Xülasə Tədqiqatın məqsədi ni müasir qloballaşma şəraitində nüvə energetikasının özəl

115

AZƏRBAYCANIN VERGİ JURNALI. 3/2012.

Belə reaktorlarda su-buxar sistemi birbaşa aktiv zonada alınır. Reaktor birdövrəli

olur və 280

C temperatur, 70 atm təzyiqdə buxar turbinə ötürülür. BWR PWR-ə nis-

bətən sadə konstruksiyaya malikdir. Bu növ reaktorlarda reaktorun polad gövdəsi

daha aşağı təzyiqə məruz qalır (su aktiv zonada qaynadığından, bunun qarşısını

almaq  üçün  dövrədə  süni  yüksək  təzyiq  yaratmağa  ehtiyac  yoxdur) və ümumi

sxemdə istilikdəyişdiriciyə ehtiyac qalmır. 

PHWR (ingiliscə - CANDU - CANada Deuterium Uranium) - yüksək təzyiqli

ağır sulu reaktor.

Bu reaktorun aktiv zonası kifayət qədər böyük olur və reaktora böyük miqdarda

yanacaq yüklənir. Bu reaktorun digər reaktorlardan əsas fərqi birinci dövrədə ağır

su (D

2

O) istifadə olunması və təbii uranla işləyə bilməsidir. Birinci dövrədə ağır su

istifadə olunmasının səbəbi reaktorun təbii uranla işləməsidir. Ağır su adi suya nis-

bətən daha az neytronuducudur. Başqa su-sulu energetik reaktorlardan fərqli olaraq,

bu reaktorun kanallı olması onda reaktorun işini dayandırmadan istifadə olunmuş

istilikayırıcı elementləri yeniləri ilə əvəz etməyə şərait yaradır.

AGR (ingiliscə - Advanced Qas-cooled Reactor) - qazla soyudulan reaktor.

Belə reaktorlarda neytron yavaşıdıcısı kimi qrafitdən istifadə olunur. Reaktor kar-

bon (CO

2

) qazı ilə soyudulur və karbon qazı həm də istilikdaşıyıcı funksiyasını yeri -

nə yetirir. Yanacaq kimi 2,5-3% zənginləşdirilmiş uran oksidindən istifadə olunur.

РБМК  1000 (rusca  -  Реактор  Большой  Мощности  Канальный)  -  su  ilə

soyudulan kanallı reaktor.

Belə reaktorlar birdövrəli sxem üzrə işləyir. Reaktorun aktiv zonasında su isti-

likayırıcı elementləri soyudaraq qismən buxarlanır. Neytron yavaşıdıcısı kimi qrafit-

dən istifadə olunur. Burada əmələ gələn su-buxar qarışığı baraban-seperatora daxil

olur və seperasiya olunur. Seperasiya olunmuş doymuş buxar adətən (~ 280

C, 70

atm) hər birinin elektrik gücü 500 kVt olan iki turbugeneratora ötürülür. Qalan su

isə  qidalandırıcı su ilə  qarışaraq əsas  dövretdirici nasos vasitəsilə aktiv  zonaya

yönəldilir. İstifadə olunan buxar kondensasiya edilərək yenidən ümumi sistemə qay-

tarılır.  РБМК  tipli  reaktorlar  keçmiş  SSRİ-də  ixtira  edilmişdir,  hazırda  yalnız

Rusiyada istifadə olunur. Bu reaktorun da kanallı olması onun işini dayandırmadan

istifadə olunmuş istilikayırıcı elementləri yeniləri ilə əvəz etməyə şərait yaradır.

FBR (ingiliscə - Fast Breeder Reactor) - sürətli neytronlarla işləyən reaktorlarda

zəncirvari nüvə reaksiyası enerjisi 105 eV-dan yüksək olan neytronlar hesabına hə -

yata keçirilir. Sürətli neytronlarla işləyən reaktorlar istilik neytronları ilə işləyən

reaktorlardan müəyyən qədər fərqli texnologiya ilə fəaliyyət göstərirlər. Bu reaktorda

nüvə yanacağı kimi hazırda yüksək zənginləşdirilmiş uran-235 (20%-dən yüksək

92

U

235

)  və  plutonium-239  (

94

Pu

239

)    izotopundan  istifadə  edilir.  Reaktor  sürətli

neytronlarla işlədiyindən neytron yavaşıdıcısına ehtiyac qalmır. Bu reaktorun ən

böyük üstünlüyü onun enerji istehsalı ilə eyni zamanda təkrar süni nüvə yanacağı

istehsal edə bilmək qabiliyyətidir [11, II cild, s. 272-273].

---

Sürətli neytronlarla işləyən reaktorlarda aktiv zonanın ətrafında əksetdirici kimi

ağır maddələr - uran-238(

92

U

238

) və torium-232 (

90

Th

232

) yerləşdirilir. Onlar enerjisi

0,1 MeV-dən artıq olan neyrtonları aktiv zonaya qaytararaq neytron itkisinin qarşısını

alır. Uran-238 (

92

U

238

) və torium-232 (

90

Th

232

) tərəfindən udulan neytronlar isə həmin

maddələrdən nüvə yanacağı kimi istifadə edilməsi nəzərdə tutulan plutonium-239

(

94

Pu

239

) və uran-233 (

92

U

233

) süni nüvə yanacaqlarının alınmasına səbəb olur. Nüvə

energetikasının  fəaliyyəti  nəticəsində  hazırda  böyük  miqdarda  plutonium-239

(

94

Pu

239

) və uran-238 (

92

U

238

) ehtiyatlarının yaranması, torium elementinin təbiətdə

geniş yayılması bu reaktorların gələcəkdə əsas energetik reaktor kimi istifadə olun-

ması ehtimalını yaradır.

Hazırda bu reaktorun geniş istifadə olunmamasının səbəbi onun konstruksiyasının

istilik neytronları ilə işləyən reaktorlara nisbətən mürəkkəb olması, yüksək zəngin-

ləşdirilmiş uranla işləməsi, eyni zamanda plutoniumdan nüvə yanacağı hazırlayan

müəssisələrin geniş yayılmaması və plutoniumun həddən ziyadə zəhərli olmasıdır

(təbiətdə mövcud olmayan nüvə reaksiyası nəticəsində yaranan plutonium, radioak-

tiv olması ilə yanaşı, kimyəvi cəhətdən də təhlükəli maddədir).

Aşağıda Uran-qrafit tipli nüvə reaktorunun ümumi sxemi verilmişdir:

Sxem 2.Uran-qrafit tipli nüvə reaktorunun ümumi sxemi

Mənbə: Широков Ю.М., Юдин Н.П., Ядерная Физика. М.: «Наука» 1980, с. 579.

Nüvə yanacağı - Nüvə reaktorlarında zəncirvari nüvə reaksiyası həyata keçirmək

üçün istifadə olunan maddə nüvə yanacağı adlanır. Nüvə yanacağı istehsal etmək

üçün təbii urandan, daha dəqiq, onun üç izotopunun qarışığından - 

92

U

238

(99,282%),

92

U

235

(0,712%), 

92

U

234

(0,006%) istifadə olunur. Lakin belə vəziyyətdə o, nüvə

yanacağı kimi istifadə oluna bilmir. Uran-238 (

92

U2

38

) izotopu radioaktiv olmasına

E.Hacızadə, F.Hüseynov. Nüvə energetikası: ekoloji-iqtisadi dəyərləndirmələr və inkişaf perspektivləri  

116

---