ნეიტრონის ცხოვრების ციკლი

ყველა ნეიტრონს აქვს თავისი ისტორია

დაშლიდან დაბადებული ნეიტრონი მოძრაობს რეაქტორში და საბოლოოდ აკეთებს ოთხი რამიდან ერთ-ერთს: იწვევს სხვა დაშლას, შთაინთქმება დაშლის გარეშე, გაჟონავს რეაქტორიდან ან დაიშლება (იშვიათად: ნეიტრონის ნახევარდაშლის პერიოდი დაახლოებით 10 წუთია, რაც ძალიან ნელია რეაქტორის ფიზიკისთვის მნიშვნელოვანი იყოს).

ერთი თაობის ნეიტრონების წინა თაობის ნეიტრონებთან შეფარდება არის გამრავლების კოეფიციენტი k.

- k < 1: ქვეკრიტიკური: ჯაჭვური რეაქცია იშლება

- k = 1: კრიტიკური: ჯაჭვური რეაქცია ინარჩუნებს თავს მუდმივი სიმძლავრით

- k > 1: ზემოკრიტიკური: სიმძლავრე იზრდება

ნორმალურად მუშა რეაქტორი მუშაობს ზუსტად k = 1-ზე. რეაქტორი, რომელიც იწყებს მუშაობას, მოკლევადიან პერიოდში აქვს k ოდნავ 1-ზე მეტი. გამორთვა ნიშნავს, რომ k მნიშვნელოვანად 1-ზე ნაკლებია.

იმის გასაგებად, რა აკონტროლებს k-ს, ვიყენებთ ოთხფაქტორიან ფორმულას უსასრულო რეაქტორისთვის (გაჟონვის გარეშე):

k∞ = η × ε × p × f

თითოეული ფაქტორი წარმოადგენს ნეიტრონის ცხოვრების ციკლის ერთ ეტაპს. განვიხილავთ თითოეულ მათგანს.

ოთხფაქტორიანი ფორმულა

k∞ = η × ε × p × f

η (ეტა), გამრავლების კოეფიციენტი: სწრაფი ნეიტრონების საშუალო რაოდენობა, რომელიც წარმოიქმნება თითო თერმულ ნეიტრონზე, რომელიც შთაიწოვა საწვავში. U-235-ისთვის, η ≈ 2.07. Pu-239-ისთვის, η ≈ 2.11. ეს არის გადასახადის კოეფიციენტი, რამდენი ახალი ნეიტრონი გვაძლევს თითო დაშლით?

ε (ეფსილონი), სწრაფი დაშლის კოეფიციენტი: აკონტროლებს სწრაფ დაშლებს U-238-ში. U-235-ის დაშლიდან დაბადებული სწრაფი ნეიტრონები შეუძლიათ გამოიწვიონ დაშლა უხვ U-238-ში, სანამ ისინი დაიბრუნებენ სიჩქარეს. ε ≈ 1.03–1.07 ტიპური LWR საწვავის კომპონენტისთვის. ის ყოველთვის მეტია 1-ზე, მცირე ბონუსი.

p: რეზონანსული გაქცევის ალბათობა: ალბათობა, რომ ნეიტრონი დაიბრუნებს სიჩქარეს სწრაფიდან თერმულ ენერგიამდე, გარეშე იქნება შთაიწოვილი U-238-ის რეზონანსული პიკებით. U-238-ს აქვს უზარმაზარი ნეიტრონის შთაწოვის კვეთები კონკრეტულ ენერგიებზე (რეზონანსული პიკები) ეპითერმულ დიაპაზონში. ტიპურ LWR-ში, p ≈ 0.75–0.80. ეს არის ყველაზე დიდი დაკარგვის წევრი.

f: თერმული გამოყენების კოეფიციენტი: თერმული ნეიტრონების წილი, რომლებიც შთაიწოვილია საწვავში (რამდენიმე მოდერატორში, სტრუქტურულ მასალაში ან მართვის ღერძებში). f = Σ_fuel / Σ_total. ტიპურ LWR-ში, სადაც მართვის ღერძები არ არის ჩასმული, f ≈ 0.71–0.75.

მაგალითი: η=2.07, ε=1.04, p=0.77, f=0.73 → k∞ = 2.07 × 1.04 × 0.77 × 0.73 ≈ 1.21

ეს ნიშნავს, რომ უსასრულო რეაქტორში ეს საწვავი იქნება ძლიერ სუპერკრიტიკული. რეალური რეაქტორები სასრულია: გაჟონვა ამცირებს k-ს k∞-ზე დაბლად.

ოთხი ფაქტორის გაგება

რეაქტორის ოპერატორი შენიშნავს, რომ მართვის ღერძების უფრო ღრმად ჩასმა ამცირებს რეაქტორის სიმძლავრეს. მართვის ღერძები შედგება ნეიტრონის შთაწოვის მასალებისგან (ბორი ან ჰაფნიუმი), რომლებიც ჩასმულია საწვავის რეგიონში.

შვიდფაქტორიანი ფორმულა და გაჟონვა

რეალური რეაქტორები სასრულია

ოთხფაქტორიანი ფორმულა ვარაუდობს უსასრულ რეაქტორს: ნეიტრონები არ გაჟონება. რეალურ რეაქტორებს აქვთ საზღვრები, და ზედაპირთან მდებარე ნეიტრონები შეუძლიათ გაჟონონ და დაკარგონ.

შვიდფაქტორიანი ფორმულა ამატებს ორ არაგაჟონვის ალბათობას:

k_eff = η × ε × p × f × P_FNL × P_TNL

- P_FNL: სწრაფი არაგაჟონვის ალბათობა: ალბათობა, რომ სწრაფი ნეიტრონი არ გაჟონება, სანამ თერმალიზდება. დიდი LWR-ში ჩვეულებრივ 0.97-ია.

- P_TNL: თერმული არაგაჟონვის ალბათობა: ალბათობა, რომ თერმული ნეიტრონი არ გაჟონება, სანამ შთაინთქმება. დიდი LWR-ში ჩვეულებრივ 0.99-ია.

გაჟონვა იმის მიზეზია, რომ მცირე რეაქტორების კრიტიკულობის მისაღწევად უფრო რთულია. მცირე რეაქტორს აქვს მაღალი ზედაპირის-მოცულობის შეფარდება: პროპორციულად მეტი ნეიტრონი აღწევს საზღვარს და გაჟონავს.

გეომეტრიული დახრის B² კვანტიფიცირებს გაჟონვის მიდრეკილებას. სფეროს აქვს ყველაზე დაბალი ზედაპირის-მოცულობის შეფარდება და, შესაბამისად, ყველაზე დაბალი B² მოცემული მოცულობისთვის: ეს ახსნის, თუ რატომ არის ბომბის ბირთვები სფერული (k_eff-ის მაქსიმიზაცია მოცემული მასისთვის).

დიდ კომერციულ PWR-ში (1000 MWe), k∞ ≈ 1.2-ია ცხოვრების დასაწყისში კონტროლის ჯაჭვების გარეშე, მაგრამ გაჟონვა და კონტროლის ჯაჭვები k_eff-ს ზუსტად 1.000-მდე აყენებს ექსპლუატაციის დროს.

პრომპტული ნეიტრონები და დაგვიანებული ნეიტრონები

რატომ არის რეაქტორები კონტროლირებადი

როდესაც U-235 იშლება, ნეიტრონების უმეტესობა立აუყოფელად გამოჩნდება: ეს არის პრომპტული ნეიტრონები, რომლებიც გამოიყოფა 10⁻¹⁴ წამში იშლება. ყველა იშლება ნეიტრონების დაახლოებით 99.35% პრომპტულია.

დარჩენილი 0.65% არის დაგვიანებული ნეიტრონები, რომლებიც გამოიყოფა წამებიდან წუთებამდე გვიან, გარკვეული იშლება პროდუქტების დაშლისას. საშუალო დაგვიანება დაახლოებით 13 წამია, თუმცა ინდივიდუალური ჯგუფები 0.2 წამიდან 55 წამამდე ვარგაობს.

ეს მცირე დაგვიანებული წილი (β = 0.0065 U-235-ისთვის) არის ის, რაც რეაქტორებს კონტროლირებადს ხდის.

პრომპტული კრიტიკულობა ხდება, როდესაც k_eff ≥ 1 მხოლოდ პრომპტულ ნეიტრონებზე: დაგვიანებული წილის გარეშე. ეს არის კატასტროფის სცენარი. პრომპტული კრიტიკულობის დროს, რეაქტორის პერიოდი (დრო e-ჯერ გასაზრდელად) წუთებიდან მილიწამებამდე ეცემა. არანაირი მექანიკური სისტემა ვერ რეაგირებს საკმარისად სწრაფად.

ნორმალური კრიტიკულობა (k_eff = 1.000) ეყრდნობა დაგვიანებულ ნეიტრონებს ჯაჭვური რეაქციის შესანარჩუნებლად. ეფექტური ნეიტრონის გენერაციის დრო არის ℓ_eff ≈ β/λ ≈ 0.0065/0.08 ≈ 0.08 წამი: საკმარისად ნელი, რომ მექანიკური კონტროლის ჯაჭვები ენერგიას რეგულირებდნენ.

პრომპტული კრიტიკურობის პირობაა: k_eff ≥ 1 + β, ანუ k_eff ≥ 1.0065 U-235-ისთვის.

ჩვენ ამას გადაჭარბებულ რეაქტივობას ρ ≥ β ვუწოდებთ: რეაქტორი არის 'პრომპტულად სუპერკრიტიკული'.

SL-1 ავარიას (1961) და ჩერნობილის RBK-1000-ს 1986 წლის ტესტის დროს ორივეს პრომპტული კრიტიკურობა მიღწეული ჰქონდა. ორივემ ერთი წამის ნაკლებობაში საკუთარი თავი გაანადგურა.

რატომ გვ구შაობენ დაბალანსებული ნეიტრონები

რეაქტორის პერიოდი და ინჰაურის განტოლება

რეაქტივობის გაზომვა

რეაქტივობა ρ ნიშნავს ρ = (k-1)/k. კრიტიკურობის დროს, ρ = 0. სუბკრიტიკული: ρ < 0. სუპერკრიტიკული: ρ > 0.

ერთეული დოლარი ($) ნორმალიზებს რეაქტივობას დაბალანსებული ნეიტრონების წილთან: 1$ = β ≈ 0.0065 U-235-ისთვის. პრომპტული კრიტიკურობა ხდება ρ = 1$ = β-ზე.

ერთი ცენტი = 0.01$.

რეაქტორის პერიოდი T არის დრო, რომლის განმავლობაშიც სიმძლავრე იზრდება e-ჯერ (≈2.718). მცირე დადებითი რეაქტივობის ჩასმა გვაძლევს გრძელ პერიოდებს (სტაბილური, მართვადი). პრომპტული კრიტიკურობის მიმდინარეობისას, პერიოდი ნულიკენს (უსტაბილური).

ინჰაურის განტოლება აკავშირებს რეაქტივობას რეაქტორის პერიოდთან. 'ინჰაური' ნიშნავს 'გადაბრუნებული საათი'. განტოლებაა:

ρ = (ℓ/T) + Σᵢ [βᵢ / (1 + λᵢT)]

სადაც βᵢ და λᵢ არის გამოსროლის წილი და დაშლის მუდმივა თითოეული დაბალანსებული ნეიტრონების ჯგუფისთვის (U-235-ისთვის არის 6 ჯგუფი), და ℓ არის პრომპტული ნეიტრონის სიცოცხლის ხანგრძლივობა.

მცირე დადებითი რეაქტივობის (ρ << β) შემთხვევაში, განტოლება გვაძლევს T ≈ β/(ρ·λ̄): რეაქტორის პერიოდი გრძელი და მართვადია.

როდესაც ρ → β (პრომპტული კრიტიკურობის მიმდინარეობა), T → 0: პერიოდი კოლაფსდება, სიმძლავრე აფეთქებად იზრდება.

პრაქტიკული მნიშვნელობა: სტარტაპს დადებითი რეაქტივობა სჭირდება. ოპერატორი რეაქტორის პერიოდის მითითებულს აკვირდება. სტარტაპის დროს 30-60 წამის პერიოდი ნორმალურია. 10 წამზე ნაკლები პერიოდი SCRAM-ს (განგებითი გამორთვას) იწვევს.

რატომ გვჭირდება ნეიტრონების დაბრუნება

სწრაფი ნეიტრონები vs. თერმული ნეიტრონები

შეფუთვის შედეგად დაბადებული ნეიტრონები სწრაფია: კინეტიკური ენერგია დაახლოებით 1–2 MeV. U-235-ის შეფუთვის კვეთის ფართობი 1 MeV-ზე: დაახლოებით 1 ბარნი (10⁻²⁴ სმ²).

ნეიტრონების თერმულ ენერგიამდე (~0.025 eV ოთახის ტემპერატურაზე) დაბრუნებისას U-235-ის შეფუთვის კვეთის ფართობი იზრდება დაახლოებით 585 ბარნამდე: თითქმის 600-ჯერ მეტია.

ეს ახსნის, თუ რატომ იყენებენ თერმული რეაქტორები (LWR, CANDU, AGR) მოდერატორს: მასალას, რომელიც ნეიტრონებს MeV-დან eV-მდე აბრუნებს, მათგან ძალიან მცირე რაოდენობას შთანთქავს.

თერმალიზაცია ხდება ელასტიური გაბნევის შეჯახებების მეშვეობით. თითოეული შეჯახების დროს ნეიტრონის კინეტიკური ენერგიის ნაწილი გადაეცემა მიზნის ბირთვს. მაქსიმალური ენერგიის გადაცემა თითო შეჯახებაზე არის:

ΔE/E = 4A/(1+A)²

სადაც A არის მიზნის ატომური მასა. წყალბადისთვის (A=1): ΔE/E = 1.0, ნეიტრონი შეუძლია გადასცეს მთელი თავისი ენერგია ერთ შეჯახებაში. ნახშირბადისთვის (A=12): ΔE/E = 0.28. ურანისთვის (A=238): ΔE/E = 0.017, პრაქტიკულად არ აბრუნებს.

ეს ახსნის, თუ რატომ არის წყალბადი (წყალში) ასეთი ეფექტური მოდერატორი: ის შეუძლია ნეიტრონი თერმალიზებდეს ~18 შეჯახებაში. ნახშირბადს (გრაფიტს) ~114 შეჯახება სჭირდება. მაგრამ წყალბადი ასევე შთანთქავს ნეიტრონებს (აქვე ქვემოთ მეტს იგებთ).

მოდერატორების შედარება: H₂O vs. D₂O vs. გრაფიტი

მოდერატორის კომპრომისი

კარგი მოდერატორი უნდა:

1. ჰქონდეს დაბალი ატომური მასა (ეფექტური ენერგიის გადაცემა თითო შეჯახებაზე)

2. ჰქონდეს დაბალი ნეიტრონების შთანთქმის კვეთის ფართობი (არ გაიღარბოს ნეიტრონები, რომლებსაც აბრუნებ)

ეს ორი მოთხოვნა წინააღმდეგობაშია ჩვეულებრივი წყალბადისთვის.

მსუბუქი წყალი (H₂O)

- დაბრუნების სიმძლავრე: ძალიან მაღალი (ξΣₛ ≈ 1.35 სმ⁻¹)

- შთანთქმის კვეთის ფართობი (H): 0.33 ბარნი: მნიშვნელოვანი

- მოდერაციის შეფარდება (ξΣₛ/Σₐ) ≈ 62

- შედეგი: შესანიშნავი მოდერატორი, მაგრამ შთანთქავს საკმარის ნეიტრონებს, რის გამოც აუცილებელია გაღვალეული ურანის (3–5% U-235) გამოყენება კომპენსაციისთვის. ბუნებრივი ურანი (0.71% U-235) არ აძლევს საკმარის ჭარბ ნეიტრონებს H₂O-ის შთანთქმის დასაძლავად.

მძიმე წყალი (D₂O)

- დაბრუნების სიმძლავრე: უფრო დაბალი, ვიდრე H₂O (ξΣₛ ≈ 0.18 სმ⁻¹): მეტი შეჯახება სჭირდება

- შთანთქმის კვეთის ფართობი (D): 0.0005 ბარნი: 660× დაბალი, ვიდრე H

- მოდერაციის შეფარდება ≈ 5,500

- შედეგი: D₂O თითქმის არ შთანთქავს ნეიტრონებს. შეგიძლიათ გამოიყენოთ ბუნებრივი ურანი (0.71% U-235). ეს ახსნის, თუ რატომ იყენებენ CANDU რეაქტორები ბუნებრივი ურანის საწვავს.

გრაფიტი (C)

- შენელების სიმძლავრე: საშუალო (ξΣₛ ≈ 0.064 cm⁻¹)

- შთანთქმის კვეთის ფართობი (C): 0.0035 ბარნი: დაბალი, მაგრამ უფრო მაღალი, ვიდრე D₂O-ს შემთხვევაში

- მოდერაციის კოეფიციენტი ≈ 170

- შედეგი: შეიძლება გამოიყენებოდეს ბუნებრივი ან მცირედით გამდიდრებული ურანი. RBMK, Magnox და AGR რეაქტორები იყენებენ გრაფიტს. ჩერნობილის რეაქტორი გრაფიტით მოდერირებული იყო.

ნატრიუმი (Na): არ არის თერმული მოდერატორი

- ნატრიუმით გაგრილებული სწრაფი რეაქტორები დამთხვევით თავს იცილებენ ნეიტრონების თერმალიზაციას. სწრაფი ნეიტრონები პირდაპირ გამოიყენება. მოდერატორი არ არის საჭირო ან სასურველი. სწრაფი სპექტრი საშუალებას აძლევს ახალი ფისილური მასალის (U-238-დან Pu-239) გამომუშავებას.

CANDU-ს უპირატესობა

სწრაფი რეაქტორები: მოდერატორი არ არის საჭირო

რატომ აგვარებენ ნატრიუმით გაგრილებული სწრაფი რეაქტორები მოდერატორს

სწრაფი რეაქტორები (SFR, ტუტით გაგრილებული LFR) დამთხვევით ინარჩუნებენ სწრაფ ნეიტრონულ სპექტრს. გაგრილები (სითხე ნატრიუმი ან ტუტი) აქვთ მაღალი ატომური მასა და დაბალი გაბნევის კვეთის ფართობი: ისინი არ თერმალიზებენ ნეიტრონებს.

რატომ მუშაობენ სწრაფად? ორი მიზეზი:

1. გამომუშავება: სწრაფი ნეიტრონები უფრო ეფექტურად აქცევენ ფერტილურ U-238-ს ფისილურ Pu-239-ად, ვიდრე თერმული რეაქტორები. გამომუშავების კოეფიციენტი (ახალი ფისილური ატომების რაოდენობა, რომლებიც შეიქმნება ერთი დახარჯული ფისილური ატომის მიმართ) შეიძლება აღემატებოდეს 1.0-ს სწრაფ რეაქტორში, გამომუშავებელი რეაქტორი ქმნის მეტ საწვავს, ვიდრე წარწვავს. U-238 არის ბუნებრივი ურანის 99.3%, თითქმის ამოუწურავი საწვავის წყარო, თუ შევძლებთ მის გამომუშავებას.

2. Transmutation: Fast neutrons can fission long-lived actinides (Am-241, Np-237, Cm-244) that are the primary long-term radiation hazard in spent nuclear fuel. Burning these in a fast reactor reduces high-level waste lifetime from >100,000 years to ~1,000 years.

The trade-off: sodium is chemically reactive with water & air (sodium fires), the fast spectrum means lower fission cross-sections (less efficient per neutron), & the engineering is more complex.

From Mine to Fuel Assembly

The Front End of the Fuel Cycle

1. Mining: Uranium ore typically contains 0.1–0.5% uranium by mass. Open-pit or underground mining, or in-situ leach (ISL) where chemical solution dissolves uranium underground.

2. Milling: Ore is crushed & chemically processed to produce yellowcake (U₃O₈): about 85% uranium by mass. The mill tailings are mildly radioactive & require careful disposal.

3. Conversion: Yellowcake is converted to uranium hexafluoride (UF₆): a gas at modest temperatures. UF₆ is the working fluid for enrichment. The reaction: U₃O₈ + HF → UF₄ → UF₆.

4. Enrichment: Natural uranium is 99.3% U-238 & 0.71% U-235. Most reactors need 3–5% U-235. Two commercial processes:

Gaseous diffusion: UF₆ gas is pumped through thousands of porous barriers. U-235 is very slightly lighter than U-238, so ²³⁵UF₆ diffuses 1.004× faster than ²³⁸UF₆ per stage. This requires hundreds of stages in a cascade & enormous electrical energy (~2,400 kWh per SWU). Now largely obsolete.

Gas centrifuge: UF₆ spun at 50,000–70,000 RPM. Heavier ²³⁸UF₆ concentrates at the outer wall; lighter ²³⁵UF₆ at the center. Separation factor ~1.3 per stage (vs 1.004 for diffusion). Uses ~50× less electricity. Modern standard.

Enrichment gets measured in separative work units (SWU). Producing 1 kg of 5%-enriched uranium from natural uranium requires about 8 SWU.

5. Fuel fabrication: Enriched UF₆ is converted to uranium dioxide (UO₂) powder, pressed into ceramic pellets (~1 cm diameter, 1 cm tall), sintered at 1700°C, stacked into zirconium alloy (Zircaloy) tubes, sealed: these are fuel rods. Rods are assembled into a fuel assembly (e.g., 17×17 = 289 rods for a PWR assembly). A typical 1000 MWe PWR has ~193 fuel assemblies, totaling ~80 tonnes of uranium.

Enrichment levels & applications:

- Natural (0.71%): CANDU, Magnox

- Low-enriched uranium (LEU, <20%): commercial power, 3–5% for LWR

- Highly enriched uranium (HEU, ≥20%): naval reactors (≥90%), research reactors

- საწარმოო ხარისხი: ≥90% U-235

ცენტრიფუგა vs. დიფუზია

გამოყენებული საწვავი და ხელახლა დამუშავება

საწვავის ციკლის უკანა ნაწილი

რეაქტორში 3–4 წლის შემდეგ, გამოყენებული საწვავი ფიზიკურად ცხელია, ინტენსიურად რადიოაქტიურია და ჯერ კიდევ შეიცავს მნიშვნელოვან რაოდენობის ფისილურ მასალას:

- ~94% U-238 (U-235-ის გამოფიტვის შემდეგ)

- ~1% U-235 (ჯერ კიდევ ფისილური)

- ~1% Pu-239, Pu-240, Pu-241 (U-238-ში ნეიტრონების დაჭერით შექმნილი)

- ~4% ფისიონური პროდუქტები (Cs-137, Sr-90, I-131 და ~200 სხვა)

- <0.1% მცირე აქტინიდები (Am, Np, Cm)

ერთჯერადი ციკლი: აშშ-ის პოლიტიკა: გამოყენებული საწვავი ინახება ტენიან გამოყენებული საწვავის აუზებში (წყალი ეკრავს რადიაციას და ამოიღებს დაშლის სითბოს) 5–10 წლის განმავლობაში, შემდეგ გადაეცემა მშრალ კასკის შენახვას. ხელახლა დამუშავება არ ხდება. მაღალ დონის ნარჩენები (HLW) განისაზღვრება მუდმივი გეოლოგიური დამარხვისთვის (Yucca Mountain, ამჟამად დაბლოკილი).

PUREX ხელახლა დამუშავება (ფრანგეთი, დიდი ბრიტანეთი, იაპონია, რუსეთი): გამოყენებული საწვავი იხსნება აზოტის მჟავაში. ხსნარის ექსტრაქცია (ტრიბუტილი ფოსფატი კეროსინში) სელექციურად ამოიღებს ურანს და პლუტონიუმს, ტოვებს ფისიონურ პროდუქტებს უკან. აღდგენილი ურანი (ხელახლა დამუშავებული ურანი, RepU) შეიძლება ხელახლა გადიდებულ იქნეს. პლუტონიუმი შერეულია გამოფიტულ ურანთან, რათა შეიქმნას MOX საწვავი (შერეული ოქსიდი, ~5–7% PuO₂). MOX გაზრდის საწვავის რესურსებს ~10–20%-ით.

საწარმოო ხარისხის vs. რეაქტორული ხარისხის პლუტონიუმი:

ბუნებრივი ურანის რეაქტორში Pu-239-ს ქმნის. თუ რეაქტორში საკმარისად დიდი ხნის განმავლობაში დარჩება, ნეიტრონების დაჭერა Pu-239-ზე Pu-240-ს ქმნის. რეაქტორული ხარისხის Pu (ჩვეულებრივ >18% Pu-240) იარაღებისთვის პრობლემურია, რადგან Pu-240-ს აქვს მაღალი სპონტანური დაშლის სიჩქარე: ის იწვევს წინასწარ აფეთქებას (fizzle) ცეცხლსასროლი ტიპის კონსტრუქციებში. იარაღის ხარისხის Pu-ს საჭიროებს მოკლე გამოსხივების დრო (<3 თვე), რათა შეზღუდოს Pu-240-ის დაგროვება. კომერციული ელექტროსადგურების რეაქტორები (საწვავის ციკლი 18+ თვე) ქმნის იარაღისთვის გამოუყენებელ რეაქტორული ხარისხის პლუტონიუმს. ეს არის დამზადებული პროლიფერაციის ბარიერი ერთჯერადი საწვავის ციკლში.

დიფერენციალური და ინტეგრალური ჭრის ღირებულება

რამდენია ჭრის ღირებულება?

ჭრის ღირებულება არის რეაქტივობის ცვლილება, რომელიც გამოწვეულია მართვის ჭრის ჩასმით. ის არ არის მუდმივი: ის დამოკიდებულია იმაზე, სად არის ჭრი ჩასმული ნეიტრონების ნაკადის განაწილების მიმართ.

დიფერენციალური ჭრის ღირებულება (Δρ/Δx): რეაქტივობის ცვლილება ჭრის ჩასმის ერთეულზე მოცემულ პოზიციაზე. ის მწვერვავს იქ, სადაც ნეიტრონების ნაკადი ყველაზე მაღალია: ბირთვს შუაში. ის დაბალია ზედა და ქვედა ნაწილებთან (დაბალი ნაკადის რეგიონებში).

ინტეგრალური ჭრის ღირებულება: სრული რეაქტივობის ცვლილება სრულად ამოღებიდან მოცემულ ჩასმის სიღრმემდე. ის ქმნის S-სახის მრუდს: ნელი ცვლილება ზედა ნაწილში (დაბალი ნაკადი), სწრაფი ცვლილება ცენტრში (მწვერვალური ნაკადი), ნელი ცვლილება ქვედა ნაწილში.

ჭრის ამოვარდნის ავარია: თუ მართვის ჭრი ავადმყოფობის გამო (მაგ., ჭრის გამტან მექანიზმის გაქრობის გამო) მოულოდნელად გამოდის ბირთვიდან, მილიწამებში ხდება დიდი დადებითი რეაქტივობის ჩასმა. მისი სიდიდე დამოკიდებულია ჭრის ღირებულებაზე (pcm-დან რამდენიმე დოლარამდე ჭრის პოზიციის მიხედვით). თუ ამოვარდნილი ჭრის ღირებულება აღემატება prompt criticality-ს ზღვარს (1$), ხდება prompt criticality-ს გადასვლა.

ჭრის ჩრდილვა / ჭრის-ჭრის ურთიერთქმედება: ერთი ჭრის ჩასმა ამცირებს ლოკალურ ნაკადს, რაც ამცირებს მახლობელ ჭრებს ღირებულებას. ოპერატორებს უნდა გაითვალისწინონ ეს ურთიერთქმედება ჭრების ნიმუშების დაგეგმვისას.

მართვის ჭრის მასალები: ბორ-10 (σₐ = 3,840 ბარნი 0.025 eV-ზე), ჰაფნიუმი (σₐ = 102 ბარნი, საშუალო, მაგრამ ნელა იწვის, მნიშვნელოვანია ხანგრძლივი ხანგრძლივობის ჭრებისთვის), ვერცხლი-ინდიუმი-კადმიუმის სპილენძი (გამოიყენება PWR-ებში, Ag უზრუნველყოფს სწრაფ რეაქციას, In & Cd ინარჩუნებენ ღირებულებას, როდესაც ისინი იწვება).

ქსენონის მოწამვლა: უხილავი მკვლელი

Xe-135: ყველაზე ძლიერი ნეიტრონების შთანთქმელი, რომელიც ცნობილია

ქსენონ-135-ს აქვს თერმული ნეიტრონების შთანთქმის კვეთის ფართობი 2.6 მილიონი ბარნი: ბევრად უფრო დიდი, ვიდრე ნებისმიერი ნუკლიდისთვის. შედარებისთვის, U-235-ის დაშლის კვეთის ფართობი არის 585 ბარნი. Xe-135 არის ~4,400× უფრო შთანთქმელი ატომზე.

გენერაცია: Xe-135 წარმოიქმნება ძირითადად I-135-ის (იოდი) დაშლის შედეგად, რომელიც პირდაპირი გახლეტის პროდუქტია. მხოლოდ ~0.3% Xe-135-ის წარმოიქმნება პირდაპირ გახლეტის შედეგად; ~95% მიიღება დაშლის ჯაჭვის მეშვეობით:

Te-135 → I-135 (ნახევარდაშლის პერიოდი 6.6 სთ) → Xe-135 (ნახევარდაშლის პერიოდი 9.2 სთ) → Cs-135

განადგურება: Xe-135 განადგურებულიაა ორი პროცესით: (1) რადიოაქტიური დაშლა (ნახევარდაშლის პერიოდი 9.2 სთ) და (2) ნეიტრონების შთანთქმა (განადგურება ნეიტრონული ნაკადის მიერ). მაღალი სიმძლავრის დროს, ნეიტრონების შთანთქმა არის დომინანტი განადგურების მექანიზმი.

იოდის ჭიქა (ქსენონის ტრანზიენტი):

სტაციონარულ მუშაობის დროს, Xe-135-ის გენერაცია და განადგურება გაბალანსებულია (ქსენონის ღირებულება ≈ -2,500 pcm ტიპურ PWR-ში).

როდესაც რეაქტორი გამორთება, Xe-135-ის ნეიტრონებით შთანთქმა წყდება. მაგრამ I-135 რამდენიმე საათის განმავლობაში აგრძელებს დაშლას ახალ Xe-135-ად. Xe-135-ის კონცენტრაცია იზრდება გამორთვის შემდეგ 6–8 საათის განმავლობაში: იოდის ჭიქა.

ეს შეიძლება დროებით გაუშვებელს გახადოს რეაქტორი (ქსენონის გადალახვა შეუძლებელია), თუ არასაკმარისია ზედმეტი რეაქტივობა.

ჩერნობილის კავშირი: 1986 წლის 26 აპრილს, ჩერნობილის 4-ე ბლოკის ტესტი დაიგვიანდა ~9 საათით ელექტროსადგურის მოთხოვნის გამო. ამ დროის განმავლობაში ქსენონი დაგროვდა. ტესტის გასატარებლად, ოპერატორებს უნდა გამოეყვანათ თითქმის ყველა მართვის ღერო, რათა დაძლიებოდნენ ქსენონის მოწამვლა. ეს დატოვა რეაქტორი თითქმის ნულოვანი გამორთვის მარჟით: კრიტიკული წინაპირობა ავარიისთვის.

რატომ ქმნის ქსენონი რეაქტორებს საფრთხეს გამორთვის შემდეგ

სამარიუმის მოწამვლა

Sm-149: უფრო ხანგრძლივი ტოქსინი

სამარიუმ-149 არის მეორე ყველაზე მნიშვნელოვანი რეაქტორული ტოქსინი. მას აქვს თერმული შთანთქმის კვეთის ფართობი ~41,000 ბარნი.

გენერაციის ჯაჭვი: Nd-149 → Pm-149 (ნახევარდაშლის პერიოდი 53 სთ) → Sm-149 (სტაბილური)

Xenon-ისგან განსხვავებით, Sm-149 სტაბილურია: ის არ იშლება. მისი მოცილება შესაძლებელია მხოლოდ ნეიტრონების შთანთქმის გზით. სტაციონარულ სიმძლავრეზე, Sm-149 აღწევს წონასწორულ კონცენტრაციას, რომელიც წარმოადგენს დაახლოებით -700 pcm რეაქტივობას.

გაშვების დროს: ნეიტრონების „გაშვება“ (burnout) წყვეტს, მაგრამ Pm-149 განაგრძობს Sm-149-ად დაშლას. ვინაიდან Sm-149 სტაბილურია, ის გროვდება დაახლოებით 100 საათის განმავლობაში გაშვების შემდეგ: რაც ამატებს დაახლოებით -600 pcm უფრო უარყოფით რეაქტივობას.

გადატრიალების დროს: ნეიტრონების ნაკადი „გაშვებს“ (burns out) ზედმეტ Sm-149-ს. სამარიუმის მოწევა ნაკლებად მძიმეა, ვიდრე ქსენონის (არ არსებობს იოდის „ბორცვის“ ეკვივალენტი), მაგრამ ის უნდა გათვალისწინებულ იქნას ხანგრძლივი რეაქტივობის მართვისას.

შეერთებით, ქსენონი და სამარიუმი წარმოადგენენ დაახლოებით -3,000-დან -3,500 pcm-მდე რეაქტივობის ტვირხს გაშვების პიკზე: ეს უნდა გაბალანსდეს კონტროლის ჭრის გამოყვანით ან ქიმიური შიმით (ბორის მჟავა PWR-ებში) გადატრიალებისას.

რა არის რეაქტივობის კოეფიციენტები?

უსაფრთხო და არაუსაფრთხო რეაქტორებს შორის განსხვავება

რეაქტივობის კოეფიციენტი არის რეაქტივობის ცვლილება ფიზიკური პარამეტრის (ტემპერატურა, ცარიელის წილი, სიმძლავრე) ერთეულის ცვლილების მიმართ.

უარყოფითი კოეფიციენტი: როდესაც სიმძლავრე იზრდება, რეაქტივობა მცირდება: რეაქტორი თვითშეზღუდვითია. ეს არის ბუნებრივად უსაფრთხო დიზაინი.

დადებითი კოეფიციენტი: როდესაც სიმძლავრე იზრდება, რეაქტივობა იზრდება: რეაქტორი ამაგნებს აშკარაობებს. ეს არის პოტენციურად არასტაბილური დიზაინი.

რეაქტივობის კოეფიციენტების ნიშანი განსაზღვრავს, არის თუ არა რეაქტორი ბუნებრივად უსაფრთხო ან საჭიროებს აქტიურ ჩარევას გაუკონტროლებლობის თავიდან ასაცილებლად. ეს არის რეაქტორის დიზაინში ერთ-ერთი ყველაზე მნიშვნელოვანი უსაფრთხოების პარამეტრი.

დოპლერის გაფართოება: ყველაზე მნიშვნელოვანი უსაფრთხოების მექანიზმი

დოპლერის რეაქტივობის კოეფიციენტი

დოპლერის გაფართოება კვანტურ-მექანიკური ეფექტია: როდესაც საწვავის ტემპერატურა იზრდება, U-238 ბირთვების თერმული მოძრაობა აფართოებს მათ ნეიტრონების შთანთქმის რეზონანსულ პიკებს.

ეპითერმალურ ენერგიის დიაპაზონში (1 eV-დან 10 keV-მდე), U-238-ს აქვს უზარმაზარი რეზონანსული შთანთქმის პიკები. დაბალ ტემპერატურაზე, ეს პიკები ვიწროა: ნეიტრონს უნდა ჰქონდეს ძალიან ზუსტი ენერგია, რომ იქნეს შთანთქმული. როდესაც ტემპერატურა იზრდება, გაფართოებული პიკები შთანთქავს ნეიტრონებს უფრო ფართო ენერგიის დიაპაზონიდან.

ეფექტი p-ზე (რეზონანსული თავიდან აცილების ალბათობა): საწვავის ტემპერატურის ზრდა → U-238 რეზონანსული პიკების გაფართოება → მეტი ნეიტრონი იჭერება თერმალიზაციის დროს → p მცირდება → k მცირდება → სიმძლავრე მცირდება.

დოპლერის კოეფიციენტი (α_D) ჩვეულებრივ არის -1-დან -3 pcm/°C-მდე U-235/U-238 საწვავისთვის. ეს ძალიან უარყოფითია.

რატომ არის ეს ძირითადი უსაფრთხოების მექანიზმი: ის მოქმედებს მყისიერად (ტემპერატურა იცვლება სითბოს ნაკადის სიჩქარით: მასწამლებიდან წამებამდე). ის ყოველთვის არსებობს, თუ საწვავში არის U-238. ის არ არის დამოკიდებული არცერთ აქტიურ სისტემაზე ან ოპერატორის მოქმედებაზე. მისი გაუქმება შეუძლებელია.

ნებისმიერ რეაქტივობის გადაჭარბებულ ზრდაში (სიმძლავრის მკვეთრი ზრდა), დოპლერის ეფექტი მყისიერად იქმნება და უზრუნველყოფს უარყოფით უკუკავშირს, სანამ მექანიკური სისტემები რეაგირებას დაიწყებენ. ეს ახსნის, თუ რატომ არის თანამედროვე LWR-ის საწვავი (საწვავის მატრიცაში 95%-ზე მეტი U-238-ით) ბუნებრივად თვითშეზღუდვითი.

შენიშვნა იარაღის შესახებ: სუფთა U-235 ან Pu-239-ის მეტალს თითქმის არ აქვს დოპლერის უკუკავშირი. ეს არის ერთ-ერთი მიზეზი, თუ რატომ იყენებენ იარაღში მაღალგაჯერებულ მასალას: დოპლერის უსაფრთხოების მექანიზმი, რომელიც ელექტროსადგურების რეაქტორებს უსაფრთხოდ ხდის, შეზღუდავდა იარაღის სიმძლავრესაც.

ვაკუუმის კოეფიციენტი: რა გამოყოფს LWR-ს RBMK-დან

ვაკუუმის კოეფიციენტი და ჩერნობილის ფიზიკა

ვაკუუმის კოეფიციენტი (α_v) არის რეაქტივობის ცვლილება ერთეულის ცვლილებისთვის ვაკუუმის ფრაქციის (გაქონებული სითხის წილი, რომელიც აქცეულია წყლის ღვრელებად) მიმართ.

ნაზავიანი წყლის რეაქტორში (PWR ან BWR):

წყალი ასრულებს როგორც კონდენსატის, ისე მოდერატორის ფუნქციას. თუ წყალი გაქონდება (განვითარდება ვაკუუმი), მოდერაცია მცირდება. ნაკლები მოდერაცია → ნაკლები თერმული ნეიტრონები → ნაკლები დაშლა → სიმძლავრის შემცირება. გარდა ამისა, წყალი შთანთქავს ზოგიერთ ნეიტრონს: ნაკლები წყალი ნიშნავს ნაკლებ პარაზიტულ შთანთქმას, რაც მცირედით დადებითია, მაგრამ მოდერაციის დაკარგვა დომინირებს.

შედეგი: ვაკუუმის კოეფიციენტი უარყოფითია LWR-ებში (ჩვეულებრივ -100-დან -200 pcm/% ვაკუუმამდე). კონდენსატის დაკარგვა ავტომატურად ამცირებს სიმძლავრეს.

RBMK-1000-ში (ჩერნობილის რეაქტორი):

RBMK იყენებდა გრაფიტს მოდერატორად და წყალს მხოლოდ კონდენსატად. თუ წყალი გაქონდება:

- მოდერაცია უცვლელია (გრაფიტის მოდერატორი არ იცვლება)

- ნეიტრონების შთანთქმა წყალში მცირდება (ნაკლები პარაზიტული შთანთქმა)

- საბოლოო ეფექტი: დადებითი ვაკუუმის კოეფიციენტი დაბალ სიმძლავრეზე

- სიმძლავრის ზრდასთან ერთად, წყალი მეტად გაქონდება, დადებითი ვაკუუმის კოეფიციენტი დაამატებს მეტ რეაქტივობას, რაც მეტად გაზრდის სიმძლავრეს: დადებითი უკუკავშირის ჯაჭვი.

RBMK-ში დადებითი ვაკუუმის კოეფიციენტის სიდიდე: დაბალ სიმძლავრეზე, მცირე რაოდენობის ჩართული მართვის ღერძების პირობებში, α_v ≈ +4-დან +5 pcm/% ვაკუუმამდე. ეს ცნობილი იყო საბჭოთა დიზაინერებისთვის, მაგრამ დამალული იყო სადგურის ოპერატორებისგან.

26 აპრილი, 1986: ჩერნობილის 4-ე ბლოკი მუშაობდა დაბალ სიმძლავრეზე (~200 მგტ, ნომინალური 3,200 მგტ-ის მიმართ), ხოლო ზენონის დაბინძურების დასაძლავად მართვის უბრის უმეტესი ნაწილი ამოღებული იყო. ამ კონფიგურაციაში: მაქსიმალური დადებითი სიცარიელის კოეფიციენტი, მინიმალური უბრის ღირებულება, ზენონის მიერ დათრგუნული სიმძლავრე. როდესაც ტესტის თანმიმდევრობამ რეაქტორის სიმძლავრე გაზრდა, გადამდინარე ნივთიერების დამარცხება გაიზარდა, სიცარიელის კოეფიციენტმა რეაქტივობა დაუმატა, სიმძლავრემ უფრო სწრაფად გაიზარდა, მეტი გადამდინარე ნივთიერება დაიმარცხა: არასტაბილური დადებითი უკუკავშირი. რეაქტორმა მიაღწია სწრაფ კრიტიკურობას და დაახლოებით 3 წამში თვითონ გაანადგურა თავი.

რატომ მუშაობდა RBMK არასტაბილურად დაბალ სიმძლავრეზე

მოდერატორის ტემპერატურის კოეფიციენტი და სიმძლავრის კოეფიციენტი

სხვა მთავარი კოეფიციენტები

მოდერატორის ტემპერატურის კოეფიციენტი (MTC): რეაქტივობის ცვლილება მოდერატორის ტემპერატურის ცვლილების თითოეულ გრადუსზე. PWR-ში: როდესაც წყლის ტემპერატურა იზრდება, მისი სიმკვრივე ეცემა → მოდერატორის ნაკლები რაოდენობა ერთეულ მოცულობაზე → ნაკლები თერმალიზაცია → ნაკლები თერმული ნეიტრონები → k მცირდება. MTC უარყოფითია LWR-ებში (ჩვეულებრივ -20-დან -80 pcm/°C-მდე). ეს არის საჭირო უსაფრთხოების სპეციფიკაცია: აშშ-ის NRC-ის რეგულაციები მოითხოვს MTC ≤ 0 ყველა დროს.

საწვავის ტემპერატურის კოეფიციენტი (FTC): ძირითადად გამოწვეულია დოპლერის გაფართოებით (როგორც ზემოთ აღწერილია). ყოველთვის ძლიერ უარყოფითია LWR საწვავში.

სიმძლავრის კოეფიციენტი: სრული რეაქტივობის უკუკავშირი ყველა წყაროდან სიმძლავრის ცვლილების ერთეულზე. კარგად დაპროექტებულ LWR-ში: ძლიერ უარყოფითი. სიმძლავრე იზრდება → საწვავის ტემპერატურა იზრდება (დოპლერის უკუკავშირი) → მოდერატორი გაცხელდება და სიცარიელეებს წარმოქმნის (MTC და სიცარიელის უკუკავშირი) → რეაქტივობა მცირდება → სიმძლავრე სტაბილიზდება.

შეერთებული ეფექტი: LWR რეაქტორები ბუნებრივად თვითორგანიზებადია. ოპერატორი, რომელიც არაფერს აკეთებს, აღმოაჩენს, რომ რეაქტორი იყენებს სიმძლავრის დონეს, სადაც უკუკავშირი k = 1.000-ს ანიჭებს. ეს არ არის შემთხვევა: ეს არის დამზადებლის მიზნობრივი დიზაინის მოთხოვნა.

Reactor with all-negative coefficients will never go prompt critical from a thermal feedback event. Prompt criticality in an LWR requires an external positive reactivity insertion larger than the prompt criticality threshold (>β ≈ 0.0065). In practice, this means control rod ejection or rapid boron dilution: both of which are analyzed explicitly in the design basis.

Heat Removal: From Fuel to Coolant

Keeping the Fuel Cool

Fission produces heat primarily as kinetic energy of fission fragments (~83%) & prompt gamma radiation (~3%), deposited almost entirely within the fuel pellet. Beta decay of fission products (~4%) & gamma decay (~4%) add heat over time: this is decay heat, which continues after shutdown.

Decay heat follows the way-12 rule approximately: 1 minute after shutdown, decay heat ≈ 1% of operating power. After 1 hour: ~0.4%. After 1 day: ~0.2%. After 1 week: ~0.07%. Decay heat from a 3,000 MWt reactor 1 minute after shutdown is ~30 MWt: enough to melt the core if cooling is lost. This explains why emergency core cooling systems (ECCS) are so critical.

Heat flow path: Fuel pellet → fuel rod cladding (Zircaloy) → coolant water → steam generator (PWR) or directly to steam (BWR)

Temperature profile: Centerline fuel temperature in a PWR reaches ~900–1,200°C at full power. Zircaloy cladding surface: ~300–350°C. Coolant bulk: ~290–325°C. The steep gradient from pellet center to coolant means small power increases cause large fuel temperature increases: & large Doppler feedback.

Key thermal limit: Fuel centerline temperature must remain below UO₂ melting point (~2,865°C). Cladding temperature must remain below the Zircaloy oxidation threshold (~1,200°C), above which zirconium reacts exothermically with steam: Zr + 2H₂O → ZrO₂ + 2H₂. This reaction produced the hydrogen that exploded at Fukushima Units 1, 3, & 4.

Departure from Nucleate Boiling (DNB)

The Critical Heat Flux Limit

In a PWR, the coolant remains liquid at ~155 bar pressure (boiling point ~345°C). Small steam bubbles nucleate on the cladding surface & are swept away by flow, nucleate boiling, which is actually excellent heat transfer.

თუ ლოკალური სითბური ნაკადი აღემატება კრიტიკულ მნიშვნელობას (კრიტიკული სითბური ნაკადი, CHF), ბუშტები ერთმანეთს ეკვრება და წარმოქმნის უწყვეტ ორთქლის ფილმს საწვავის ჰარნის გარშემო. ეს ორთქლის ფილმი იზოლიატორია. საწვავიდან გამომავალი სითბური ნაკადი ვერ იქნება მოცილებული ორთქლის მიერ: კლადინგის ტემპერატურა სწრაფად იზრდება. ეს არის ნუკლეატული დუღილისგან გასვლა (DNB) ან კრიტიკული სითბური ნაკადის გადაჭარბება.

DNB-ის შედეგი: თუ ნაკადი სწრაფად არ აღდგება, კლადინგის ტემპერატურა იზრდება 1,200°C-მდე, სადაც იწყება ზირკალოის ოქსიდირება, შემდეგ კი დნობამდე (~1,850°C). საწვავის პელეტები იფანტება, დაშლის პროდუქტები გამოიყოფა ცივებში.

MDNBR (მინიმალური DNB-ის შეფარდება): ლოკალური კრიტიკული სითბური ნაკადის შეფარდება რეალურ სითბურ ნაკადთან, რომელიც შეფასებულია ბირთვში ყველაზე შეზღუდულ ადგილას. უსაფრთხოების ზღვარი MDNBR ≥ 1.3 შენარჩუნებულია ყველა დროს (1.3-ჯერა მარჟა DNB-მდე). ეს ზღვარი განსაზღვრავს რეაქტორის მაქსიმალურ სიმძლავრეს და ნაკადის პირობებს.

ორფაზური ნაკადი: BWR-ში მასური დუღილი იგეგმება: ბირთვი მუშაობს ორფაზურ ნაკადში (წყალი + ორთქლი). BWR-ში ეკვივალენტური ზღვარი არის კრიტიკული სიმძლავრის შეფარდება (CPR) ან მინიმალური კრიტიკული სიმძლავრის შეფარდება (MCPR) ≥ 1.2.

ბირთვის ტემპერატურული პროფილი: ღერძული სითბური ნაკადი მიჰყვება ღერძულ ნეიტრონულ ნაკადის პროფილს (ახალ ბირთვში დაახლოებით დაჭრელი კოსინუსი). პიკური ნაკადი (და ყველაზე მაღალი DNB-ის რისკი) არის ბირთვის შუა სიბრტყეზე. რადიალური პიკი არის ცენტრალურ ასამბლეებში. ცხელი არხის კოეფიციენტი (Fq ან F∆H) განსაზღვრავს, რამდენად არის უფრო მაღალი პიკური ლოკალური სიმძლავრე ბირთვის საშუალოზე: ჩვეულებრივ 2.5–3.0 PWR-ში.

რატომ განსაზღვრავს DNB კრიტიკულ უსაფრთხოების ზღვარს

PWR და BWR: დომინანტური დიზაინები

მსუბუქი წყლის რეაქტორები

მსუბუქი წყლის რეაქტორები (LWR) შეადგენენ მსოფლიო კომერციული ბირთვული სიმძლავრის ~85%-ს.

დაწნობილი წყლის რეაქტორი (PWR)

- პირველადი კონტური: წყალი ~155 ბარზე (15.5 მპა), ~290–325°C: დაწნობილია დუღილის წერტილის ზემოთ, რჩება სითხის მდგომარეობაში

- სითბომომხდომა: მარცხალის გენერატორები გადასცემენ სითბოს პირველადიდან მეორეულ კონტურზე

- მეორეული კონტური: წყალი ~60 ბარზე, წარმოქმნის მარცხალს ~280°C-ზე ტურბინების გამოსაქვებად

- უპირატესობა: პირველადი რადიოაქტიური წყალი არ კონტაქტდება ტურბინასთან. მოვლა უფრო მარტივია.

- სიმძლავრე: 900–1,700 მგВт ერთეულზე. თერმული ეფექტურობა ~33%.

- მაგალითები: Westinghouse AP1000, ფრანგული EPR, რუსული VVER

დუღილი წყლის რეაქტორი (BWR)

- პირდაპირი ციკლი: წყალი დუღს რეაქტორის ჭურჭლის შიგნით ~75 ბარზე (~290°C). მარცხალი პირდაპირ მიდის ტურბინაზე.

- მარცხალის გენერატორები არ არის საჭირო: უფრო მარტივი, დაბალი წნევის ჭურჭლის მოთხოვნა

- ტურბინა მცირედით რადიოაქტიურია (მარცხალში ჩაჭერული ფიზიონის აირები): საჭიროა ეკრანირება და დისტანციური მოვლა

- სიმძლავრის კონტროლი რეცირკულაციის ნაკადის სიჩქარით ( მეტი ნაკადი → ნაკლები ცარილობა → მეტი მოდერაცია → მეტი სიმძლავრე) კონტროლის ღერძების გარდა

- პასიური უსაფრთხოება: დაბალი წნევა ნიშნავს ნაკლები ენერგიის შენახვას, უფრო მარტივ ECCS დიზაინს

- თერმული ეფექტურობა ~33%, მსგავსი PWR-ის

- მაგალითები: GE BWR/6, ABWR, ESBWR

VVER (Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reaktor): საბჭოთა/რუსული PWR დიზაინი. ჰორიზონტალური მარცხალის გენერატორები დასავლური PWR-ების ვერტიკალური მარცხალის გენერატორების წინააღმდეგ. ჰექსაგონალური სასწავლო ასამბლეის გეომეტრია კვადრატული წესით. თანამედროვე VVER-ები (VVER-1200) აკმაყოფილებენ დასავლურ უსაფრთხოების სტანდარტებს.

CANDU და RBMK: წნევის მილების დიზაინები

წნევის ჭურჭლის ალტერნატივები

CANDU (Canada Deuterium Uranium)

- ჰორიზონტალური წნევის მილები, რომლებიც შეიცავს სასწავლოს და ცივს (D₂O მაღალ წნევაზე), გარშემო დაბალი წნევის D₂O მოდერატორი კალანდრიის ჭურჭელში

- ონლაინ სასწავლოს შეცვლა: სასწავლო იცვლება რეაქტორის სრული სიმძლავრით მუშაობის დროს, გამორთვის გარეშე. თითოეული წნევის მილი ინდივიდუალურად ხელმისაწვდომია სასწავლოს ჩამოსმენის მანქანით. ეს საშუალებას აძლევს 100% სიმძლავრის კოეფიციენტს სასწავლოს შეცვლის გაჩერებების გარეშე (PWR-ებს უნდა გაითვალონ ~18 თვე სასწავლოს შესაცვლად)

- ბუნებრივი ურანის სასწავლო (UO₂): გამდიდრება არ არის საჭირო. CANDU-ის ნეიტრონული ეკონომიკა ამას საშუალებას აძლევს.

- ასევე მიიღებს MOX სასწავლოს, თორიუმის სასწავლოს და გამოყენებულ LWR სასწავლოს (რეციკლირება)

- ყველა რეაქტივობის კოეფიციენტი უარყოფითია: ბუნებრივად სტაბილური

- მაგალითი: CANDU-6 (700 მგВт), ACR-1000 (განვითარებული დიზაინი მსუბუქი წყლის ცივით)

RBMK-1000 (Reaktor Bolshoy Moshchnosti Kanalnyy: მაღალი სიმძლავრის არხის რეაქტორი)

- საბჭოთა დიზაინი: გრაფიტის მოდერატორი, მსუბუქი წყლის ციკლი ვერტიკალურ წნევის მილებში

- დიდი (1,000–1,500 MWe), დაბალ-გაღარიბებული ურანი, ონლაინ გადამოწმება

- სიკვდილმისახელის ფიზიკური ნაკლი: დადებითი ცარიელის კოეფიციენტი დაბალ სიმძლავრეზე, როდესაც სარეაქტივო წრფეები ამოღებულია (დეტალურად აღწერილია რეაქტივობის კოეფიციენტების განყოფილებაში)

- დამატებითი დიზაინის ნაკლი: გრაფიტის წვერის ეფექტი, სარეაქტივო წრფეებს ჰქონდათ გრაფიტის წვერები. წრფის ჩასმა სრულად ამოღებიდან ჯერ გაათავსებდა წყალს ბირთვს ქვედა ნაწილიდან (განადგურებდა პარაზიტულ შთანთქმას), სანამ შთანთქმის სექცია აქტიურ ზონაში შევიდოდა. წრფეების ჩასმა SCRAM-ისთვის საწყის ეტაპზე მოკლე დადებითი რეაქტივობის იმპულსს ამატებდა, რაც საპირისპიროდ იყო მოსალოდნელი ეფექტის.

- ეს ორი ნაკლი ერთად გამოიწვია ჩერნობილის კატასტროფა.

- ყველა მოდებული RBMK ელექტროსადგურია მოდიფიცირებული დადებითი ცარიელის კოეფიციენტის შესამცირებლად და წრფეების გადასაქმელებლად. ისინი რჩება უნიკალურ საბჭოთა დიზაინად დასავლეთის ეკვივალენტების გარეშე.

IV თაობის რეაქტორის კონცეფციები

მიმდინარე ფლოტის მიღმა

IV თაობის რეაქტორების საერთაშორისო ფორუმი (GIF) გამოყოფს ექვს რეაქტორის კონცეფციას განვითარებისთვის, რომელიც მიზნად ისახავს ~2030+ განთავსებას:

დნობი მარილის რეაქტორი (MSR): საწვავი გახსნილია დნობი ფტორიდის მარილში (LiF-BeF₂ ან NaF-ZrF₄). არ არის მყარი საწვავი, არ არის საწვავის კლინგინგი, რომელიც დნება. პასიური დრენაჟი გაყინვის ბოლომდე, თუ სიმძლავრე დაკარგულია, გაყინული ბოლო დნება და მარილი დრენაჟდება სუბკრიტიკულ გეომეტრიაში. მუშაობს ატმოსფერულ წნევაზე (~650°C). თორიუმის გამრავლება შესაძლებელია.

სითხეო ფტორიდის თორიუმის რეაქტორი (LFTR): კონკრეტული MSR დიზაინი, რომელიც იყენებს Th-232/U-233 გამრავლების ციკლს. თორიუმი დაახლოებით 3x მეტია ურანზე. U-233 წარმოიქმნება Th-232-დან (Th + n → Pa-233 → U-233). LFTR წარმოქმნის ძალიან ცოტა ხანგრძლივი აქტინიდური ნარჩენს. ადვოკატურა თემი ენთუზიაზმით იმყოფება; ინჟინერიის გამოწვევები (კოროზია ტემპერატურაზე, მარილის ქიმიის კონტროლი) რჩება მნიშვნელოვანი.

ნატრიუმით ციკლი სწრაფი რეაქტორი (SFR): სითხეო ნატრიუმის ციკლი, სწრაფი ნეიტრონების სპექტრი, პოტენციალი გამრავლების ან აქტინიდების ტრანსმუტაციისთვის. გამოწვევები: ნატრიუმი რეაგირებს წყალთან და ჰაერთან (აუცილებელია ინერტული ატმოსფერო). არსებული მაგალითები: BN-800 (რუსეთი), Superphénix (ფრანგეთი, გაუქმებული), Monju (იაპონია, დახურული ავარიის შემდეგ). EBR-II (აშშ) დაადასტურა პასიური უსაფრთხოება 1986 წელს, დამზადებული ზედმეტი დენის დაკარგვით, რეაქტორმა უსაფრთხოდ გამორთო თავი SCRAM-ის გარეშე.

შვილით ციკლი სწრაფი რეაქტორი (LFR): შვილი ან შვილი-ბიზმუტის ციკლი. შვილი არ არის რეაქტიული წყალთან ან ჰაერთან (განსხვავებით ნატრიუმიდან). მაღალი დნობის ტემპერატურა (1,740°C), წნევის საჭიროება არ არის. ბუნებრივი ცირკულაციის ციკლი პოტენციურად შესაძლებელია. გამოწვევა: შვილი ძალიან მძიმეა და კოროზიულია ფოლადისთვის მაღალ ტემპერატურაზე. რუსული ქვეითი რეაქტორები იყენებდნენ Pb-Bi ციკლს.

სუპერკრიტიკული წყლის რეაქტორი (SCWR): წყალი თავის კრიტიკულ წერტილზე (374°C, 221 ბარი) ზემოთ, ერთი ფაზა, ძალიან მაღალი ენთალპია. თერმული ეფექტურობა პოტენციურად ~44% vs ~33% მიმდინარე LWR-ებისთვის. აერთიანებს BWR-ის მარტივობას და მაღალ ეფექტურობას. მნიშვნელოვანი მასალის გამოწვევები სუპერკრიტიკულ პირობებში.

ძალიან მაღალი ტემპერატურის რეაქტორი (VHTR): ჰელიუმით გაგრილებული, გრაფიტით მოდერირებული, გამოსასვლელი ტემპერატურები 700–950°C. საშუალებას აძლევს წყალბადის წარმოება თერმოქიმიური ციკლების მეშვეობით. TRISO საწვავი ნაწილაკები (კერამიკული დაფარვის მქონე მიკროსფერები) ინარჩუნებს გახლეჩვის პროდუქტებს, თუნდაც აქტიური გაგრილება არ არსებობდეს. მაგალითი: HTR-PM (ჩინეთი, ექსპლუატაციაში 2023 წლიდან).

რეაქტორის ტიპის არჩევა

რანკინის ციკლი

სითბოს მუშაობად გარდაქმნა

ბირთვული ელექტროსადგური არის ორთქლის ელექტროსადგური. კარნოს ეფექტურობის თეორემა ადგენს ზედა ზღვარს:

η_Carnot = 1 - T_cold/T_hot (ტემპერატურები კელვინებში)

PWR-ის ორთქლის პირობები: T_hot ≈ 280–290°C (553–563 K), T_cold ≈ 30–40°C (303–313 K)

η_Carnot = 1 - 308/558 ≈ 0.45 (45%)

რეალური თერმული ეფექტურობა ≈ 33%: სხვაობა არის რეალურ ციკლში არაუკუსვლადობები (ტურბინის დაკარგვები, ტუმბოს მუშაობა, სითბოს გადაცემის ტემპერატურული სხვაობები, სიბლანტე ორთქლში).

რანკინის ციკლის ეტაპები:

1. კვების ტუმბო: ქვეგაგრილებული სითხის წყალი ტუმბოვდება კოტლის წნევამდე (მცირე მუშაობის შეტანა)

2. ორთქლის გენერატორი / კოტელი: რეაქტორიდან სითბო წყალს ორთქლად გარდაქმნის (დიდი სითბოს შეტანა)

3. მაღალი წნევის ტურბინა (HP): ორთქლი გაფართოვდება, ტრიალებს ტურბინის ღერძს, კარგავს წნევას და ტემპერატურას

4. სიბლანტის გამყოფი / გადაგაგრილები: ტენიანი ორთქლი გამოშრობილი და გადაგაგრილებულია ტურბინის სექციებს შორის

5. დაბალი წნევის ტურბინა (LP): ორთქლი კიდევ უფრო გაფართოვდება კონდენსატორის წნევამდე

6. კონდენსატორი: ორთქალი კონდენსირდება სითხის სახეობაში გაგრილების წყლის (მდინარე, ოკეანე, გაგრილების კოშკი) მეშვეობით

7. კვების წყლის გამხურებლები: ტურბინის სტადიებიდან ამოღებული ორთქალი გამოიყენება კვების წყლის წინასწარი გასათბობად (რეგენერაცია: ციკლის ეფექტურობის გაუმჯობესება კოცლის სითბური შეყვანის და კონდენსატორის სითბური გამოყოფის შემცირებით)

რატომ მუშაობს ბირთვული ელექტროსადგური ~33% ეფექტურობით, ხოლო ნახშირის/CCGT-ს 40–43%: ბირთვული ორთქალი მნიშვნელოვნად დაბალ ტემპერატურაზე და წნევაზეა, ვიდრე თანამედროვე ფოსილური საწვავის ელექტროსადგურის ორთქალი. ნახშირის ელექტროსადგური შეუძლია მიაღწიოს 600°C-ს ორთქალს (სუპერკრიტიკული); PWR-ს შეზღუდულია ~280°C-ზე პრესურიზატორის შეზღუდვებისა და საწვავის ტემპერატურის ზღვრების გამო. დაბალი T_hot → დაბალი კარნოსის ზღვარი → დაბალი მიღწეული ეფექტურობა.

რატომ მუშაობს ბირთვული ელექტროსადგური ბაზისებრი ლოდით: საწვავის ღირებულება თითქმის მთლიანად წინასწარ არის (გაჯერება + დამზადება). ცვლადი ექსპლუატაციის ღირებულება (საწვავის ღირებულება MWh-ზე) ძალიან დაბალია (~$7/MWh vs ~$30/MWh გაზისთვის). კაპიტალური ხარჯები ძალიან მაღალია. ეს აძლევს ბირთვულ ელექტროსადგურებს ყველაზე დაბალ მარჯინალურ ექსპლუატაციის ღირებულებას ნებისმიერი დისპეჩერებადი გენერატორისთვის: ეკონომიკურად ხელსაყრელია მუშაობა 100% გამოსავლით უწყვეტად. ბირთვული ენერგია ჩვეულებრივ პირველად არის დისპეჩერებული მერიტ-ორდერში.

ბირთვული ეფექტურობა vs. კომბინირებული ციკლის გაზი

წერტილოვანი კინეტიკის განტოლებები

როგორ იცვლება სიმძლავრე დროში

წერტილოვანი კინეტიკის განტოლებები მოდელირებენ ნეიტრონების პოპულაციის დროში დამოკიდებულ ქცევას (და შესაბამისად რეაქტორის სიმძლავრეს) როგორც რეაქტივობის ფუნქციას:

dN/dt = [(ρ - β)/ℓ]·N + Σᵢ λᵢ·Cᵢ + S

dCᵢ/dt = (βᵢ/ℓ)·N - λᵢ·Cᵢ

სადაც N = ნეიტრონების პოპულაცია, ρ = რეაქტივობა, β = სრული დაბრუნებული ნეიტრონების წილი, ℓ = სწრაფი ნეიტრონების სიცოცხლის ხანგრძლივობა, Cᵢ = დაბრუნებული ნეიტრონების წინამძღვრის კონცენტრაცია i ჯგუფისთვის, λᵢ = დაშლის მუდმივა i ჯგუფისთვის, S = გარე ნეიტრონული წყარო.

მცირე რეაქტივობის ჩასმის შემთხვევაში (ρ << β), ამონახსნი გვაძლევს სტაბილურ პერიოდს:

T ≈ β / (ρ · λ̄)

სადაც λ̄ არის დაბრუნებული ნეიტრონების ეფექტური დაშლის მუდმივა (~0.08 s⁻¹). ρ = 0.01$ = 0.0001 (1 ცენტის) შემთხვევაში:

T ≈ 0.0065 / (0.0001 × 0.08) ≈ 813 წამი: ძალიან სტაბილური.

ρ = 0.50$ = 0.00325 შემთხვევაში:

T ≈ 0.0065 / (0.00325 × 0.08) ≈ 25 წამი: ჯერ კიდევ მართვადი.

სწრაფი ნახტვის მიახლოება: რეაქტივობის მოულოდნელი ჩასმის დროს, ნეიტრონების პოპულაცია მყისიერად ნახტავს ახალ დონეზე (სწრაფი დროის მასშტაბზე ~10 µs), სანამ უფრო ნელი დაბრუნებული ნეიტრონების დინამიკა ხელში არ აიღებს. სწრაფი ნახტვის კოეფიციენტია 1/(1-ρ/β). ρ = 0.50$ შემთხვევაში, სიმძლავრე მყისიერად იზრდება 1/(1-0.5) = 2-ჯერ, შემდეგ კი იზრდება 25-წამიან პერიოდზე. ეს ახსნის, თუ რატომ იწვევს მცირე რეაქტივობის ჩასმაც კი მყისიერად ხილვად სიმძლავრის რეაქციას.

რეაქტორის ჩართვა და ჰერონების ვარდნის ტესტები

კრიტიკურობის მიღება

ჩართვის პროცედურა: რეაქტორი იწყებს ქვეკრიტიკულ მდგომარეობაში. მართვის ჰერონები ნელა გამოიღება. ჰერონების გამოღებისას, k მიდის 1.000-ისკენ ქვემოდან.

1/M გრაფიკი (ქვეკრიტიკული გამრავლება): კრიტიკურობამდე, ჩართვის წყაროდან ნეიტრონების რაოდენობის სიხშირე მონიტორინგდება. ქვეკრიტიკულ რეაქტორში გარე წყარო S-სა და გამრავლება M = 1/(1-k)-სთან:

განმარტვის სიხშირე ∝ M = 1/(1-k)

1/(განმარტვის სიხშირე) vs. ჰერონის პოზიციის გრაფიკი გვაძლევს მრუდს, რომელიც ექსტრაპოლაციით ნულს აღწევს კრიტიკურობის დროს. ოპერატორები აგებენ 1/M-ის გრაფიკს კრიტიკურობის მიღებისას და ექსტრაპოლაციით პროგნოზირებენ კრიტიკულ ჰერონის პოზიციას. თუ 1/M-ი უფრო სწრაფად მცირდება, ვიდრე მოსალოდნელია, კრიტიკურობა უფრო ახლოსაა, ვიდრე პროგნოზირებულია: ოპერატორმა უნდა იმოძრაოს ნელა.

ჰერონის ვარდნის ტესტი: მართვის ჰერონი ვარდება ბირთვში ცნობივი პოზიციიდან. რეაქტივობის მოულოდნელი უარყოფითი ჩასმა იწვევს სიმძლავრის ექსპონენციალურ შემცირებას. დაშლის სიჩქარის გაზომვით, ჰერონის ღირებულება შეიძლება გამოითვალოს.

საწყისი დაშლა მიჰყვება: P(t) = P₀·exp(-t/T_negative)

სადაც T_negative დამოკიდებულია ჰერონის ღირებულებაზე. მეტი ღირებულება = უფრო სწრაფი დაშლა.

პერიოდის საპირისპირო მზომი: მართვის ოთახში გამოჩნდება რეაქტორის პერიოდი (დადებითი = სიმძლავრის ზრდა, უარყოფითი = შემცირება). ნორმალური ჩართვის დროს, პერიოდი შენარჩუნებულია 30–60 წამზე. ალარები აქტივდება, თუ პერიოდი 20 წამზე ქვემოთ ეცემა. ავტომატური SCRAM, თუ პერიოდი ~10 წამზე ქვემოთ ეცემა.

კრიტიკულობის ავარიები (ისტორიული): ადრეულ ბირთვულ პროგრამაში კრიტიკულობის ავარიების (ლოს-ალამოსის დრაკონის ექსპერიმენტები, SL-1 რეაქტორი, ტოკაიმურა იაპონიაში) საერთო ფაქტორი იყო რეაქტივობის უკონტროლო დამატება, რომელიც გადაჭარბებდა პრომპტულ კრიტიკულობის ზღვარს. ლოს-ალამოსში ფიზიკოსები იყენებდნენ ცარიელ პლუტონიუმის ნახევარსფეროებს: ნებისმიერი სრიალი, რომელიც მათ ძალიან ახლოს მოიყვანდა, გამოიწვევდა პრომპტულ კრიტიკულობას. ლუის სლოტინმა 1946 წელს მოკლედ გადარჩა ასეთ ავარიას; ჰარი დეღლიანმა კი 1945 წელს არ გადარჩა.

SL-1: პრომპტული კრიტიკულობა კონტროლის ჭრის ამოფრქვევის გამო (1961)

SL-1: მსოფლიოში პირველი სასიკვდილო რეაქტორის ავარია

SL-1 (Stationary Low-Power Reactor Number One) იყო მცირე ზომის აშშ არმიის ექსპერიმენტული რეაქტორი აიდაჰოს ეროვნულ ლაბორატორიაში. 1961 წლის 3 იანვარს სამი ოპერატორი სარემონტო სამუშაოებს ასრულებდა: ხელით კონტროლის ჭრების ხელახლა შეერთებას.

ავარია: ცენტრალური კონტროლის ჭრი ხელით დაახლოებით 67 სმ-ით (26 ინჩი) გაიყვანა დაახლოებით 0.5 წამში. ამ ერთი ჭრის ამოყვანამ დაახლოებით 3–4 დოლარი ($3-4) დადებითი რეაქტივობა დაამატა: ეს ბევრად აღემატებოდა პრომპტული კრიტიკულობის 1$ ზღვარს.

ფიზიკა: როდესაც ρ > β = 1$, მიღწეული იყო პრომპტული კრიტიკულობა. წერტილოვანი კინეტიკის განტოლებებიდან ჩანს, რომ პრომპტულ კრიტიკულობაზე, სტაბილური პერიოდი კოლაფსდება პრომპტული ნეიტრონის მოსახვევ დრომდე (~10 მკვ). სიმძლავრე დაახლოებით 10,000-ჯერ გაიზარდა დაახლოებით 4 მილიწამში.

ენერგიის გამოყოფა: პირველ 4 მს-ში დაახლოებით 1.3 × 10¹⁷ ფისიონი მოხდა. გაცივებელი აფეთქებით წყალსადენად გადაიქცა. წყალსადენის აფეთქებამ წყლის ლოკი ზემოთ დაახლოებით 160 კმ/ს სიჩქარით გააგზავნა, რამაც რეაქტორის ჭურჭლის ჭარა და მასზე მიმაგრებული ჭრები გაიტანა. ერთი ოპერატორი კონტროლის ჭრის მიერ გახვრთილი და კამარას მიმაგრებული იქნა.

მიზეზი: რატომ იყო ერთი ჭრის ღირებულება 3-4 დოლარი? SL-1-ში სამი ჭრი აკონტროლებდა მთელ რეაქტორს, თითოეულ ჭრს ძალიან მაღალი ღირებულება ჰქონდა. ცენტრალური ჭრი მარტო დაახლოებით 5$ ღირებულების იყო. გარდა ამისა, რეაქტორი ცოცხლობის დასაწყისში ახალი საწვავით მძიმედ იყო დატვირთული, ქსენონის გარეშე პირობებში, მაქსიმალური რეაქტივობის მდგომარეობაში.

შედეგები: რეაქტორის დიზაინები უნდა უზრუნველყონ, რომ ერთი ჭრის ამოფრქვევა არ შეძლოს პრომპტული კრიტიკულობის გამოწვევა. ჭრების ღირებულების ზღვრები ახლა სტანდარტული დიზაინის მოთხოვნაა. SL-1-ის ავარიამ პირდაპირ გამოიწვია დამოუკიდებელი გამორთვითი სისტემებისა და ინდივიდუალური ჭრების ღირებულების ზღვრების მოთხოვნები.

თრი-მაილ-აილენდი: LOCA + ოპერატორის შეცდომა (1979)

TMI-2: სისტემური ავარია

თრი-მაილ-აილენდის 2-ე ბლოკი (PWR, 906 MWe, პენსილვანია) 1979 წლის 28 მარტს ნაწილობრივ ბირთვულ დადნობას განიცადა. პრომპტული კრიტიკულობა არ მოხდია: რეაქტორმა წარმატებით SCRAM-ი. ავარია იყო გაცივებლის დაკარგვის ავარია (LOCA), რომელიც ოპერატორის შეცდომასთან ერთად მოხდა.

საწყისი მოვლენა: წნევის რეგულატორზე (pressurizer) ჩაფუჭებული, ღია მდგომარეობაში დარჩენილი პილოტ-მართვადი გადამტვირთი სარქველი (PORV). სარქველი წნევის ზრდისას სწორად გაიხსნა, შემდეგ კი დახურვა ვერ მოახერხა. პირველადი ციკლის ცივსადენი მუდმივად გადინებდა ღია სარქველის მეშვეობით.

ძირითადი დაბინდვა: მართვის პანელზე მყოფი ინდიკატორი მიუთითებდა, რომ PORV-ს მიღებული ჰქონდა დახურვის სიგნალი, თუმცა ეს სიგნალის ინდიკატორი იყო, არა პოზიციის. სარქველი ღია იყო; ოპერატორები კი მიაჩნდათ, რომ დახურული იყო. მათ „წნევის რეგულატორის დონის ზრდა“ (წყლის დონე იზრდებოდა, რადგან ორთქლის სივრცე ივსებოდა, რაც წნევის დაკარგვის სიმპტომია, არა წყლის მაღალი მარაგის) დაინახეს და დასკვნა გამოიტანეს, რომ სისტემა გადასავსებელი იყო. მათ ეგზოტური ბირთვული ცივსადენის ინექცია შეამცირეს.

ბირთვი: დაახლოებით 2 საათისა და 20 წუთის განმავლობაში, ბირთვი ნაწილობრივ უცხრი იყო. ცივსადენის გარეშე, დაშლის სითბო (იხილეთ: დაახლოებით 1% სრული სიმძლავრის, დახურვის შემდეგაც კი) საწვავის ტემპერატურა 1,200°C-ზე ზემოთ აიმაღლა. ზირკალოი ორთქლთან დაჟანგა (Zr + 2H₂O → ZrO₂ + 2H₂). საწვავის დაახლოებით 45% დნა და რეაქტორის ჭურჭლის ფსკერზე გადაადგილდა.

კონტენმენტის წარმატება: ბირთვის მძიმე დაზიანების მიუხედავად, კონტენმენტის შენობამ მნიშვნელოვანი გატეხვის პროდუქტების გათავისუფლება თავიდან აიცილა. დაახლოებით 17 კიური რადიოაქტიური იოდი და 2.5 მილიონი კიური ბრძენი აირები გამოიყო: მნიშვნელოვანი, მაგრამ ბევრად ქვემოთ კატასტროფული დონეების. რადიაციის გამო გარდაცვლილები არ ჰქონდა.

წავა: ადამიანური ფაქტორების ინჟინერია აუცილებელი გახდა ბირთვული უსაფრთხოებისთვის. მართვის ოთახები გადაიკეთეს. კრიტიკული სარქველებისთვის სიგნალის ინდიკატორები პოზიციის ინდიკატორებით ჩაანაცვლეს. ავარიის დროის ოპერაციული პროცედურები სიმპტომებზე (არა მოვლენებზე) დაფუძნებული რეაქციისთვის გადაიწერეს. ბირთვული რეგულირების კომისია გადაიკეთდა.

ჩერნობილი: დადებითი სიცარიელის კოეფიციენტი + ოპერატორის გადახურვა (1986)

ჩერნობილი: იდეალური ფიზიკური ქარიშხალი

ჩერნობილის ბირთვული ელექტროსადგანის 4-ე ბლოკი (RBMK-1000, 3,200 MWt) 1986 წლის 26 აპრილს, უსაფრთხოების ტესტის დროს, თვითონ გაანადგურა. ავარია რეაქტორის დეფექტური დიზაინისა და ოპერატორების გადაწყვეტების სერია იყო, რომლებმაც რეაქტორი მის ყველაზე საშიშ კონფიგურაციაში მოათავსეს.

ტესტი: ტურბინის კოსტდაუნი ტესტი მიზნად ისახავდა, რომ დაადასტურებდა, რომ კოსტინგი ტურბინი საკმარის სიმძლავრეს წარმოქმნიდა ეგზოტური ცივსადენის ტუმბოების მუშაობისთვის, დაახლოებით 75 წამის განმავლობაში, სანამ დიზელ გენერატორები ჩაიკვებებოდა. ტესტი სამჯერ სცადეს და წარუმატებლად დასრულდა. ეს მეოთხე მცდელობა იყო.

წინაპირობები (თითოეული საშიშია ცალკე; ერთად კი სასიკვდილოა):

1. ქსენონის დაბინძურება: 9-საათიანი დაყოვნება (საქონლის მოთხოვნა) გამოიწვია ქსენონის დაგროვება. ტესტის გასატარებლად, ოპერატორებმა თითქმის ყველა მართვის ჯაჭვი ამოიღეს. ტექნიკური სპეციფიკაცია მოითხოვდა მინიმუმ 15 მართვის ჯაჭვის არსებობას ბირთვში; ავარიაში დროს 6–8 იყო ჩასმული.

2. დაბალი სიმძლავრე: რეაქტორი იყო ~200 მВт (~6% ნომინალური). ამ სიმძლავრის დიაპაზონში, RBMK-ის ცარიელის კოეფიციენტი ყველაზე ძლიერად დადებითი იყო.

3. გაგრილების ტუმბოები სრული ნაკადით: დამატებითი ტუმბოები მუშაობდა ტესტისთვის, რაც გამოიწვია ქვეგაგრილი წყლის ნაკადი: ანთების ჩახშობა და სიმძლავრის შესანარჩუნებლად ჯაჭვების კიდევ უფრო მეტი ამოღება.

4. AZ-5 ჯაჭვის დიზაინის ნაკლი: სრული ჩასმისას სრულად ამოღებიდან, გრაფიტის წვერის ჯაჭვები მოკლედ დაემატებოდა დადებითი რეაქტივობა, სანამ შთანთქმის სექცია ბირთვში შევიდოდა.

ავარიის მიმდინარეობა:

- ტესტი იწყება. ტურბინის დросელი იხურება. გაგრილების ნაკადი ეცემა. წყალი იწყებს ანთებას.

- დადებითი ცარიელის კოეფიციენტი ამატებს რეაქტივობას. სიმძლავრე იწყებს ზრდას.

- ოპერატორები ხვდებიან სიტუაციას და აწვებიან AZ-5-ს (განსაკუთრებულ SCRAM-ს: ყველა ჯაჭვი ჩასმული).

- 211 მართვის ჯაჭვის გრაფიტის წვერები ერთდროულად შედიან ბირთვში, მოკლედ ამატებენ ~3$ დადებით რეაქტივობას: საპირისპირო ეფექტის, ვიდრე იგეგმებოდა.

- ~3 წამში, სიმძლავრემ მიაღწია შეფასებულ 30,000 მВт-ს (~10× ნომინალური სიმძლავრე), შესაძლოა 30,000×-მდე ზოგიერთი სასწავლო არხში.

- სწრაფი კრიტიკულობის გადასვლა. სასწავლო მასალის ფრაგმენტაცია იწვევს ჭის აფეთქებას. მეორე, უფრო დიდი აფეთქება (საშუალოდ სწრაფი კრიტიკულობა მეტი სასწავლო მასალაში) მოსდის 2–3 წამის შემდეგ.

- 1,000-ტონიანი რეაქტორის სახურავი აფეთქებულია. გრაფიტი და ანთებული სასწავლო მასალა იბნევა საიტზე.

რატომ მოხდა ეს RBMK-ში და ვერ მოხდებოდა LWR-ში:

- LWR-ში უარყოფითი ცარიელის კოეფიციენტი ნიშნავს, რომ ანთება ამცირებს სიმძლავრეს, არა ზრდის

- LWR-ის მართვის ჯაჭვებს არ აქვთ გრაფიტის წვერები: SCRAM ყოველთვის ამატებს უარყოფით რეაქტივობას

- LWR-ის სასწავლო მასალა გასაჯერებელია: მას არ სჭირდება მართვის ჯაჭვების ძალიან დაბალი ჩასმა სიმძლავრის შესანარჩუნებლად

შედარებითი ავარიის ანალიზი

გადახედულობა სიღრმეში

რატომ აქვს რეაქტორებს მრავალი დამოუკიდებელი უსაფრთხოების ბარიერი

თანამედროვე ბირთვული უსაფრთხოება აგებულია გადახედულობა სიღრმეში პრინციპზე: მრავალი დამოუკიდებელი ბარიერი, რომელიც თითოეული დამუშავებულია ავარიის თავიდან ასაცილებლ ან მინიმიზაციისთვის, თუნდაც წინა ბარიერები ვერ მოხდეს.

LWR-ის ხუთი ბარიერი:

1. საწვავის მატრიცა: UO₂ კერამიკა ინარჩუნებს დაახლოებით 97% დაშლის პროდუქტებს მაღალ ტემპერატურაზეც კი

2. საწვავის კლადინგი: Zircaloy მილები შეიცავს საწვავის პელეტებს და ხელს უშლის დაშლის პროდუქტების გათავისუფლებას ცივსაშვებში

3. პირველადი წნევის საზღვარი: რეაქტორის ჭურვი, პრესურიზატორი და პირველადი ცივსაშვების მილები: 15 სმ ფოლადი

4. კონტეინმენტის შენობა: გაძლიერებული კონკრეტი + ფოლადის საფარი, დამუშავებულია შიდა ორთქლის აფეთქებისა და გარე ავიაკატასტროფის გაძლებასთვის

5. გამორიცხვის ზონა: მიწის გამოყენების შეზღუდვები საიტის გარშემო

განგებური სისტემები (აქტიური):

- ECCS (განგებური ბირთვული ცივსაშვების სისტემა): მაღალი და დაბალი წნევის ინექციის სისტემები, რომლებიც ავსებენ ბირთვს, თუ პირველადი ცივსაშვები დაკარგულია

- SCRAM (უსაფრთხოების მართვის ჯაჭვის სწრაფი ჩასმა: საწყისი ტერმინი იყო ლიტერალური): ყველა მართვის ჯაჭვი ჩაისმება <2 წამში

- კონტეინმენტის სპრეი: წყლის მისტი ცივსაშვებს და წნევას ამცირებს კონტეინმენტში ავარიის შემდეგ

პასიური უსაფრთხოება (III+ თაობის დიზაინები: AP1000, ESBWR):

- გრავიტაციული წყლის ავზები რეაქტორის ზემოთ: არ საჭიროებს პუმპებს ან AC ენერგიას

- ბუნებრივი ცირკულაციის ცივსაშვები წყლის სიმკვრივის სხვაობის გამო: არ საჭიროებს პუმპებს

- პასიური ავტოკატალიზური რეკომბინერები (PARs) კონტეინმენტში: გარდაქმნის H₂ + O₂ → H₂O-ს ანთების გარეშე, ხელს უშლის წყალბადის აფეთქებას

- AP1000 დამუშავებულია 72-საათიანი გრაუს პერიოდისთვის ოპერატორის მოქმედების გარეშე

ფუკუსიმას გაკვლევა: AP1000-ის პასიური უსაფრთხოების სისტემები სპეციალურად იქნა დამუშავებული ფუკუსიმას ავარიის რეჟიმების პასუხად. ფუკუსიმას აქტიური ECCS პუმპები დაკარგეს AC ენერგიას (ცუნამიმ დააზიანა გენერატორები). პასიური სისტემები არ საჭიროებს გარე ენერგიას.

უსაფრთხო რეაქტორის დიზაინი

ყველაფრის ერთად შეკრება

ახლა გაქვთ ბირთვული ინჟინერიის სრული ფიზიკური ინსტრუმენტული კოლექცია: ოთხფაქტორიანი ფორმულა, კრიტიკურობა, დაგვიანებული ნეიტრონები, მოდერაცია, საწვავის ციკლი, რეაქტივობის კოეფიციენტები, თერმული ჰიდრავლიკა და ავარიის ანალიზი.