бодис, нейтрон зохицуулагчтай холилддог уусдаг давс хэлбэрээр түлш хэрэглэдэг.

Цөмийн шинэлэг систем, төслүүд

Нарийвчилсан реакторууд

Арав гаруй дэвшилтэт реакторын төсөл хөгжлийн янз бүрийн үе шатанд байна. Зарим нь RWD, BWR, PHWR реакторын загвараас өөрчлөгдсөн бол зарим нь илүү мэдэгдэхүйц ялгаатай. Эхнийх нь буцалж буй усны дэвшилтэт реактор (2010 оны Цөмийн энергийн хөтөлбөрийг үзнэ үү) (хоёр нь одоо ажиллаж байгаа, бусад нь баригдаж байгаа), түүнчлэн төлөвлөж буй эдийн засгийн хялбаршуулсан буцалж буй усны реактор (ESBWR) болон AP1000 станцууд орно.

Нэгдсэн хурдан нейтрон цөмийн реактор(IFR) нь 1980-аад оны үед баригдаж, туршиж, туршигдсан бөгөөд дараа нь 1990-ээд онд Клинтоны засаг захиргаа цөмийн зэвсгийг үл дэлгэрүүлэх бодлогын улмаас албан тушаалаа орхисны дараа тэтгэвэрт гарсан. Ашигласан цөмийн түлшийг дахин боловсруулах нь түүний загварт тусгагдсан байдаг тул ажиллаж байгаа реакторын хаягдлын зөвхөн багахан хэсгийг гаргадаг.

Модульчлагдсан өндөр температурт хийн хөргөлттэй реакторреактор (HTGCR) нь нейтрон туяаны хөндлөн огтлолын доплер тэлэлтийн улмаас өндөр температур нь гаралтын хүчийг бууруулдаг байдлаар бүтээгдсэн. Реактор нь керамик төрлийн түлш ашигладаг тул түүний аюулгүй ажиллагааны температур нь эрчим хүчийг бууруулах температурын хязгаараас давж гардаг. Ихэнх бүтэц нь инертийн гелийээр хөргөдөг. Гели нь уурын тэлэлтийн улмаас дэлбэрэлт үүсгэж чадахгүй, цацраг идэвхт бодис үүсгэх нейтрон шингээгч биш бөгөөд цацраг идэвхт бодис байж болох бохирдуулагчийг уусгахгүй. Ердийн загварууд нь хөнгөн усны реакторуудаас (ихэвчлэн 3) илүү идэвхгүй хамгаалалтын давхаргуудаас бүрддэг (7 хүртэл). Аюулгүй байдлыг хангаж чадах өвөрмөц онцлог нь түлшний бөмбөлгүүд нь үнэндээ цөмийг үүсгэдэг бөгөөд цаг хугацааны явцад нэг нэгээр нь солигддог. Түлшний эсийн дизайны онцлог нь тэдгээрийг дахин боловсруулахад үнэтэй болгодог.

Жижиг, хаалттай, хөдөлгөөнт, автономит реактор (SSTAR)анх АНУ-д туршиж, боловсруулсан. Энэхүү реактор нь хурдан нейтрон реактороор бүтээгдсэн бөгөөд хэрэв асуудал гарсан тохиолдолд алсаас унтрааж болох идэвхгүй хамгаалалтын системтэй.

Цэвэр, байгаль орчинд ээлтэй дэвшилтэт реактор (ЦЕЗАР)нь уурыг нейтрон зохицуулагч болгон ашигладаг цөмийн реакторын концепц бөгөөд одоо ч боловсруулагдаж байгаа загвар юм.

Жижигрүүлсэн усны зохицуулалттай реактор нь одоо ажиллаж байгаа сайжруулсан буцалж буй усны реактор (ABWR) дээр суурилдаг. Энэ нь бүрэн хурдан нейтрон реактор биш, голчлон дулааны болон хурдны хооронд завсрын хурдтай эпитермаль нейтронуудыг ашигладаг.

Устөрөгчийн нейтрон зохицуулагчтай өөрийгөө зохицуулах цөмийн эрчим хүчний модуль (HPM)нь ураны гидридийг түлш болгон ашигладаг Лос Аламосын үндэсний лаборатори үйлдвэрлэсэн реакторын загвар юм.

Субкритик цөмийн реакторуудЭдгээр нь илүү аюулгүй, тогтвортой байх зорилготой боловч инженерийн болон эдийн засгийн хувьд нарийн төвөгтэй байдаг. Үүний нэг жишээ бол Energy Booster юм.

Ториумд суурилсан реакторууд. Энэ зорилгоор тусгайлан зохион бүтээсэн реакторуудад торий-232-ыг U-233 болгон хувиргах боломжтой. Ийм байдлаар уранаас дөрөв дахин их агуулагдах торийг U-233-д суурилсан цөмийн түлш үйлдвэрлэхэд ашиглаж болно. U-233 нь ердийн хэрэглэгддэг U-235-тай харьцуулахад цөмийн ашигтай шинж чанартай, ялангуяа нейтроны үр ашиг сайжирч, урт наслах трансураны хаягдлын хэмжээг бууруулдаг гэж үздэг.

Сайжруулсан хүнд усны реактор (AHWR)- дараагийн үеийн PHWR төрлийн хөгжлийг төлөөлөх санал болгож буй хүнд усны реактор. Энэтхэгийн Бхабха цөмийн судалгааны төвд (BARC) боловсруулж байна.

КАМИНИ- уран-233 изотопыг түлш болгон ашигладаг өвөрмөц реактор. Энэтхэгт BARC судалгааны төв болон Индира Гандигийн нэрэмжит Цөмийн судалгааны төвд (IGCAR) баригдсан.

Энэтхэг мөн торий-уран-233 түлшний циклийг ашиглан хурдан реактор барихаар төлөвлөж байна. FBTR (Fast Breeder Reactor) (Калпаккам, Энэтхэг) үйл ажиллагааны явцад плутонийг түлш, шингэн натри хөргөлтийн бодис болгон ашигладаг.

Дөрөв дэх үеийн реактор гэж юу вэ?

Дөрөв дэх үеийн реакторууд нь одоо авч үзэж байгаа янз бүрийн онолын загваруудын цуглуулга юм. Эдгээр төслүүдийг 2030 он гэхэд дуусгах магадлал бага байна. Одоогийн ажиллаж байгаа реакторуудыг ерөнхийдөө хоёр, гурав дахь үеийн систем гэж үздэг. Эхний үеийн системийг хэсэг хугацаанд ашиглаагүй байна. Энэхүү дөрөв дэх үеийн реакторын бүтээн байгуулалтыг технологийн найман зорилгод үндэслэн IV үеийн олон улсын форум (GIF) дээр албан ёсоор эхлүүлсэн. Гол зорилтууд нь цөмийн аюулгүй байдлыг сайжруулах, цөмийн зэвсгийн тархалтыг эсэргүүцэх чадварыг нэмэгдүүлэх, байгалийн нөөцийн хаягдал, ашиглалтыг багасгах, ийм үйлдвэр барих, ажиллуулах зардлыг бууруулах явдал байв.

• Хийн хөргөлттэй хурдан нейтрон реактор
• Хар тугалгатай хөргөгчтэй хурдан реактор
• Шингэн давсны реактор
• Натрийн хөргөлттэй хурдан реактор
• Суперкритик усан хөргөлттэй цөмийн реактор
• Хэт өндөр температурт цөмийн реактор

Тав дахь үеийн реактор гэж юу вэ?

Тав дахь үеийн реакторууд нь онолын үүднээс хэрэгжүүлэх боломжтой төслүүд боловч одоогийн байдлаар идэвхтэй авч үзэх, судлах объект биш юм. Хэдийгээр ийм реакторуудыг одоогийн болон богино хугацаанд барьж болох боловч эдийн засгийн үндэслэл, практик, аюулгүй байдлын үүднээс бага зэрэг сонирхдог.

• Шингэн фазын реактор. Цөмийн реакторын цөмд шингэнтэй, задрах материал нь хайлсан уран эсвэл ураны уусмал хэлбэрээр агуулагдах савны суурийн нүхэнд шахагдсан ажлын хийгээр хөргөсөн хаалттай хэлхээ.
• Цөм дэх хийн фазын реактор. Кварцын саванд байрлах ураны гексафторидын хий нь задрах материал болох цөмийн эрчим хүчээр ажилладаг пуужингийн хаалттай циклийн хувилбар. Ажлын хий (устөрөгч гэх мэт) энэ савны эргэн тойронд урсаж, цөмийн урвалын үр дүнд үүссэн хэт ягаан туяаг шингээх болно. Харри Харрисоны 1976 онд бичсэн "Skyfall" хэмээх шинжлэх ухааны зөгнөлт зохиолд дурдсанчлан ийм загварыг пуужингийн хөдөлгүүр болгон ашиглаж болно. Онолын хувьд уран гексафторидыг цөмийн түлш болгон ашиглах нь (одоогийн байдлаар завсрын түлш биш) эрчим хүч үйлдвэрлэх зардлыг бууруулж, реакторуудын хэмжээг эрс багасгах болно. Практикт ийм өндөр эрчим хүчний нягтралд ажилладаг реактор нь нейтроны хяналтгүй урсгалыг бий болгож, реакторын ихэнх материалын бат бөх чанарыг сулруулдаг. Иймээс урсгал нь термоядролын байгууламжид ялгарах бөөмсийн урсгалтай төстэй байх болно. Энэ нь эргээд дулааны цөмийн урвалын нөхцөлд материалыг цацрагжуулах байгууламжийг хэрэгжүүлэх олон улсын төслийн хүрээнд хэрэглэгдэж буй материалтай ижил төстэй материалыг ашиглах шаардлагатай болно.
• Хийн фазын цахилгаан соронзон реактор. Хийн фазын реактортой адил боловч хэт ягаан туяаг шууд цахилгаан болгон хувиргадаг фотоволтайк эсүүдтэй.
• Бутархай реактор
• Цөмийн хайбрид хайбрид. Эх буюу "үржлийн бүс дэх бодис" -ын нэгдэл, задралын үед ялгардаг нейтроныг ашигладаг. Жишээлбэл, өөр реакторын U-238, Th-232 эсвэл ашигласан түлш/цацраг идэвхт хаягдлыг харьцангуй хоргүй изотоп болгон хувиргах.

Цөмд хийн фаз бүхий реактор. Кварцын саванд байрлах ураны гексафторидын хий нь задрах материал болох цөмийн эрчим хүчээр ажилладаг пуужингийн хаалттай циклийн хувилбар. Ажлын хий (устөрөгч гэх мэт) энэ савны эргэн тойронд урсаж, цөмийн урвалын үр дүнд үүссэн хэт ягаан туяаг шингээх болно. Харри Харрисоны 1976 онд бичсэн "Skyfall" хэмээх шинжлэх ухааны зөгнөлт зохиолд дурдсанчлан ийм загварыг пуужингийн хөдөлгүүр болгон ашиглаж болно. Онолын хувьд уран гексафторидыг цөмийн түлш болгон ашиглах нь (одоогийн байдлаар завсрын түлш биш) эрчим хүч үйлдвэрлэх зардлыг бууруулж, реакторуудын хэмжээг эрс багасгах болно. Практикт ийм өндөр эрчим хүчний нягтралд ажилладаг реактор нь нейтроны хяналтгүй урсгалыг бий болгож, реакторын ихэнх материалын бат бөх чанарыг сулруулдаг. Иймээс урсгал нь термоядролын байгууламжид ялгарах бөөмсийн урсгалтай төстэй байх болно. Энэ нь эргээд дулааны цөмийн урвалын нөхцөлд материалыг цацрагжуулах байгууламжийг хэрэгжүүлэх олон улсын төслийн хүрээнд хэрэглэгдэж буй материалтай ижил төстэй материалыг ашиглах шаардлагатай болно.

Хийн фазын цахилгаан соронзон реактор. Хийн фазын реактортой адил боловч хэт ягаан туяаг шууд цахилгаан болгон хувиргадаг фотоволтайк эсүүдтэй.

Бутархай реактор

Цөмийн хайбрид хайбрид. Эх буюу "үржлийн бүс дэх бодис" -ын нэгдэл, задралын үед ялгардаг нейтроныг ашигладаг. Жишээлбэл, өөр реакторын U-238, Th-232 эсвэл ашигласан түлш/цацраг идэвхт хаягдлыг харьцангуй хоргүй изотоп болгон хувиргах.

Хайлуулах реакторууд

Хяналттай цөмийн хайлалтыг хайлуулах цахилгаан станцуудад ашиглаж, актинидтэй ажиллахтай холбоотой хүндрэлгүйгээр цахилгаан эрчим хүч үйлдвэрлэх боломжтой. Гэсэн хэдий ч шинжлэх ухаан, технологийн томоохон саад бэрхшээл байсаар байна. Хэд хэдэн хайлуулах реакторууд баригдсан боловч саяхан реакторууд хэрэглэснээсээ илүү их энерги ялгаруулж чадсан. Хэдийгээр судалгаа 1950-иад оноос эхэлсэн ч арилжааны хайлуулах реактор 2050 он хүртэл ажиллахгүй байх төлөвтэй байна. Одоогоор ITER төслийн хүрээнд хайлуулах эрчим хүчийг ашиглахаар хүчин чармайлт гаргаж байна.

Цөмийн түлшний эргэлт

Дулааны реакторууд нь ерөнхийдөө ураны цэвэршүүлэх, баяжуулах түвшингээс хамаардаг. Зарим цөмийн реакторыг плутони ба ураны холимогоор ажиллуулж болно (MOX түлшийг үзнэ үү). Ураны хүдрийг олборлох, боловсруулах, баяжуулах, ашиглах, магадгүй дахин боловсруулах, устгах үйл явцыг цөмийн түлшний эргэлт гэж нэрлэдэг.

Байгаль дахь ураны 1 хүртэлх хувийг амархан задалдаг U-235 изотоп эзэлдэг. Тиймээс ихэнх реакторуудын дизайн нь баяжуулсан түлшийг ашигладаг. Баяжуулах нь U-235-ийн эзлэх хувийг нэмэгдүүлэх явдал бөгөөд ихэвчлэн хийн тархалт эсвэл хийн центрифугээр хийгддэг. Баяжуулсан бүтээгдэхүүнийг цааш нь ураны давхар ислийн нунтаг болгон хувиргаж, шахаж шатааж мөхлөгт болгодог. Эдгээр мөхлөгүүдийг хоолойд хийж, дараа нь битүүмжилнэ. Эдгээр хоолойг түлшний саваа гэж нэрлэдэг. Цөмийн реактор бүр эдгээр түлшний савааг ашигладаг.

Ихэнх арилжааны BWR болон PWR реакторууд нь ойролцоогоор 4% U-235 хүртэл баяжуулсан ураныг ашигладаг. Нэмж дурдахад нейтроны өндөр хэмнэлттэй үйлдвэрлэлийн зарим реакторууд баяжуулсан түлш огт шаарддаггүй (өөрөөр хэлбэл тэд байгалийн уран ашиглаж болно). Олон улсын атомын энергийн агентлагийн мэдээлснээр дэлхий дээр өндөр баяжуулсан түлш (зэвсгийн зэрэглэл/90% уран баяжуулалт) ашигладаг судалгааны 100-аас доошгүй реактор байдаг. Энэ төрлийн түлшийг хулгайлах эрсдэл (цөмийн зэвсэг үйлдвэрлэхэд ашиглах боломжтой) нь бага баяжуулсан уран ашигладаг реакторуудад шилжихийг уриалсан кампанит ажилд хүргэсэн (энэ нь цөмийн зэвсгийн тархалтын аюул багатай).

Цөмийн хувиргах үйл явцад задрах U-235 болон задрахгүй, задрах U-238-ыг ашигладаг. U-235 нь дулааны (жишээ нь, удаан хөдөлдөг) нейтронуудаар хуваагддаг. Дулааны нейтрон нь эргэн тойрон дахь атомуудтай ижил хурдтай хөдөлдөг. Атомуудын чичиргээний давтамж нь тэдний үнэмлэхүй температуртай пропорциональ байдаг тул дулааны нейтрон нь ижил чичиргээний хурдаар хөдөлж байх үед U-235-ыг хуваах чадвартай байдаг. Нөгөөтэйгүүр, хэрэв нейтрон маш хурдан хөдөлж байвал U-238 нь нейтрон барих магадлал өндөр байдаг. U-239 атом нь аль болох хурдан задарч плутони-239-ийг үүсгэдэг бөгөөд энэ нь өөрөө түлш юм. Пу-239 бол үнэ цэнэтэй түлш бөгөөд өндөр баяжуулсан ураны түлш хэрэглэж байсан ч анхаарах ёстой. Зарим реакторуудын U-235 задралын процесст плутонийн задрал давамгайлах болно. Ялангуяа анхны ачаалагдсан U-235 дууссаны дараа. Плутони нь хурдан болон дулааны реакторуудад хуваагддаг тул цөмийн реактор болон цөмийн бөмбөгийн аль алинд нь тохиромжтой.

Одоо байгаа ихэнх реакторууд нь дулааны реакторууд бөгөөд ихэвчлэн усыг нейтрон зохицуулагч (зохицуулагч нь нейтроныг дулааны хурд хүртэл удаашруулдаг гэсэн үг) болон хөргөлтийн бодис болгон ашигладаг. Гэсэн хэдий ч хурдан нейтрон реактор нь нейтроны урсгалыг хэт удаашруулдаггүй арай өөр төрлийн хөргөлтийн бодис ашигладаг. Энэ нь хурдан нейтронууд давамгайлах боломжийг олгодог бөгөөд энэ нь түлшний хангамжийг байнга дүүргэхэд үр дүнтэй ашиглах боломжтой юм. Хямдхан, баяжуулаагүй ураныг цөмд нь оруулснаар аяндаа задрахгүй U-238 нь Пу-239 болж, түлшийг "үржүүлэх" болно.

Ториумд суурилсан түлшний эргэлтэнд торий-232 нь хурдан реактор болон дулааны реакторын аль алинд нь нейтроныг шингээдэг. Торийн бета задралын үр дүнд протактин-233, дараа нь уран-233 ялгарч, улмаар түлш болгон ашигладаг. Тиймээс уран-238-ын нэгэн адил тори-232 нь үржил шимт бодис юм.

Цөмийн реакторын засвар үйлчилгээ

Цөмийн түлшний усан сан дахь эрчим хүчний хэмжээг ихэвчлэн "бүрэн хүчин чадалтай өдрүүд"-ээр илэрхийлдэг бөгөөд энэ нь реактор дулааны энерги үйлдвэрлэхийн тулд бүрэн хүчин чадлаараа ажилладаг 24 цагийн (өдөр) тоо юм. Реакторын ашиглалтын мөчлөгийн бүрэн хүчин чадлаар ажиллах өдрүүд (түлш цэнэглэхэд шаардагдах интервалуудын хооронд) нь мөчлөгийн эхэн үед түлшний хэсгүүдэд агуулагдах задарсан уран-235 (U-235) хэмжээтэй холбоотой байдаг. Циклийн эхэнд цөм дэх U-235-ийн хувь өндөр байх тусам бүрэн хүчин чадлаараа ажиллах нь реакторыг ажиллуулах боломжийг олгоно.

Ашиглалтын мөчлөгийн төгсгөлд зарим угсралтын түлшийг "боловсруулж", буулгаж, шинэ (шинэ) түлшний угсралт хэлбэрээр солино. Мөн цөмийн түлш дэх задралын бүтээгдэхүүн хуримтлагдах энэхүү урвал нь реактор дахь цөмийн түлшний ашиглалтын хугацааг тодорхойлдог. Түлшний задралын эцсийн үйл явц эхлэхээс нэлээд өмнө реакторт удаан хугацааны нейтрон шингээх задралын бүтээгдэхүүнүүд хуримтлагдаж, гинжин урвал үүсэхээс сэргийлдэг. Реакторыг цэнэглэх явцад сольсон реакторын цөмийн эзлэх хувь нь буцалж буй усан реакторын хувьд дөрөвний нэг, даралтат усны реакторын хувьд гуравны нэг байна. Энэхүү ашигласан түлшийг зайлуулах, хадгалах нь үйлдвэрлэлийн атомын цахилгаан станцын үйл ажиллагааг зохион байгуулахад хамгийн хэцүү ажлын нэг юм. Ийм цөмийн хаягдал нь маш цацраг идэвхт бодис бөгөөд хоруу чанар нь олон мянган жилийн турш эрсдэл дагуулдаг.

Бүх реакторуудыг түлшээр цэнэглэхийн тулд ашиглалтаас гаргах шаардлагагүй; жишээлбэл, бөмбөлөг түлшний цөмтэй цөмийн реактор, RBMK реактор, хайлсан давсны реактор, Magnox, AGR, CANDU реакторууд нь станцын үйл ажиллагааны явцад түлшний элементүүдийг шилжүүлэх боломжийг олгодог. CANDU реакторт түлшний элементийн U-235 агуулгыг тохируулах байдлаар тус тусдаа түлшний элементүүдийг цөмд байрлуулах боломжтой.

Цөмийн түлшнээс гаргаж авсан энергийн хэмжээг түүний шаталт гэж нэрлэдэг бөгөөд энэ нь түлшний анхны нэгж жингийн үйлдвэрлэсэн дулааны эрчим хүчээр илэрхийлэгддэг. Түлэгдсэнийг ихэвчлэн нэг тонн хүнд металлын дулааны мегаватт хоногоор илэрхийлдэг.

Цөмийн энергийн аюулгүй байдал

Цөмийн аюулгүй байдал гэдэг нь цөмийн болон цацрагийн ослоос урьдчилан сэргийлэх, тэдгээрийн үр дагаврыг нутагшуулахад чиглэсэн үйл ажиллагааг илэрхийлдэг. Цөмийн эрчим хүч нь реакторын аюулгүй байдал, гүйцэтгэлийг сайжруулж, мөн шинэ, аюулгүй реакторын загваруудыг (ерөнхийдөө туршигдаагүй) нэвтрүүлсэн. Гэсэн хэдий ч ийм реакторуудыг төлөвлөж, барьж, найдвартай ажиллах баталгаа байхгүй. Японы Фүкүшимагийн атомын цахилгаан станцын реактор зохион бүтээгчид NRG (үндэсний судалгаа)-аас олон удаа сэрэмжлүүлгийг үл харгалзан газар хөдлөлтийн улмаас үүссэн цунами реакторыг тогтворжуулах ёстой байсан нөөц системийг зогсооно гэж төсөөлөөгүйгээс алдаа гарсан. бүлэг) болон цөмийн аюулгүй байдлын талаар Японы засаг захиргаа. UBS AG-ийн мэдээлснээр, Фүкүшима I цөмийн осол Япон зэрэг өндөр хөгжилтэй орнууд ч цөмийн аюулгүй байдлыг хангаж чадах эсэхэд эргэлзээ төрүүлж байна. Террорист халдлага зэрэг сүйрлийн хувилбарууд бас боломжтой. MIT (Массачусетсийн Технологийн Их Сургууль)-ийн салбар хоорондын баг цөмийн эрчим хүчний өсөлтийг харгалзан үзвэл 2005-2055 оны хооронд дор хаяж дөрвөн ноцтой цөмийн осол гарч болзошгүй гэж тооцоолжээ.

Цөмийн болон цацрагийн осол

Цөмийн болон цацрагийн ноцтой осол гарсан. Атомын цахилгаан станцын осолд SL-1 осол (1961), Гурван миль арлын осол (1979), Чернобылийн гамшиг (1986), Фукушима Дайчигийн цөмийн гамшиг (2011) зэрэг орно. Цөмийн хөдөлгүүртэй хөлөг онгоцны ослын тоонд К-19 (1961), К-27 (1968), К-431 (1985) дээрх реакторын осол орно.

Цөмийн реакторын станцууд дэлхийн тойрог замд дор хаяж 34 удаа гарчээ. Зөвлөлтийн нисгэгчгүй цөмийн хөдөлгүүртэй RORSAT хиймэл дагуултай холбоотой хэд хэдэн ослын үр дүнд ашигласан цөмийн түлш тойрог замаас дэлхийн агаар мандалд цацагджээ.

Байгалийн цөмийн реакторууд

Хэдийгээр задралын реакторыг орчин үеийн технологийн бүтээгдэхүүн гэж үздэг ч анхны цөмийн реакторууд байгалийн орчинд үүсдэг. Байгалийн цөмийн реактор нь баригдсан реакторыг дуурайдаг тодорхой нөхцөлд үүсч болно. Өнөөдрийг хүртэл Габон (Баруун Африк) дахь Окло ураны уурхайн хүдрийн гурван тусдаа орд дотроос арван таван хүртэлх байгалийн цөмийн реактор олдсон байна. Алдарт "үхсэн" Окло реакторуудыг анх 1972 онд Францын физикч Фрэнсис Перрин нээжээ. Ойролцоогоор 1.5 тэрбум жилийн өмнө эдгээр реакторуудад цөмийн задралын урвал үүсч, хэдэн зуун мянган жилийн турш хадгалагдаж, энэ хугацаанд дунджаар 100 кВт эрчим хүч үйлдвэрлэжээ. Байгалийн цөмийн реакторын тухай ойлголтыг 1956 онд Арканзасын их сургуульд Пол Курода онолын үүднээс тайлбарласан байдаг.

Дэлхий дээр ийм реакторууд үүсэхээ больсон: энэ асар их хугацаанд цацраг идэвхт задрал нь байгалийн уран дахь U-235-ын эзлэх хувийг гинжин урвалыг хадгалахад шаардагдах түвшнээс доогуур бууруулсан.

Байгалийн цөмийн реакторууд нь ураны баялаг ордууд газрын доорх усаар дүүрч, нейтрон зохицуулагчийн үүрэг гүйцэтгэж, чухал гинжин урвалыг эхлүүлсэн. Нейтрон зохицуулагч нь ус хэлбэрээр ууршиж, урвалыг хурдасгаж, дараа нь буцаан нягтарснаар цөмийн урвал удааширч, хайлахаас сэргийлсэн. Хагарах урвал хэдэн зуун мянган жилийн турш үргэлжилсэн.

Ийм байгалийн реакторуудыг геологийн орчинд цацраг идэвхт хаягдлыг булшлах сонирхолтой эрдэмтэд өргөнөөр судалжээ. Тэд дэлхийн царцдасын давхаргаар цацраг идэвхт изотопууд хэрхэн шилжин суурьших тухай жишээ судалгааг санал болгож байна. Энэ нь геологийн хог хаягдлыг шүүмжилдэг хүмүүсийн гол зүйл бөгөөд хаягдал дахь изотопууд нь усны хангамжид орж, байгаль орчинд нүүж болзошгүй гэж эмээдэг.

Цөмийн энергийн байгаль орчны асуудал

Цөмийн реактор нь бага хэмжээний тритиум болох Sr-90-ыг агаар болон гүний усанд гаргадаг. Тритиумаар бохирдсон ус нь өнгө, үнэргүй байдаг. Sr-90-ийг их тунгаар хэрэглэх нь амьтдын ясны хорт хавдар, лейкеми өвчний эрсдэлийг нэмэгдүүлдэг.

Цөмийн реактор гэдэг нь энерги ялгаруулж, хяналттай цөмийн гинжин урвал явагддаг төхөөрөмж юм.

Өгүүллэг

1942 оны 12-р сард цөмийн задралын бие даасан хяналттай гинжин урвал (товчлон хэлбэл гинжин урвал) анх удаа хийгдсэн. Хэсэг физикчид Чикагогийн их сургууль, ахлуулсан Э.Ферми, нэртэй дэлхийн анхны цөмийн реакторыг барьсан SR-1. Энэ нь бал чулуун блокуудаас бүрдэх бөгөөд тэдгээрийн хооронд байгалийн уран ба түүний давхар ислийн бөмбөлгүүдийг байрлуулсан байв. Цөмийн задралын дараа хурдан нейтронууд гарч ирдэг 235U, графитаар дулааны энерги болгон удаашруулж, улмаар шинэ цөмийн хуваагдлыг үүсгэсэн. Ихэнх хуваагдал нь дулааны нейтроны нөлөөн дор явагддаг SR-1 гэх мэт реакторуудыг дулааны нейтрон реактор гэж нэрлэдэг. Тэд урантай харьцуулахад маш их зохицуулагч агуулдаг.

IN ЗХУРеакторыг эхлүүлэх, ажиллуулах, удирдах онцлог шинж чанаруудын онолын болон туршилтын судалгааг академич тэргүүтэй физикч, инженерүүдийн бүлэг гүйцэтгэсэн. I. V. Курчатова. Зөвлөлтийн анхны реактор F1 1946 оны 12-р сарын 25-нд хүнд нөхцөлд байрлуулсан.Ф-1 реактор нь бал чулуун блокоор хийгдсэн бөгөөд ойролцоогоор 7,5 м диаметртэй бөмбөг хэлбэртэй, 6 м диаметртэй бөмбөгний төв хэсэгт уран графит блокуудын нүхээр саваа байрлуулна. F-1 реакторын судалгааны үр дүн нь илүү нарийн төвөгтэй үйлдвэрлэлийн реакторуудын төслүүдийн үндэс суурь болсон. 1949 онд плутони үйлдвэрлэх реактор ашиглалтад орж, 1954 оны 6-р сарын 27-нд Обнинск хотод 5 МВт-ын цахилгаан хүчин чадалтай дэлхийн анхны атомын цахилгаан станц ашиглалтад оржээ.

Дизайн ба үйл ажиллагааны зарчим

Эрчим хүч гаргах механизм

Бодисын хувиргалт нь тухайн бодис энергийн нөөцтэй тохиолдолд л чөлөөт энерги ялгардаг. Сүүлийнх нь бодисын бичил хэсгүүд нь шилжилтийн өөр боломжит төлөвөөс илүү тайван энергитэй төлөвт байна гэсэн үг юм. Аяндаа шилжих нь эрчим хүчний саадаар үргэлж саад болдог бөгөөд үүнийг даван туулахын тулд микро бөөм нь гаднаас тодорхой хэмжээний энерги авах ёстой - өдөөх энерги. Экзоэнергетик урвал нь өдөөлтийн дараах хувирал нь үйл явцыг өдөөхөд шаардагдахаас илүү их энерги ялгардаг явдал юм. Энергийн саадыг даван туулах хоёр арга бий: мөргөлдөж буй бөөмсийн кинетик энерги, эсвэл нэгдэх бөөмийн холболтын энерги.

Хэрэв бид энерги ялгарах макроскопийн масштабыг санаж байвал бодисын бүх хэсгүүд эсвэл хамгийн багадаа зарим хэсэг нь урвалыг өдөөхөд шаардлагатай кинетик энергитэй байх ёстой. Энэ нь зөвхөн орчны температурыг дулааны хөдөлгөөний энерги нь үйл явцын явцыг хязгаарлах энергийн босгонд ойртуулах утгыг нэмэгдүүлэх замаар л боломжтой юм. Молекулын хувиргалт, өөрөөр хэлбэл химийн урвалын хувьд ийм өсөлт нь ихэвчлэн Кельвин хэдэн зуун градус байдаг, харин цөмийн урвалын хувьд энэ нь хамгийн багадаа 107 ° K байдаг тул мөргөлдөж буй бөөмүүдийн Кулон саадын өндөр өндөр байдаг. Практикт цөмийн урвалын дулааны өдөөлтийг зөвхөн Кулоны саад тотгор багатай (термоядролын нэгдэл) хамгийн хөнгөн цөмүүдийн нийлэгжилтийн үед гүйцэтгэдэг. Бөөмүүдийг нэгтгэх замаар өдөөх нь их хэмжээний кинетик энерги шаарддаггүй тул орчны температураас хамаардаггүй, учир нь энэ нь бөөмсийн татах хүчд агуулагдах ашиглагдаагүй холбооноос болж үүсдэг. Гэхдээ урвалыг өдөөхөд бөөмс нь өөрөө шаардлагатай байдаг. Хэрэв бид дахин урвалын бие даасан үйлдэл биш, харин макроскопийн хэмжээнд эрчим хүч үйлдвэрлэхийг хэлж байгаа бол энэ нь гинжин урвал үүсэх үед л боломжтой юм. Сүүлийнх нь урвалыг өдөөдөг хэсгүүд нь экзоэнергетик урвалын бүтээгдэхүүн болж дахин гарч ирэх үед үүсдэг.

Нэг төрлийн бус дулааны нейтрон реакторын бүдүүвч бүтэц1 - хяналтын саваа; 2 - биологийн хамгаалалт; 3 - дулааны хамгаалалт; 4 - зохицуулагч; 5 - цөмийн түлш; 6 - хөргөлтийн шингэн.

Гетероген дулааны нейтрон реакторын бүдүүвч зураг төсөл

хяналтын саваа;

биологийн хамгаалалт;

дулааны хамгаалалт;

зохицуулагч;

цөмийн түлш;

хөргөлтийн шингэн.

Дизайн

Аливаа цөмийн реактор нь дараахь хэсгүүдээс бүрдэнэ.

Цөмийн түлш, зохицуулагчтай цөм;

Цөмийг тойрсон нейтрон тусгал;

Хөргөлтийн шингэн;

Гинжин урвалын хяналтын систем, түүний дотор онцгой байдлын хамгаалалт

Цацрагийн хамгаалалт

Алсын удирдлагатай систем

Реакторын гол шинж чанар нь түүний гаралтын хүч юм. 1 МВт чадал нь 1 секундэд 3·1016 хуваагдах гинжин урвалтай тохирч байна.

Үйл ажиллагааны физик зарчим

Цөмийн реакторын одоогийн төлөвийг үр дүнтэй нейтрон үржүүлэх хүчин зүйл k эсвэл реактив ρ-ээр тодорхойлж болох бөгөөд эдгээр нь дараахь хамаарлаар холбогдоно.

Эдгээр хэмжигдэхүүнүүдийн хувьд дараах утгууд нь ердийн зүйл юм.

k > 1 - гинжин урвал нь цаг хугацааны явцад нэмэгдэж, реактор нь хэт эгзэгтэй байдалд байгаа, түүний реактив байдал ρ > 0;

к< 1 — реакция затухает, реактор — подкритичен, ρ < 0;

k = 1, ρ = 0 - цөмийн задралын тоо тогтмол, реактор тогтвортой эгзэгтэй байдалд байна.

Цөмийн реакторын эгзэгтэй нөхцөл:

ω нь реакторын цөмд шингэсэн реакторт үүссэн нейтроны нийт тооны хэсэг буюу эцсийн эзэлхүүнээс гоожихоос зайлсхийх нейтроны магадлал юм.

k 0 нь хязгааргүй том цөм дэх нейтрон үржүүлэх хүчин зүйл юм.

Үржүүлэх хүчин зүйлийг нэгдмэл байдалд буцаах нь нейтронуудын үржүүлэлтийг тэдгээрийн алдагдалтай тэнцвэржүүлэх замаар хийгддэг. Үнэн хэрэгтээ алдагдлын хоёр шалтгаан бий: хуваагдалгүйгээр барьж авах, үржүүлгийн орчноос гадуур нейтрон алдагдах.

Энэ нь илт байна к< k0, поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе данного состава k0 < 1, то цепная самоподдерживающаяся реакция невозможна как в бесконечном, так и в любом конечном объёме. Таким образом, k0 определяет принципиальную способность среды размножать нейтроны

Дулааны реакторын хувьд k0-ийг "4 хүчин зүйлийн томъёо" гэж нэрлэж болно.

μ — нейтроныг хурдан үржүүлэх хүчин зүйл;

φ нь резонансын барихаас зайлсхийх магадлал;

θ—дулааны нейтроны ашиглалтын коэффициент;

η нь шингээлтэд ногдох нейтроны гарц юм.

Орчин үеийн эрчим хүчний реакторуудын эзэлхүүн нь хэдэн зуун м3 хүрч чаддаг бөгөөд голчлон эгзэгтэй нөхцлөөр бус дулааныг зайлуулах чадвараар тодорхойлогддог.

Цөмийн реакторын эгзэгтэй эзэлхүүн нь эгзэгтэй байдалд байгаа реакторын цөмийн эзэлхүүн юм. Критик масс нь эгзэгтэй байдалд байгаа реактор дахь задрах материалын масс юм.

Усны нейтрон тусгал бүхий цэвэр хуваагдмал изотопуудын давсны усан уусмалын түлш нь хамгийн бага критик масстай байдаг. 235 U-ийн хувьд энэ масс 0.8 кг, 239 Pu - 0.5 кг байна. Онолын хувьд 251 Cf нь хамгийн бага чухал масстай бөгөөд энэ утга нь ердөө 10 г байна.

Нейтроны нэвчилтийг багасгахын тулд цөмд бөмбөрцөг хэлбэртэй эсвэл бөмбөрцөг хэлбэртэй ойрхон, жишээлбэл, богино цилиндр эсвэл шоо хэлбэртэй байдаг, учир нь эдгээр тоонууд нь гадаргуугийн талбайн эзлэхүүний харьцаа хамгийн бага байдаг.

Хэдийгээр (e - 1) утга нь ихэвчлэн бага байдаг ч том цөмийн реакторуудын хувьд (K∞ - 1) хурдан нейтрон үржүүлэх үүрэг нэлээд том байдаг.<< 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.

Гинжин урвалыг эхлүүлэхийн тулд ураны цөмийн аяндаа задрах явцад үүссэн нейтронууд ихэвчлэн хангалттай байдаг. Түүнчлэн реакторыг эхлүүлэхийн тулд нейтроны гадаад эх үүсвэрийг ашиглах боломжтой, жишээлбэл, Ra ба Be, 252 Cf эсвэл бусад бодисын холимог.

Иодын нүх

Иодын нүх гэдэг нь цөмийн реакторыг унтраасны дараа үүсэх төлөв бөгөөд ксеноны (135 Xe) богино хугацааны изотопын хуримтлалаар тодорхойлогддог. Энэ үйл явц нь мэдэгдэхүйц сөрөг урвалын түр зуурын харагдах байдалд хүргэдэг бөгөөд энэ нь эргээд реакторыг тодорхой хугацаанд (ойролцоогоор 1-2 хоног) дизайны хүчин чадалд нь оруулах боломжгүй болгодог.

Ангилал

Ашиглалтын шинж чанараараа

Ашиглалтын шинж чанараас хамааран цөмийн реакторуудыг дараахь байдлаар хуваана.

Цөмийн реакторыг зохион бүтээх, ажиллуулахад чухал ач холбогдолтой янз бүрийн физик хэмжигдэхүүнийг судлах зориулалттай туршилтын реакторууд; ийм реакторын хүч хэд хэдэн кВт-аас хэтрэхгүй;

Цөмд үүссэн нейтрон ба γ-квантуудын урсгалыг цөмийн физик, хатуу биетийн физик, цацрагийн хими, биологийн чиглэлээр судалгаа хийх, эрчимтэй нейтроны урсгалд ажиллах зориулалттай материалыг турших зорилгоор ашигладаг судалгааны реакторууд (үүнд . хэсэг). цөмийн реакторын), изотоп үйлдвэрлэхэд зориулагдсан. Судалгааны реакторын хүч 100 МВт-аас хэтрэхгүй; Гарсан энерги нь дүрмээр бол ашиглагддаггүй.

Цөмийн зэвсэгт ашигладаг изотопуудыг үйлдвэрлэхэд ашигладаг изотоп (зэвсэг, үйлдвэрлэлийн) реакторууд, жишээ нь 239Pu.

Эрчим хүчний салбарт ашигладаг цахилгаан болон дулааны эрчим хүчийг үйлдвэрлэх, усыг давсгүйжүүлэх, усан онгоцны цахилгаан станцыг жолоодох гэх мэт зориулалттай эрчим хүчний реакторууд; Орчин үеийн эрчим хүчний реакторын дулааны хүч 3-5 ГВт хүрдэг.

Нейтроны спектрийн дагуу

Дулааны нейтрон реактор ("дулааны реактор")

Хурдан нейтрон реактор ("хурдан реактор")

Завсрын нейтрон реактор

Шатахууны байршлаар

Түлшийг блок хэлбэрээр цөмд салангид байрлуулсан, тэдгээрийн хооронд зохицуулагч байдаг гетероген реакторууд;

Түлш ба зохицуулагч нь нэгэн төрлийн холимог (нэг төрлийн систем) байдаг нэгэн төрлийн реакторууд.

Гетероген реактор дахь цөмийн түлшний блокуудыг түлшний элементүүд (түлшний элементүүд) гэж нэрлэдэг бөгөөд тэдгээр нь ердийн торны зангилааны гол хэсэгт байрладаг бөгөөд эсүүдийг үүсгэдэг.

Түлшний төрлөөр

Баяжуулах зэргээр:

Байгалийн уран

Хөнгөн баяжуулсан уран

Цэвэр хуваагдмал изотоп

Химийн найрлагаар:

металл У

UO 2 (ураны давхар исэл)

UC (ураны карбид) гэх мэт.

Хөргөлтийн төрлөөр

H 2 O (ус, ус-усны реакторыг үзнэ үү)

Хий, (Графит хийн реакторыг үзнэ үү)

Органик хөргөлттэй реактор

Шингэн металл хөргөлттэй реактор

Хайлсан давсны реактор

Модераторын төрлөөр

C (графит, Графит-хийн реактор, Графит-усны реакторыг үзнэ үү)

H 2 O (ус, Хөнгөн усны реактор, Усны усны реактор, VVER-ийг үзнэ үү)

D 2 O (хүнд ус, Хүнд усны цөмийн реактор, CANDU-г үзнэ үү)

Металл гидридүүд

Сааруулагчгүй

Дизайнаар

Усан онгоцны реакторууд

Сувгийн реакторууд

Уур үүсгэх аргаар

Гадаад уурын генератор бүхий реактор

Буцалж буй реактор

21-р зууны эхэн үед хамгийн түгээмэл нь дулааны нейтроныг ашигладаг H 2 O, C, D 2 O ба хөргөлтийн бодисууд - H 2 O, хий, D 2 O, жишээлбэл, ус-ус VVER ашигладаг нэг төрлийн бус цөмийн реакторууд юм. , RBMK суваг.

Хурдан реакторууд ч бас ирээдүйтэй. Тэдгээрийн түлш нь 238U бөгөөд энэ нь дулааны реакторуудтай харьцуулахад цөмийн түлшний хэрэглээг 10 дахин нэмэгдүүлэх боломжийг олгодог бөгөөд энэ нь цөмийн эрчим хүчний нөөцийг ихээхэн нэмэгдүүлдэг.

Реакторын материал

Реакторуудыг барьсан материалууд нь нейтрон, γ-квант, хуваагдлын хэсгүүдийн талбарт өндөр температурт ажилладаг. Тиймээс бусад технологийн салбарт хэрэглэгддэг бүх материал нь реакторын барилгын ажилд тохиромжгүй байдаг. Реакторын материалыг сонгохдоо тэдгээрийн цацрагийн эсэргүүцэл, химийн идэвхгүй байдал, шингээлтийн хөндлөн огтлол болон бусад шинж чанаруудыг харгалзан үздэг.

Түлшний элементийн бүрхүүл, суваг, зохицуулагч (цацруулагч) нь жижиг шингээлтийн хөндлөн огтлолтой материалаар хийгдсэн байдаг. Нейтроныг сул шингээдэг материалыг ашиглах нь нейтроны дэмий хэрэглээг бууруулж, цөмийн түлшний ачааллыг бууруулж, нейтроны нөхөн үржихүйн коэффициентийг нэмэгдүүлдэг. Шингээгч бариулын хувьд эсрэгээр, их хэмжээний шингээх хөндлөн огтлолтой материал тохиромжтой. Энэ нь реакторыг удирдахад шаардагдах саваа тоог эрс багасгадаг.

Хурдан нейтрон, γ-квант болон хуваагдлын хэсгүүд нь бодисын бүтцийг гэмтээдэг. Иймд хатуу биетэд хурдан нейтронууд атомуудыг болор торноос гаргаж, эсвэл байрнаас нь хөдөлгөдөг. Үүний үр дүнд материалын хуванцар шинж чанар, дулаан дамжилтын чанар мууддаг. Нарийн нийлмэл молекулууд нь цацрагийн нөлөөгөөр энгийн молекулууд эсвэл бүрдүүлэгч атомууд болж задардаг. Жишээлбэл, ус нь хүчилтөрөгч, устөрөгч болон задардаг. Энэ үзэгдлийг усны радиолиз гэж нэрлэдэг.

Материалын цацрагийн тогтворгүй байдал нь өндөр температурт бага нөлөө үзүүлдэг. Атомуудын хөдөлгөөн маш их болж, болор торноос тасарсан атомууд байрандаа буцаж ирэх эсвэл устөрөгч ба хүчилтөрөгчийг усны молекул болгон нэгтгэх магадлал эрс нэмэгддэг. Тиймээс усны радиолиз нь эрчим хүчний буцалгадаггүй реакторуудад (жишээлбэл, VVER) ач холбогдолгүй байдаг бол хүчирхэг судалгааны реакторуудад их хэмжээний тэсрэх хольц ялгардаг. Реакторууд үүнийг шатаах тусгай системтэй байдаг.

Реакторын материалууд бие биентэйгээ харьцдаг (хөргөлтийн болон цөмийн түлш бүхий түлшний бүрээс, хөргөлтийн болон зохицуулагчтай түлшний кассет гэх мэт). Мэдээжийн хэрэг, холбоо барих материал нь химийн хувьд идэвхгүй (нийцтэй) байх ёстой. Үл нийцэх жишээ нь уран ба халуун ус химийн урвалд орох явдал юм.

Ихэнх материалын хувьд бат бэх шинж чанар нь температур нэмэгдэх тусам огцом мууддаг. Эрчим хүчний реакторуудад бүтцийн материалууд өндөр температурт ажилладаг. Энэ нь барилгын материалын сонголтыг хязгаарладаг, ялангуяа цахилгаан реакторын өндөр даралтыг тэсвэрлэх ёстой хэсгүүдийн хувьд.

Цөмийн түлшний шаталт ба нөхөн үржихүй

Цөмийн реакторыг ажиллуулах явцад түлшний задралын хэсгүүд хуримтлагдсанаас түүний изотоп, химийн найрлага өөрчлөгдөж, трансуран элементүүд, гол төлөв Пу изотопууд үүсдэг. Цөмийн реакторын реакторын задралын фрагментуудын нөлөөг хордлого (цацраг идэвхт хэсгүүдийн хувьд) ба шаар (тогтвортой изотопуудын хувьд) гэж нэрлэдэг.

Реакторын хордлогын гол шалтгаан нь 135 Xe бөгөөд энэ нь хамгийн их нейтрон шингээх хөндлөн огтлолтой (2.6 106 амбаар). Хагас задралын хугацаа 135 Xe T½ = 9.2 цаг; Хагарлын гарц нь 6-7% байна. 135Xe-ийн гол хэсэг нь 135I-ийн задралын үр дүнд үүсдэг (T½ = 6.8 цаг). Хордлогын үед Цеф 1-3%-иар өөрчлөгдөнө. 135 Xe-ийн том шингээлтийн хөндлөн огтлол ба завсрын изотоп 135 I байгаа нь хоёр чухал үзэгдэлд хүргэдэг.

135 Xe-ийн концентраци нэмэгдэж, улмаар реакторыг зогсоосны дараа эсвэл хүчийг бууруулсны дараа реакторын идэвхжил буурах ("иодын нүх") нь богино хугацааны зогсолт, гаралтын чадлын хэлбэлзлийг боломжгүй болгодог. . Зохицуулах байгууллагуудад реактив байдлын нөөцийг нэвтрүүлэх замаар энэ нөлөөг даван туулдаг. Иодын худгийн гүн ба үргэлжлэх хугацаа нь нейтроны урсгалаас Ф хамаарна: Ф = 5·1018 нейтрон/(см 2 ·сек) үед иодын худгийн үргэлжлэх хугацаа ˜ 30 цаг, гүн нь суурингаас 2 дахин их байна. 135 Xe хордлогын улмаас Kef-ийн өөрчлөлт.

Хордлогын улмаас нейтрон F урсгалын орон зайн цаг хугацааны хэлбэлзэл, улмаар реакторын хүчин чадалд үүсч болно. Эдгээр хэлбэлзэл нь Ф > 1018 нейтрон/(см 2 сек) болон реакторын том хэмжээтэй үед үүсдэг. Хэлбэлзлийн хугацаа ˜ 10 цаг.

Цөмийн хуваагдал нь олон тооны тогтвортой фрагментуудыг үүсгэдэг бөгөөд тэдгээр нь хуваагдмал изотопын шингээлтийн хөндлөн огтлолтой харьцуулахад шингээлтийн хөндлөн огтлолоор ялгаатай байдаг. Их хэмжээний шингээлтийн хөндлөн огтлолтой хэсгүүдийн концентраци нь реакторын ашиглалтын эхний хэдэн өдрийн дотор ханасан хэмжээнд хүрдэг. Энэ нь голчлон 149Sm бөгөөд Kef-ийг 1%-иар өөрчилдөг. Шингээх хөндлөн огтлолтой жижиг хэсгүүдийн концентраци ба тэдгээрийн сөрөг урвал нь цаг хугацааны явцад шугаман нэмэгддэг.

Цөмийн реакторт трансуран элемент үүсэх нь дараахь схемийн дагуу явагддаг.

235 U + n → 236 U + n → 237 U →(7 хоног)→ 237 Np + n → 238 Np →(2.1 хоног)→ 238 Пу

238 U + n → 239 U →(23 мин)→ 239 Np →(2.3 хоног)→ 239 Пу (+ хэлтэрхий) + n → 240 Пу + n → 241 Пу ​​(+ фрагмент) + n → 242 Пу + n → 243 Пу →(5 цаг)→ 243 цаг + н → 244 цаг →(26 мин)→ 244 см

Сумны хоорондох хугацаа нь хагас задралын хугацааг, "+n" нь нейтрон шингээлтийг илэрхийлдэг.

Реакторын үйл ажиллагааны эхэн үед 239 Pu шугаман хуримтлал үүсч, хурдан (тогтмол шаталт 235 U) байх тусам ураны баяжуулалт бага байдаг. Цаашилбал, 239 Pu-ийн концентраци нь тогтмол утгатай байх хандлагатай байдаг бөгөөд энэ нь баяжуулалтын зэргээс хамаардаггүй, харин 238 U ба 239 Pu-ийн нейтрон барих хөндлөн огтлолын харьцаагаар тодорхойлогддог. Тэнцвэрийн концентрацийг бий болгох онцлог хугацаа 239 Pu ˜ 3/F жил (F нь 1013 нейтрон/см 2 × сек). 240 Pu ба 241 Pu изотопууд нь цөмийн түлшийг нөхөн сэргээсний дараа цөмийн реакторт түлшийг дахин шатаах үед л тэнцвэрийн концентрацид хүрдэг.

Цөмийн түлшний шаталт нь реактороос 1 түлш тутамд ялгарах нийт эрчим хүчээр тодорхойлогддог. Энэ утга нь:

˜ 10 ГВт өдөр/т - хүнд усны реактор;

˜ 20-30 ГВт хоног/т - сул баяжуулсан уран ашигласан реакторууд (2-3% 235U);

100 ГВт хүртэл хоног/т - хурдан нейтрон реакторууд.

Өдөрт 1 ГВт-ын шаталт нь цөмийн түлшний 0.1% -ийн шаталттай тохирч байна.

Түлш шатах тусам реакторын урвалын чадвар буурдаг. Шатаасан түлшийг солих ажлыг бүхэлд нь эсвэл аажмаар хийж, янз бүрийн "настай" түлшний савааг ажиллуулдаг. Энэ горимыг тасралтгүй цэнэглэх гэж нэрлэдэг.

Түлшний бүрэн өөрчлөлтийн хувьд реактор нь нөхөн олговор авах шаардлагатай илүүдэл реактив чадвартай байдаг бол хоёр дахь тохиолдолд реакторыг анх эхлүүлэх үед л нөхөн олговор шаардагдана. Үргэлжилсэн хэт ачаалал нь реакторын реактивийг задралын изотопуудын дундаж агууламжаар тодорхойлдог тул шатаах гүнийг нэмэгдүүлэх боломжтой болгодог.

Ачаалагдсан түлшний масс нь суллагдсан энергийн "жин" -ээс шалтгаалан ачаагүй түлшний массаас давсан байна. Реактор унтарсны дараа юуны түрүүнд нейтрон саатсан задралын улмаас, дараа нь 1-2 минутын дараа задралын хэсгүүд болон трансуран элементүүдийн β-, γ-цацрагын нөлөөгөөр түлш дэх энерги ялгарсаар байна. Хэрэв реактор унтрахаасаа өмнө хангалттай удаан ажилласан бол унтарсны дараа 2 минутын дараа эрчим хүчний ялгаралт ойролцоогоор 3%, 1 цагийн дараа - 1%, 24 цагийн дараа - 0.4%, жилийн дараа - 0.05% байна.

Цөмийн реакторт үүссэн хуваагдмал Пу изотопын хэмжээг шатсан 235 U хэмжээтэй харьцуулсан харьцааг хувиргах коэффициент KK гэнэ. Баяжилт, шаталт буурах тусам KK-ийн утга нэмэгддэг. Байгалийн уран ашиглаж байгаа хүнд усны реакторын хувьд 10 ГВт хоног/т шатаах үед КК = 0.55, бага зэрэг шаталтанд (энэ тохиолдолд КК-ийг анхны плутонийн коэффициент гэж нэрлэдэг) KK = 0.8 байна. Хэрэв цөмийн реактор шатаж ижил изотопууд (үржүүлэгч реактор) гарвал үржлийн хурдыг шатаах хурдтай харьцуулсан харьцааг үржлийн хүчин зүйл KB гэнэ. Дулааны нейтроныг ашиглан цөмийн реакторуудад KV< 1, а для реакторов на быстрых нейтронах КВ может достигать 1,4—1,5. Рост КВ для реакторов на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что, особенно в случае 239 Pu, для быстрых нейтронов g растёт, а а падает.

Цөмийн реакторын хяналт

Цөмийн реактор ашиглалтын эхэнд реактивын нөөцтэй байж л өгөгдсөн хүчин чадлаар удаан ажиллах боломжтой. Реакторт болж буй процессууд нь орчны үржих шинж чанарыг доройтуулж, реактивыг сэргээх механизмгүй бол реактор богино хугацаанд ч ажиллах боломжгүй болно. Анхны реактив нөөцийг чухал хэмжээнээс ихээхэн давсан хэмжээс бүхий цөм байгуулах замаар бий болгодог. Реакторыг хэт эгзэгтэй болгохоос сэргийлэхийн тулд нейтрон шингээгч бодисыг цөмд оруулдаг. Шингээгч нь цөм дэх холбогдох сувгийн дагуу хөдөлдөг хяналтын саваа материалын нэг хэсэг юм. Түүнээс гадна, хэрэв зохицуулалт хийхэд хэдхэн саваа хангалттай байвал эхний илүүдэл урвалыг нөхөхийн тулд савааны тоо хэдэн зуун хүрч болно. Нөхөн олговрын саваа нь реакторын цөмөөс аажмаар салгагдаж, ашиглалтын бүх хугацаанд эгзэгтэй байдлыг хангадаг. Түлэгдэлтийн нөхөн олговорыг тусгай шингээгч ашиглан хийж болох бөгөөд тэдгээрийн үр нөлөө нь нейтрон (Cd, B, газрын ховор элемент) эсвэл шингээгч бодисын уусмалыг зохицуулагчаар авах үед буурдаг.

Цөмийн реакторын удирдлага нь задралын үед зарим нейтронууд нь 0.2-55 секундын хооронд хэлбэлзэх хугацаатай хэсгүүдээс нисдэг тул хялбаршуулсан байдаг. Үүний ачаар нейтроны урсгал, үүний дагуу хүч нь нэлээд жигд өөрчлөгдөж, шийдвэр гаргах, реакторын төлөвийг гаднаас нь өөрчлөх цаг өгдөг.

Цөмийн реакторыг хянахын тулд хяналт, хамгаалалтын системийг (CPS) ашигладаг. CPS байгууллагуудыг дараахь байдлаар хуваана.

Яаралтай байдал, яаралтай тусламжийн дохио гарч ирэх үед реактив байдлыг багасгах (реакторт сөрөг урвал оруулах);

Тогтмол нейтроны урсгалыг F (өөрөөр хэлбэл гаралтын хүч) -ийг хадгалах автомат зохицуулагч;

Нөхөн олговор, хордлого, шаталт, температурын нөлөөг нөхөх үйлчилгээтэй.

Ихэнх тохиолдолд реакторыг удирдахын тулд цөмд оруулж, нейтроныг (Cd, B гэх мэт) хүчтэй шингээдэг материалаар хийсэн савааг ашигладаг. Савааны хөдөлгөөнийг нейтроны урсгалын хэмжээнд мэдрэмтгий төхөөрөмжүүдийн дохион дээр үндэслэн ажилладаг тусгай механизмаар удирддаг.

Сөрөг температурын урвалын коэффициент бүхий реакторуудын хувьд хяналтын бариудын ажиллагааг мэдэгдэхүйц хялбаршуулсан (температур нэмэгдэх тусам r буурдаг).

Реакторын төлөв байдлын талаархи мэдээлэлд үндэслэн тусгай компьютерийн цогцолбор нь операторын реакторын төлөвийг өөрчлөх зөвлөмжийг гаргадаг, эсвэл тодорхой хязгаарт реакторыг операторын оролцоогүйгээр удирддаг.

Гинжин урвалын урьдчилан таамаглаагүй гамшгийн хөгжил гарсан тохиолдолд реактор бүрийг яаралтай тусламжийн саваа эсвэл аюулгүйн саваа цөмд буулгах замаар гинжин урвалыг яаралтай зогсоохоор хангадаг - онцгой байдлын хамгаалалтын систем.

Мөн шаардлагатай бол реакторыг хурдан хөргөнө, тэдгээрийг ашигладаг нэг хувин усТэгээд мөс.

Цөмийн реакторын хөргөлт (1.106 хувилбар хүртэл)

• Хөргөх саваа нь 10,000 эТ хадгалах боломжтой бөгөөд секунд тутамд 1 эТ-ээр хөрнө.
• Реакторын бүрээс нь мөн 10,000 эТ-ыг хадгалж, секунд тутамд 10% -ийн 1 эТ (дунджаар 0.1 эТ) хөргөнө. Термоплатаар дамжуулан түлшний элементүүд болон дулаан түгээгч нь илүү олон тооны хөргөлтийн элементүүдэд дулааныг түгээх боломжтой.
• Дулаан түгээгч нь 10,000 эТ-ыг хадгалахаас гадна ойролцоох элементүүдийн дулааны түвшинг тэнцвэржүүлдэг боловч тус бүрдээ 6 эТ/с-ээс ихгүй дахин хуваарилдаг. Мөн 25 eT/s хүртэл дулааныг биед дахин хуваарилдаг.
• Идэвхгүй хөргөлт.

• Цөмийн реакторын эргэн тойрон дахь 3х3х3 талбайд реакторыг тойрсон агаарын блок бүр савыг 0.25 эТ/с, усны блок бүр 1 эТ/с хөргөнө.
• Үүнээс гадна дотоод агааржуулалтын системийн ачаар реактор өөрөө 1 eT/s-ээр хөргөнө.
• Нэмэлт реакторын камер бүрийг мөн агааржуулж, орон сууцыг өөр 2 eT/s-ээр хөргөнө.
• Гэхдээ хэрэв 3х3х3 бүсэд лаавын блокууд (эх үүсвэр эсвэл урсгал) байгаа бол тэдгээр нь их биеийн хөргөлтийг 3 eT/s-ээр бууруулдаг. Мөн ижил талбайд шатаж буй гал нь хөргөлтийг 0.5 eT/s-ээр бууруулдаг.

• Яаралтай хөргөлт (1.106 хувилбар хүртэл).

• Цөмд тавьсан хувин ус нь цөмийн реакторын савыг дор хаяж 4000 эТ-аар халаавал 250 эТ-аар хөргөнө.
• Мөс нь 300 эТ-ээс багагүй халсан тохиолдолд биеийг 300 эТ-ээр хөргөнө.

Цөмийн реакторын ангилал

Цөмийн реакторууд нь өөрийн гэсэн ангилалтай: MK1, MK2, MK3, MK4, MK5. Төрөл нь дулаан, эрчим хүчний ялгаралтаас гадна бусад шинж чанараар тодорхойлогддог. MK1 нь хамгийн аюулгүй боловч хамгийн бага эрчим хүч үйлдвэрлэдэг. MK5 нь тэсрэх магадлал өндөртэй хамгийн их энерги гаргадаг.

MK1

Огт халдаггүй, үүнтэй зэрэгцэн хамгийн бага эрчим хүч гаргадаг хамгийн найдвартай реактор. Хоёр дэд төрөлд хуваагдана: MK1A - хүрээлэн буй орчноос үл хамааран ангийн нөхцөлийг хангасан нэг ба MK1B - 1-р ангиллын стандартыг дагаж мөрдөхийн тулд идэвхгүй хөргөлт шаарддаг.

MK2

Бүрэн хүчин чадлаараа ажиллаж байхдаа нэг циклд 8500 эТ-аас илүү халдаггүй реакторын хамгийн оновчтой төрөл (түлшний саваа бүрэн цэнэггүй болох хугацаа буюу 10,000 секунд). Тиймээс энэ нь дулаан/эрчим хүчний хамгийн оновчтой тохирол юм. Эдгээр төрлийн реакторуудын хувьд MK2x гэсэн тусдаа ангилал байдаг бөгөөд x нь реакторын хэт халалтгүйгээр ажиллах циклийн тоо юм. Тоо нь 1 (нэг мөчлөг) -ээс E (16 цикл ба түүнээс дээш) хүртэл байж болно. MK2-E нь бараг мөнхийн байдаг тул бүх цөмийн реакторуудын стандарт юм. (Өөрөөр хэлбэл, 16-р мөчлөг дуусахаас өмнө реактор 0 eT хүртэл хөргөх цагтай болно)

MK3

Ус/хайлах блокуудыг ууршуулахгүйгээр бүтэн циклийн 1/10-аас багагүй хугацаанд ажиллах чадвартай реактор. MK1 ба MK2-ээс илүү хүчтэй боловч нэмэлт хяналт шаарддаг, учир нь хэсэг хугацааны дараа температур нь маш чухал түвшинд хүрч чаддаг.

MK4

Бүтэн циклийн 1/10-аас багагүй хугацаанд тэсрэлтгүй ажиллах чадвартай реактор. Хамгийн их анхаарал шаарддаг цөмийн реакторуудын хамгийн хүчирхэг нь. Байнгын хяналт шаарддаг. Анх удаагаа ойролцоогоор 200,000-аас 1,000,000 eE ялгаруулж байна.

MK5

5-р ангиллын цөмийн реакторууд ажиллах боломжгүй бөгөөд голчлон дэлбэрч байгааг нотлоход ашигладаг. Хэдийгээр энэ ангиллын функциональ реактор хийх боломжтой ч үүнийг хийх нь утгагүй юм.

Нэмэлт ангилал

Хэдийгээр реакторууд аль хэдийн 5 ангитай байсан ч реакторууд заримдаа хэд хэдэн жижиг, гэхдээ хөргөлтийн төрөл, үр ашиг, гүйцэтгэлийн чухал дэд ангилалд хуваагддаг.

Хөргөх

-СУХ(нэг удаагийн хөргөлтийн шингэн - хөргөлтийн элементүүдийн нэг удаагийн хэрэглээ)

• 1.106 хувилбараас өмнө энэхүү тэмдэглэгээ нь реакторыг яаралтай хөргөхийг (хувинтай ус эсвэл мөс ашиглан) зааж өгсөн. Ерөнхийдөө ийм реакторыг маш ховор ашигладаг эсвэл огт ашигладаггүй, учир нь реактор нь хяналтгүйгээр удаан ажиллахгүй байж болно. Үүнийг ихэвчлэн Mk3 эсвэл Mk4-д ашигладаг байсан.
• 1.106 хувилбарын дараа дулааны конденсаторууд гарч ирэв. -SUC дэд анги нь одоо хэлхээнд дулааны конденсатор байгааг илтгэнэ. Тэдний дулааны багтаамжийг хурдан сэргээх боломжтой боловч энэ нь улаан тоос эсвэл номиныг зарцуулах шаардлагатай болно.

Үр ашиг

Үр ашиг гэдэг нь түлшний саваагаар үйлдвэрлэсэн импульсийн дундаж тоо юм. Товчоор хэлбэл, энэ нь реакторын үйл ажиллагааны үр дүнд олж авсан сая сая энергийн тоог түлшний саваа тоонд хуваасан тоо юм. Гэхдээ баяжуулах хэлхээний хувьд импульсийн нэг хэсэг нь баяжуулахад зарцуулагддаг бөгөөд энэ тохиолдолд үр ашиг нь хүлээн авсан энергитэй бүрэн тохирохгүй бөгөөд илүү өндөр байх болно.

Ихэр ба дөрвөлсөн түлшний саваа нь дантай харьцуулахад илүү өндөр үндсэн үр ашигтай байдаг. Ганц түлшний элементүүд нь өөрөө нэг импульс, давхар нэг - хоёр, дөрөв дахин - гурав үүсгэдэг. Хэрэв зэргэлдээх дөрвөн эсийн аль нэг нь өөр түлшний элемент, шавхагдсан түлшний элемент эсвэл нейтрон тусгал агуулсан байвал импульсийн тоо нэгээр, өөрөөр хэлбэл дээд тал нь 4 дахин нэмэгддэг.Дээрхээс харахад үр ашиг нь боломжгүй юм. 1-ээс бага эсвэл 7-оос дээш байх.

Бусад дэд ангиуд

Та заримдаа реакторын диаграмм дээр нэмэлт үсэг, товчлол эсвэл бусад тэмдэглэгээг харж болно. Хэдийгээр эдгээр тэмдэглэгээг ашигладаг (жишээлбэл, -SUC дэд анги өмнө нь албан ёсоор бүртгэгдээгүй байсан) тэдгээр нь тийм ч түгээмэл биш юм. Тиймээс та өөрийн реакторыг Mk9000-2 EA ^ жигурда гэж нэрлэж болно, гэхдээ энэ төрлийн реакторыг зүгээр л ойлгохгүй бөгөөд хошигнол гэж үзэх болно.

Реакторын бүтээн байгуулалт

Реактор халж, гэнэт дэлбэрч болзошгүйг бид бүгд мэднэ. Тэгээд бид үүнийг унтрааж асаах ёстой. Дараах зүйлд та гэр орноо хэрхэн хамгаалах, мөн хэзээ ч дэлбэрэхгүй реакторыг хэрхэн ашиглах талаар тайлбарласан болно. Энэ тохиолдолд та аль хэдийн 6 реакторын камер суурилуулсан байх ёстой.

Тасалгаатай реакторын харагдах байдал. Дотор нь цөмийн реактор.

1. Реакторыг хүчитгэсэн чулуугаар хучих (5х5х5)
2. Идэвхгүй хөргөлтийг хийнэ, өөрөөр хэлбэл реакторыг бүхэлд нь усаар дүүргэнэ. Ус доошоо урсах тул дээрээс нь дүүргэ. Энэ схемийг ашиглан реакторыг секундэд 33 eT-ээр хөргөнө.
3. Хөргөх саваа гэх мэтээр үүсгэсэн энергийн дээд хэмжээг хий. Болгоомжтой байгаарай, учир нь 1 дулаан түгээгчийг ч буруу байрлуулсан тохиолдолд гамшиг тохиолдож болно! (диаграммыг 1.106 хүртэлх хувилбаруудад үзүүлэв)
4. Манай МФЭ-ийг өндөр хүчдэлээс тэсрэхээс сэргийлэхийн тулд бид зураг дээрх шиг трансформаторыг суурилуулдаг.

Mk-V EB реактор

Шинэчлэлтүүд өөрчлөлт авчирдгийг олон хүн мэддэг. Эдгээр шинэчлэлтүүдийн нэг нь шинэ түлшний савааг багтаасан - хоёр ба дөрөв. Дээрх диаграмм нь эдгээр түлшний саваатай тохирохгүй байна. Аюултай боловч үр дүнтэй реакторын үйлдвэрлэлийн дэлгэрэнгүй тайлбарыг доор харуулав. Үүний тулд IndustrialCraft 2-д цөмийн хяналт хэрэгтэй. Энэхүү реактор нь MFSU болон MFE-ийг бодит цагийн 30 минутын дотор дүүргэсэн. Харамсалтай нь энэ бол MK4 ангиллын реактор юм. Гэхдээ 6500 эТ хүртэл халааж даалгавраа биелүүлсэн. Температур мэдрэгч дээр 6500 суулгаж, дохиолол, яаралтай унтраах системийг мэдрэгчтэй холбохыг зөвлөж байна. Хэрэв дохиолол хоёр минутаас илүү хугацаанд хашгирвал реакторыг гараар унтраасан нь дээр. Барилга угсралт нь дээрхтэй ижил байна. Зөвхөн бүрэлдэхүүн хэсгүүдийн байршлыг өөрчилсөн.

Гаралтын хүч: 360 ЕС/т

Нийт EE: 72,000,000 EE

Үүсгэх хугацаа: 10 мин. 26 сек.

Дахин ачаалах хугацаа: боломжгүй

Хамгийн их мөчлөг: 6.26% мөчлөг

Нийт хугацаа: Хэзээ ч үгүй

Ийм реакторт хамгийн чухал зүйл бол түүнийг тэсрэхийг зөвшөөрөхгүй байх явдал юм!

шавхагдсан түлшний элементүүдийг баяжуулах чадвартай Mk-II-E-SUC Breeder EA+ реактор.

Нэлээд үр дүнтэй боловч үнэтэй төрлийн реактор. Энэ нь минутанд 720,000 eT үйлдвэрлэдэг бөгөөд конденсаторууд нь 27/100-аар халдаг тул конденсаторыг хөргөхгүйгээр реактор нь 3 минутын циклийг тэсвэрлэх бөгөөд 4 дэх нь бараг л тэсрэх болно. Баяжуулахын тулд шавхагдсан түлшний элементүүдийг суурилуулах боломжтой. Реакторыг таймертай холбож, реакторыг хүчитгэсэн чулуугаар хийсэн "саркофаг"-д оруулахыг зөвлөж байна. Өндөр гаралтын хүчдэл (600 ЕС/т) тул өндөр хүчдэлийн утас, HV трансформатор шаардлагатай.

Гаралтын хүч: 600 ЕС/т

Нийт eE: 120,000,000 eE

Үүсгэх хугацаа: Бүрэн мөчлөг

Mk-I EB реактор

Элементүүд нь огт халдаггүй, 6 дөрвөлжин түлшний саваа ажилладаг.

Гаралтын хүч: 360 ЕС/т

Нийт EE: 72,000,000 EE

Үүсгэх хугацаа: Бүрэн мөчлөг

Цэнэглэх хугацаа: Шаардлагагүй

Хамгийн их мөчлөг: Хязгааргүй тоо

Нийт хугацаа: 2 цаг 46 минут 40 сек.

Mk-I EA++ реактор

Эрчим хүч багатай ч түүхий эдийн хувьд хэмнэлттэй, барихад хямд. Нейтрон цацруулагч шаардлагатай.

Гаралтын хүч: 60 ЕС/т

Нийт eE: 12,000,000 eE

Үүсгэх хугацаа: Бүрэн мөчлөг

Цэнэглэх хугацаа: Шаардлагагүй

Хамгийн их мөчлөг: Хязгааргүй тоо

Нийт хугацаа: 2 цаг 46 минут 40 сек.

Реактор Mk-I EA*

Дунд зэргийн чадалтай боловч харьцангуй хямд, маш үр ашигтай. Нейтрон цацруулагч шаардлагатай.

Гаралтын хүч: 140 ЕС/т

Нийт EE: 28,000,000 EE

Үүсгэх хугацаа: Бүрэн мөчлөг

Цэнэглэх хугацаа: Шаардлагагүй

Хамгийн их мөчлөг: Хязгааргүй тоо

Нийт хугацаа: 2 цаг 46 минут 40 сек.

Mk-II-E-SUC Breeder EA+ реактор, уран баяжуулах

Уран баяжуулах үйлдвэр барихад авсаархан, хямд . Аюулгүй ажиллах хугацаа нь 2 минут 20 секунд бөгөөд дараа нь номин конденсаторыг засахыг зөвлөж байна (нэг нь - 2 номин + 1 улаан чулууг засах), энэ нь реакторыг тогтмол хянах шаардлагатай болно. Мөн жигд бус баяжуулалтын улмаас өндөр баяжуулсан савааг сул баяжуулсан саваагаар солихыг зөвлөж байна. Үүний зэрэгцээ нэг мөчлөгт 48,000,000 eE үйлдвэрлэх боломжтой.

Гаралтын хүч: 240 ЕС/т

Нийт EE: 48,000,000 EE

Үүсгэх хугацаа: Бүрэн мөчлөг

Цэнэглэх хугацаа: Шаардлагагүй

Хамгийн их мөчлөг: Хязгааргүй тоо

Нийт хугацаа: 2 цаг 46 минут 40 сек.

Mk-I EC реактор

"Өрөө" реактор. Энэ нь бага чадалтай, гэхдээ маш хямд бөгөөд туйлын аюулгүй - реакторын бүх хяналт нь саваа солихоос хамаардаг, учир нь агааржуулалтаар хөргөх нь дулааны үйлдвэрлэлээс 2 дахин их байдаг. Үүнийг MFE/MFSU-ийн ойролцоо байрлуулж, тэдгээрийг хэсэгчлэн цэнэглэх үед улаан чулууны дохио ялгаруулахаар тохируулах нь хамгийн сайн арга юм (Хэсэгчилсэн цэнэглэгдсэн бол ялгаруулдаг), ингэснээр реактор нь эрчим хүчний нөөцийг автоматаар дүүргэж, дүүрсэн үед унтрах болно. Бүх бүрэлдэхүүн хэсгүүдийг урлахын тулд танд 292 зэс, 102 төмөр, 24 алт, 8 улаан чулуу, 7 резин, 7 цагаан тугалга, 2 ширхэг хөнгөн тоос, номин чулуу, мөн 6 нэгж ураны хүдэр хэрэгтэй болно. Нэг мөчлөгт 16 сая евро үйлдвэрлэдэг.

Гаралтын хүч: 80 ЕС/т

Нийт EE: 32,000,000 EE

Үүсгэх хугацаа: Бүрэн мөчлөг

Цэнэглэх хугацаа: Шаардлагагүй

Хамгийн их мөчлөг: Хязгааргүй тоо

Нийт хугацаа: ойролцоогоор 5 цаг 33 минут. 00 сек.

Реакторын таймер

MK3 болон MK4 ангиллын реакторууд нь богино хугацаанд маш их эрчим хүч үйлдвэрлэдэг ч хараа хяналтгүй тэсрэх хандлагатай байдаг. Гэхдээ таймерын тусламжтайгаар та эдгээр дур булаам реакторуудыг хэт халалтгүйгээр ажиллуулж, жишээлбэл, кактусын фермийн элс ухах боломжийг танд олгоно. Таймерын гурван жишээ энд байна:

• Диспенсер, модон товчлуур, сумаар хийсэн таймер (Зураг 1). Харвасан сум нь мөн чанар бөгөөд түүний ашиглалтын хугацаа 1 минут байна. Сумтай модон товчлуурыг реакторт холбоход ~ 1 минут ажиллана. 1.5 сек. Модон товчлуур руу нэвтрэх боломжийг нээх нь хамгийн сайн арга юм, тэгвэл реакторыг яаралтай зогсоох боломжтой болно. Үүний зэрэгцээ сумны хэрэглээ багасдаг, учир нь түгээгчийг модон товчлуураас өөр товчлууртай холбоход дарсны дараа олон дохионы улмаас түгээгч 3 сумыг нэгэн зэрэг гаргадаг.
• Модон даралтын хавтангийн таймер (Зураг 2). Модон даралтат хавтан нь объект унавал хариу үйлдэл үзүүлдэг. Унасан зүйлсийн "амьдралын хугацаа" 5 минут байна (SMP-д ping-ийн улмаас хазайлт гарч болзошгүй), хэрэв та хавтанг реакторт холбовол ~5 минутын турш ажиллах болно. 1 сек. Олон таймер үүсгэх үед дистрибьютер суулгахгүйн тулд та энэ таймерыг гинжин хэлхээнд хамгийн түрүүнд тавьж болно. Дараа нь тоглогч даралтын хавтан дээр зүйл шидсэнээр таймерын бүх хэлхээг идэвхжүүлнэ.
• Давтагч таймер (Зураг 3). Реакторын саатлыг нарийн тохируулахын тулд давтан таймер ашиглаж болох боловч энэ нь маш төвөгтэй бөгөөд бага зэрэг саатал үүсгэхийн тулд их хэмжээний нөөц шаарддаг. Таймер нь өөрөө дохионы дэмжлэгийн шугам юм (10.6). Таны харж байгаагаар энэ нь маш их зай эзэлдэг бөгөөд дохионы саатал нь 1.2 секунд байна. 7 дахин давтагч шаардлагатай (21

  Идэвхгүй хөргөлт (1.106 хувилбар хүртэл)

  Реакторын суурь хөргөлт нь өөрөө 1. Дараа нь реакторын эргэн тойрон дахь 3х3х3 талбайг шалгана. Реакторын камер бүр хөргөлтөд 2-ыг нэмнэ.Устай блок (эх үүсвэр эсвэл гүйдэл) 1. Лаватай блок (эх үүсвэр эсвэл гүйдэл) 3-аар багасна.Агаар, галтай блокуудыг тус тусад нь тооцно. Тэд хөргөлтөд нэмнэ (агаарын блокны тоо-2×галын блокийн тоо)/4(хэрэв хуваагдлын үр дүн бүхэл тоо биш бол бутархай хэсгийг хасна). Хэрэв нийт хөргөлт 0-ээс бага бол 0-тэй тэнцүү гэж үзнэ.
  Өөрөөр хэлбэл, реакторын сав нь гадны хүчин зүйлийн нөлөөгөөр халж чадахгүй. Хамгийн муу тохиолдолд идэвхгүй хөргөлтийн улмаас энэ нь зүгээр л хөргөхгүй.

  Температур

  Өндөр температурт реактор нь байгаль орчинд сөрөг нөлөө үзүүлж эхэлдэг. Энэ нөлөө нь халаалтын коэффициентээс хамаарна. Халаалтын коэффициент=Одоогийн реакторын савны температур/Хамгийн их температур, Хаана Реакторын хамгийн их температур=10000+1000*реакторын камерын тоо+100*реактор доторх термоплатын тоо.
  Хэрэв халаалтын коэффициент:

  • <0,4 - никаких последствий нет.
  • >=0.4 - боломж байна 1.5×(халаалтын коэффициент -0.4)бүс дэх санамсаргүй блок сонгогдох болно 5х5х5, хэрэв энэ нь навч, ямар нэгэн мод, ноос, ор зэрэг шатамхай блок байвал шатах болно.
  Өөрөөр хэлбэл, 0.4 халаалтын коэффициенттэй бол магадлал тэг, халаалтын коэффициент 0.67 бол 100% -иас их байх болно. Өөрөөр хэлбэл, халаалтын коэффициент 0.85 бол боломж 4×(0.85-0.7)=0.6 (60%), 0.95 ба түүнээс дээш бол 4×(95-70)=1 (100%) болно. Блокийн төрлөөс хамааран дараахь зүйл тохиолдох болно.
  • хэрэв энэ нь төв блок (реактор өөрөө) эсвэл үндсэн чулуулгийн блок бол ямар ч нөлөө үзүүлэхгүй.
  • чулуун блок (шат ба хүдэр орно), төмөр блок (реакторын блок орно), лаав, шороо, шавар нь лаавын урсгал болж хувирна.
  • хэрэв энэ нь агаарын блок бол түүний оронд гал асаах оролдлого гарах болно (хэрэв ойролцоо хатуу блок байхгүй бол гал гарахгүй).
  • үлдсэн блокууд (усыг оруулаад) уурших бөгөөд тэдний оронд гал асаах оролдлого гарах болно.
  • >=1 - Дэлбэрэлт! Үндсэн тэсрэлтийн хүч нь 10. Реактор дахь түлшний элемент бүр тэсрэлтийн хүчийг 3 нэгжээр нэмэгдүүлж, реакторын бүрээс бүр нэгээр багасгадаг. Мөн дэлбэрэлтийн хүчийг дээд тал нь 45 нэгжээр хязгаарладаг. Болсон блокуудын тооны хувьд энэ дэлбэрэлт нь цөмийн бөмбөгтэй төстэй бөгөөд дэлбэрэлтийн дараа блокуудын 99% нь устаж, уналт нь ердөө 1% байх болно.

  Халаах буюу бага баяжуулсан түлшний элементүүдийг тооцоолох, дараа нь реакторын савыг 1 эТ-ээр халаана.

• Хэрэв энэ нь хувин ус бөгөөд реакторын савны температур 4000 эТ-ээс их байвал савыг 250 эТ-ээр хөргөж, хувинтай усыг хоосон хувингаар солино.
• Хэрэв энэ нь лаавын хувин бол реакторын савыг 2000 эТ-ээр халааж, лаавын хувиныг хоосон хувингаар солино.
• Хэрэв энэ нь мөсөн блок бөгөөд хайрцагны температур 300 эТ-ээс их байвал савыг 300 эТ-ээр хөргөж, мөсний хэмжээ 1-ээр багасна. Өөрөөр хэлбэл, мөсний бүх овоолго ууршихгүй. нэг дор.
• Хэрэв энэ нь дулаан түгээгч бол дараахь тооцоог хийнэ.
  • Зэргэлдээх 4 нүдийг дараах дарааллаар шалгана: зүүн, баруун, дээд ба доод.

1. Хэрэв үлдэгдэл 6-аас их бол 6-тай тэнцүү байна.
2. Хэрэв зэргэлдээ элемент нь хөргөх капсул байвал тооцоолсон балансын утга хүртэл халаана.
3. Хэрэв энэ нь реакторын бүрээс юм бол дулаан дамжуулах нэмэлт тооцоог хийнэ.

• Хэрэв энэ хавтангийн ойролцоо хөргөх капсул байхгүй бол хавтан нь тооцоолсон балансын утга хүртэл халах болно (дулаан түгээгчээс дулаан дулааны хавтангаар бусад элементүүд рүү урсдаггүй).
• Хэрэв хөргөх капсул байгаа бол дулааны баланс нь тэдгээрийн тоонд үлдэгдэлгүй хуваагдах эсэхийг шалгана. Хэрэв хуваагдахгүй бол дулааны баланс 1 эТ-ээр нэмэгдэж, хавтанг бүрэн хуваах хүртэл 1 эТ-ээр хөргөнө. Гэхдээ реакторын бүрээс нь хөргөж, баланс нь бүрэн хуваагдаагүй бол халааж, бүрэн хуваагдаж эхлэх хүртэл тэнцвэр нь буурдаг.
• Үүний дагуу эдгээр элементүүдийг тэнцүү температурт халаана Үлдэгдэл/тоо хэмжээ.

1. Үүнийг модуль болгон авдаг бөгөөд 6-аас их бол 6-тай тэнцүү байна.
2. Дулаан түгээгч нь тэнцвэрийн утга хүртэл халаана.
3. Зэргэлдээх элемент нь балансын утгаар хөргөнө.

• Дулаан түгээгч болон орон сууцны хоорондох дулааны балансыг тооцоолно.

• Хэрэв үлдэгдэл эерэг байвал:

1. Хэрэв үлдэгдэл 25-аас дээш байвал 25-тай тэнцүү байна.
2. Дулаан түгээгчийг тооцоолсон балансын утгаар хөргөнө.
3. Реакторын савыг тооцоолсон балансын утга хүртэл халаана.

• Хэрэв үлдэгдэл сөрөг байвал:

1. Үүнийг модуль болгон авдаг бөгөөд хэрэв энэ нь 25-аас дээш бол 25-тай тэнцүү байна.
2. Дулаан түгээгч нь тооцоолсон балансын утга хүртэл халаана.
3. Реакторын савыг тооцоолсон балансын утга хүртэл хөргөнө.

• Хэрэв энэ нь түлшний саваа бөгөөд реактор улаан тоосны дохиогоор живээгүй бол дараахь тооцоог хийнэ.

• 3000-аас бага - боломж 1/8 (12.5%);
• 3000 ба 6000-аас бага - 1/4 (25%);
• 6000 ба 9000-аас бага - 1/2 (50%);
• 9000 ба түүнээс дээш - 1 (100%).

• 0? реакторын сав 10 эТ-ээр халдаг.
• 1: Хөргөх элемент нь 10 eT-ээр халдаг.
• 2: хөргөх элементүүд тус бүр 4 эТ-ээр халаана.
• 3: тус бүрийг 2 eT-ээр халаана.
• 4: тус бүрийг 1 eT-ээр халаана.

Тооцооллын жишээ

Эдгээр хэлхээг тооцоолох програмууд байдаг. Илүү найдвартай тооцоолол, үйл явцыг илүү сайн ойлгохын тулд тэдгээрийг ашиглах нь зүйтэй.

Гурван ураны саваа бүхий энэ схемийг жишээ болгон авч үзье.

Тоонууд нь энэ схемийн элементүүдийн тооцооллын дарааллыг заадаг бөгөөд бид төөрөгдүүлэхгүйн тулд элементүүдийг тэмдэглэхийн тулд ижил тоонуудыг ашиглана.

Жишээлбэл, эхний болон хоёр дахь секундын дулааны хуваарилалтыг тооцоолъё. Эхлээд элементүүдийн халаалт байхгүй, идэвхгүй хөргөлт нь хамгийн их (33 eT) гэж бид таамаглах болно, бид термоплатуудын хөргөлтийг тооцохгүй.

Эхний алхам.

• Реакторын савны температур 0 eT байна.
• 1 - Реакторын бүрхүүл (RP) хараахан халаагаагүй байна.
• 2 - Хөргөх капсул (OxC) хараахан халаагүй байгаа бөгөөд энэ үе шатанд (0 eT) хөргөхөө болино.
• 3 - TVEL нь 8 eT хүртэл халаах 1-р TP (0 eT), 8 eT хүртэл халаах 2-р OxC (0 eT) -д 8 eT (тус бүр нь 4 eT-ийн 2 цикл) хуваарилна.
• 4 - OxC хараахан халаагаагүй байгаа бөгөөд энэ үе шатанд хөргөлт байхгүй болно (0 eT).
• 5 - Дулаан түгээгч (HR) хараахан халаагаагүй тул температурыг 2м OxC (8 eT)-тай тэнцвэржүүлнэ. Энэ нь 4 eT хүртэл хөргөж, 4 eT хүртэл халаана.

• 6 - TVEL нь 5-р TP (1 eT) -д 12 eT (тус бүр нь 4 eT-ийн 3 цикл) хуваарилах бөгөөд энэ нь 13 eT хүртэл халаана, 7-р TP (0 eT) нь 12 eT хүртэл халаана.
• 7 - TP нь аль хэдийн 12 eT хүртэл халсан бөгөөд 10% -ийн боломжоор хөргөх боломжтой боловч бид энд хөргөх боломжийг тооцдоггүй.
• 8 - TP (0 eT) нь 7-р TP (12 eT) температурыг тэнцвэржүүлж, түүнээс 6 eT авна. 7-р TP 6 eT хүртэл хөргөнө, 8-р TP 6 eT хүртэл халаана.

• 9 - OxC (3 eT) 2 eT хүртэл хөргөнө.
• 10 - OxC (2 eT) 1 eT хүртэл хөргөнө.
• 11 - TVEL нь 10-р OxC (1 eT)-д 8 eT (тус бүр нь 4 eT-ийн 2 цикл) хуваарилах бөгөөд энэ нь 9 eT хүртэл халаах бөгөөд 13-р TP (0 eT) нь 8 eT хүртэл халаана.

Зураг дээр улаан сумнууд нь ураны бариулаас халаалтыг, цэнхэр сум нь дулаан хуваарилагчийн дулааны тэнцвэрийг, шар сум нь реакторын саванд эрчим хүчний хуваарилалтыг, хүрэн сум нь энэ үе шатанд элементүүдийн эцсийн халалтыг, цэнхэр сум нь капсулыг хөргөх хөргөлтийг харуулж байна. . Баруун дээд буланд байгаа тоонууд нь эцсийн халаалтыг, уран бариулын хувьд ажиллах хугацааг харуулж байна.

Эхний алхамын дараа эцсийн халаалт:

• реакторын сав - 1 эТ
• 1TP - 8 eT
• 2ОхС - 4еТ
• 4ОхС - 1еТ
• 5TP - 13 eT
• 7TP - 6 eT
• 8TP - 1 eT
• 9ОхС - 2еТ
• 10ОхС - 9еТ
• 12ОхС - 0еТ
• 13TP - 8 eT

Хоёр дахь алхам.

• Реакторын сав 0 eT хүртэл хөргөнө.
• 1 - TP, хөргөлтийг тооцохгүй.
• 2 - OxC (4 eT) 3 eT хүртэл хөргөнө.
• 3 - TVEL нь 16 eT хүртэл халаах 1-р TP (8 eT), 11 eT хүртэл халаах 2-р OxC (3 eT) -д 8 eT (тус бүр нь 4 eT-ийн 2 цикл) хуваарилна.
• 4 - OxC (1 eT) 0 eT хүртэл хөргөнө.
• 5 - TP (13 eT) нь 2м OxC (11 eT) температурыг тэнцвэржүүлнэ. Энэ нь 12 eT хүртэл халааж, 12 eT хүртэл хөргөнө.

• 6 - TVEL нь 12 eT (тус бүр нь 4 eT-ийн 3 цикл) 5-р TP (5 eT)-д хуваарилах бөгөөд энэ нь 17 eT хүртэл халаах бөгөөд 7-р TP (6 eT) нь 18 eT хүртэл халаана.
• 7 - TP (18 eT), хөргөлтийг тооцохгүй.
• 8 - TP (1 eT) нь 7-р TP (18 eT) температурыг тэнцвэржүүлж, түүнээс 6 eT авна. 7-р TP 12 eT хүртэл хөргөнө, 8-р TP 7 eT хүртэл халаана.

• 9 - OxC (4 eT) 3 eT хүртэл хөргөнө.
• 10 - OxC (10 eT) 9 eT хүртэл хөргөнө.
• 11 - TVEL нь 10-р OxC (9 eT)-д 8 eT (тус бүр нь 4 eT-ийн 2 цикл) хуваарилах бөгөөд энэ нь 17 eT хүртэл халаах бөгөөд 13-р TP (8 eT) нь 16 eT хүртэл халаана.
• 12 - OxC (1 eT) 0 eT хүртэл хөргөнө.
• 13 - TP (8 eT), хөргөлтийг тооцохгүй.

Хоёр дахь алхамын дараа эцсийн халаалт:

• реакторын сав - 4 eT
• 1TP - 16 eT
• 2ОхС - 12 eT
• 4ОхС - 2еТ
• 5TP - 17 eT
• 7TP - 12 eT
• 8TP - 4 eT
• 9ОхС - 3еТ
• 10ОхС - 17еТ
• 12ОхС - 0еТ
• 13TP - 16 eT

Цөмийн реактор саадгүй, үр ашигтай ажилладаг. Үгүй бол таны мэдэж байгаагаар асуудал гарах болно. Гэхдээ дотор нь юу болж байна вэ? Цөмийн (цөмийн) реакторын ажиллах зарчмыг товч, тодорхой, зогсолттойгоор томъёолохыг хичээцгээе.

Үндсэндээ цөмийн дэлбэрэлтийн үеийнхтэй ижил үйл явц тэнд өрнөж байна. Зөвхөн дэлбэрэлт маш хурдан болдог, гэхдээ реакторт энэ бүхэн удаан хугацаанд үргэлжилдэг. Үүний үр дүнд бүх зүйл аюулгүй, эрүүл хэвээр үлдэж, бид эрчим хүчийг хүлээн авдаг. Эргэн тойрон дахь бүх зүйл нэг дор сүйрэх нь тийм ч их биш, харин хотыг цахилгаан эрчим хүчээр хангахад хангалттай юм.

Реактор хэрхэн ажилладаг вэ Цөмийн цахилгаан станцын хөргөх цамхаг
Хяналттай цөмийн урвал хэрхэн явагддагийг ойлгохын өмнө ерөнхийдөө цөмийн урвал гэж юу болохыг мэдэх хэрэгтэй.

Цөмийн урвал гэдэг нь атомын цөмүүд нь энгийн бөөмс ба гамма туяатай харилцан үйлчлэх үед хуваагдах (хуваагдах) үйл явц юм.

Цөмийн урвал нь энергийг шингээх, суллах үед хоёуланд нь тохиолдож болно. Реактор нь хоёр дахь урвалыг ашигладаг.

Цөмийн реактор гэдэг нь энерги ялгаруулах замаар цөмийн урвалыг удирдан явуулах зорилготой төхөөрөмж юм.

Ихэнхдээ цөмийн реакторыг атомын реактор гэж нэрлэдэг. Энд зарчмын ялгаа байхгүй, гэхдээ шинжлэх ухааны үүднээс "цөм" гэдэг үгийг ашиглах нь илүү зөв болохыг анхаарна уу. Одоо олон төрлийн цөмийн реакторууд байдаг. Эдгээр нь цахилгаан станцуудад эрчим хүч үйлдвэрлэх зориулалттай асар том үйлдвэрлэлийн реакторууд, шумбагч онгоцны цөмийн реакторууд, шинжлэх ухааны туршилтанд ашигладаг жижиг туршилтын реакторууд юм. Далайн усыг давсгүйжүүлэх реактор хүртэл байдаг.

Цөмийн реактор бий болсон түүх

Анхны цөмийн реакторыг 1942 онд холгүйхэн ажиллуулж байжээ. Энэ нь Фермигийн удирдлаган дор АНУ-д болсон. Энэ реакторыг Чикагогийн модон овоолго гэж нэрлэдэг байв.

1946 онд Курчатовын удирдлаган дор Зөвлөлтийн анхны реактор ажиллаж эхэлсэн. Энэхүү реакторын бие нь долоон метрийн диаметртэй бөмбөг байв. Эхний реакторууд хөргөлтийн системгүй байсан бөгөөд тэдний хүч хамгийн бага байв. Дашрамд дурдахад, Зөвлөлтийн реактор дунджаар 20 ватт, Америкийн реактор ердөө 1 ватт чадалтай байв. Харьцуулбал орчин үеийн эрчим хүчний реакторуудын дундаж хүч нь 5 Гигаватт юм. Анхны реактор ашиглалтад орсноос хойш арав хүрэхгүй жилийн дараа Обнинск хотод дэлхийн анхны аж үйлдвэрийн атомын цахилгаан станц нээгдэв.

Цөмийн (цөмийн) реакторын ажиллах зарчим

Аливаа цөмийн реактор нь хэд хэдэн хэсгээс бүрддэг: түлш ба зохицуулагчтай цөм, нейтрон тусгал, хөргөлтийн бодис, хяналт, хамгаалалтын систем. Уран (235, 238, 233), плутони (239), торийн (232) изотопуудыг реакторуудад түлш болгон ихэвчлэн ашигладаг. Гол нь ердийн ус (хөргөлтийн) урсдаг бойлер юм. Бусад хөргөлтийн бодисуудын дунд "хүнд ус" ба шингэн бал чулууг бага ашигладаг. Хэрэв бид атомын цахилгаан станцуудын үйл ажиллагааны талаар ярих юм бол цөмийн реакторыг дулаан үйлдвэрлэхэд ашигладаг. Цахилгаан эрчим хүчийг бусад төрлийн цахилгаан станцуудтай ижил аргаар үйлдвэрлэдэг - уур нь турбиныг эргүүлж, хөдөлгөөний энерги нь цахилгаан энерги болж хувирдаг.

Цөмийн реакторын үйл ажиллагааны диаграммыг доор харуулав.

цөмийн реакторын ажиллагааны диаграмм Атомын цахилгаан станцын цөмийн реакторын диаграмм

Ураны хүнд цөмийн задрал нь хөнгөн элементүүд болон хэд хэдэн нейтрон үүсгэдэг. Үүссэн нейтронууд нь бусад цөмтэй мөргөлдөж, улмаар хуваагдахад хүргэдэг. Үүний зэрэгцээ нейтроны тоо нуранги шиг өсдөг.

Энд бид нейтрон үржүүлэх хүчин зүйлийг дурдах хэрэгтэй. Тэгэхээр энэ коэффициент нэгтэй тэнцэх утгаас хэтэрвэл цөмийн дэлбэрэлт болно. Хэрэв утга нь нэгээс бага бол нейтрон хэт цөөхөн байх ба хариу урвал зогсдог. Гэхдээ хэрэв та коэффициентийн утгыг нэгтэй тэнцүү байлгах юм бол урвал удаан бөгөөд тогтвортой үргэлжлэх болно.

Асуулт бол үүнийг яаж хийх вэ? Реакторт түлш нь түлшний элементүүд (түлшний элементүүд) гэж нэрлэгддэг зүйлд агуулагддаг. Эдгээр нь жижиг шахмал хэлбэрээр цөмийн түлш агуулсан саваа юм. Түлшний саваа нь зургаан өнцөгт хэлбэртэй хуурцагт холбогдсон бөгөөд реакторт хэдэн зуун байж болно. Түлшний саваа бүхий кассетууд нь босоо байрлалтай бөгөөд түлшний саваа бүр нь цөмд дүрэх гүнийг тохируулах системтэй байдаг. Тэдгээрийн дунд кассетаас гадна хяналтын саваа, онцгой байдлын хамгаалалтын саваа байдаг. Саваа нь нейтроныг сайн шингээдэг материалаар хийгдсэн байдаг. Тиймээс хяналтын савааг цөмд өөр өөр гүнд буулгаж, улмаар нейтрон үржүүлэх коэффициентийг тохируулж болно. Аваарийн саваа нь яаралтай үед реакторыг унтраах зориулалттай.

Цөмийн реактор хэрхэн эхэлсэн бэ?

Бид үйл ажиллагааны зарчмыг өөрөө олж мэдсэн, гэхдээ реакторыг хэрхэн эхлүүлэх, ажиллуулах вэ? Товчоор хэлбэл, энэ бол ураны хэсэг боловч гинжин урвал нь өөрөө эхэлдэггүй. Баримт нь цөмийн физикт критик массын тухай ойлголт байдаг.

Цөмийн түлшЦөмийн түлш

Критик масс гэдэг нь цөмийн гинжин урвалыг эхлүүлэхэд шаардагдах задрах материалын масс юм.

Түлшний саваа болон хяналтын савны тусламжтайгаар эхлээд реакторт цөмийн түлшний эгзэгтэй масс үүсч, дараа нь хэд хэдэн үе шаттайгаар реакторыг оновчтой чадлын түвшинд хүргэдэг.

Танд таалагдах болно: Хүмүүнлэгийн ухааны оюутнуудад зориулсан математикийн заль мэх, тийм ч их биш (1-р хэсэг)
Энэ нийтлэлд бид цөмийн (цөмийн) реакторын бүтэц, үйл ажиллагааны зарчмын ерөнхий ойлголтыг өгөхийг хичээсэн. Хэрэв танд энэ сэдвээр ямар нэгэн асуулт байвал, эсвэл их сургуулийн цөмийн физикийн талаар асуусан бол манай компанийн мэргэжилтнүүдтэй холбоо барина уу. Бид таны суралцахтай холбоотой тулгамдсан асуудлыг шийдвэрлэхэд тань туслахад бэлэн байна. Бид үүнийг хийж байх хооронд өөр нэг боловсролын видеог танд зориулж байна!

blog/kak-rabotaet-yadernyj-reaktor/