Xülasə Tədqiqatın məqsədini

₀n¹ +₉₂U²³⁵ →₅₂Te¹³⁷+₄₀Zr⁹⁷+₀n¹
₀n¹ +₉₂U²³⁵ →₅₆Ba¹⁴²+₃₆Kr⁹¹+₀n¹
Bu izotopun bölünməsi nəticəsində 200-dən artıq müxtəlıf izotopun, 35-dən artıq kimyəvi elementin əmələ gəlməsi müəyyən edilmişdir. Bu maddələrin böyük əksəriyyətı yüksək radioaktivliyə malikdir və həyat üçün böyük təhlükə törədir.

Aşağıda reaktorda nüvə reaksiyası sxematik qruluşda verilmişdir:

Sxem 1. Reaktorda nüvə reaksiyası
Mənbə: Пустовалов Г.Е. Атомная и ядерная физика. M.: Издателства Московского Университета. 1968. с. 302.
Aktiv zonada yerləşdirilmiş nüvə yanacağı 3-5% zənginləşdirilmiş uran-235 (₉₂U²³⁵) və uran-238 (₉₂U²³⁸) izotopunun qarışığından ibarət olur.

Plutonium-239 (₉₄Pu²³⁹) nüvə energetikasında istifadə oluna bilər, hazırda bu element nüvə silahlarında əsas komponentlərdəndir.

Aşağıda BMT-nin Atom Enerjisi üzrə Beynəlxalq Agentlinin - AEBA (ingiliscə - IAEA, International Atomic Energy Agency) təsnifatına görə sənayedə istismar edilən müxtəlif tipli reaktorlar haqqında məlumatlar əksini tapməşdır:

Reaktorun növü	Yanacağın növü	İstilik-daşıyıcı	Neytron yavaşıdıcısı
Yüksət təzyiqli sulu reaktor (PWR)	Zənginləşdirilmiş UO2	Su	Su
Qaynayan sulu reaktor (BWR)	Zənginləşdirilmiş UO2	Su	Su
Təzyiqli ağır sulu reaktor “CANDU”	Təbii UO2	Ağır su	Ağır su
Qazla soyudulan reaktor (Magnox, AGR)	Təbii uran, Zənginləşdirilmiş UO2	CO2	Qrafit
Sulu-qrafitli (kanallı) reaktor (РБМК)	Zənginləşdirilmiş UO2	Su	Qrafit
Sürətli neytronlarla işləyən reaktor (FBR)	PuO2 və UO2	Maye natrium	İstifadə edilmir

Səkil 1. ABEA-nin təsnifatına görə sənayedə istismar edilən müxtəlif tipli reaktorlar
Mənbə: http://www.iaea.org saytı məlumatları əsasında müəlliflər tərəfindən işlənmişdir.

PWR (ingiliscə - Pressurised water reactor) - Yüksət təzyiqli sulu reaktor.

Bu reaktorlarda aktiv zonada istilikyaradıcı elementlətdən ayrılan istilik enerjisi birinci dövrədə yüksək təzyiq altında olan adi suya verilir. Birinci dövrədəki yüksək təzyiq (160 atm) suyun 300⁰C-dən yuxarı temperaturda qaynamasının qarşısını almaq üçün yaradılır. Birinci dövrədəki su enerjisini istilikdəyişdirici vasitəsilə ikinci dövrədəki suya verir. İkinci dövrədəki su 330⁰C temperaturda buxara çevrilrək 12-60 atm təzyiqdə turbini hərəkətə gətirir. Birinci dövrədəki su həm istilikdaşıyıcı, həm də neytron yavaşıdıcısı rolunu oynayır. PWR dünyada ən çox istifadə olunan reaktordur (dünyada istismar olunan sənaye reaktorlarının yarıdan çoxu). Reaktorlarda suyun həm istilikdaşıyıcı həm də neytron yavaşıdıcısı kimi istifadəsinin bir sra üstünlükləri mövcuddur.

BWR (ingiliscə - Boilinq Water Reaktor) - Qaynayan sulu reaktor.

Belə reaktorlarda su-buxar sistemi bir başa aktiv zonada alınır. Reaktor bir dövrəli olur və 280⁰C temperatur, 70 atm təzyiqdə buxar turbinə ötürülür. BWR PWR-ə nisbətən sadə konstruksiyaya malikdir. Bu növ reaktorlarda reaktorun polad gövdəsi daha aşağı təzyiqə məruz qalır (su aktiv zonada qaynydığından 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 (D₂O) istifadə olunması və təbii uranla işləyə bilməsidir. Birinci dövrədə ağır su istifadə olunmasının səbəbi reaktorun təbii uranla işləməsidir. Ağır su adi suya nisbətən daha az neytron uducudur. Başqa su-sulu energetik reaktorlardan fərqli olaraq bu reaktorun kanallı olması onda reaktorun işini dayandırmadan istsfadə 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 karbon (CO₂) qazı ilə soyudulur və carbon qazı həm də istilikdaşıyıcı funksiyasını yerinə 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 bir dövrəli sxem üzrə işləyir. Reaktorun aktiv zonasında su istilikayırıcı elementləri soyudaraq qismən buxarlanır. Neytron yavaşıdıcısı kimi qrafitdən istifadə olunur. Burada əmələ gələn su-buxar qarışığı baraban-seperatora daxil olur və seperasiya olunur. Seperasiya olunmuş doymuş buxar adətən (~ 280 ^oC, 70 atm) hər birinin elekltrik gücü 500 kVt 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 qaytarılır. РБМК tipli reaktorlar keçmiş SSRİ-də ixtira edilmişdir, hazırda yalnız Rusiyada istifadə olunur. Bu reaktorun da kanallı olması onun işini dayandırmadan istsfadə 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 həyata 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 ₉₂U²³⁵) və plutonium-239 (₉₄Pu²³⁹) 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 əks etdirici kimi ağır maddələr - uran-238(₉₂U²³⁸) və torium-232 (₉₀Th²³²) yerləşdirilir. Onlar enerjisi 0,1 MeV-dən artıq olan neyrtonları aktiv zonaya qaytararaq neytron itkisinin qarşısını alır. Uran-238 (₉₂U²³⁸) və torium-232 (₉₀Th²³²) tərəfindən udulan neytronlar isə həmin maddələrdən nüvə yanacağı kimi istifadə edilməsi nəzərdə tutulan plutonium-239 (₉₄Pu²³⁹) və uran-233 (₉₂U²³³) süni nüvə yanacaqlarının alınmasına səbəb olur. Nüvə energetikasının fəaliyyəti nəticəsində hazırda böyük miqdarda plutonim-239 (₉₄Pu²³⁹) və uran-238 (₉₂U²³⁸) ehtiyatlarının yaranması, torium elementinin təbiətdə geniş yayılması bu reaktorların gələcəkdə əsas energetik reaktor kimi istifadə olunması ehtimalını yaradır.

Hazırda bu reaktorun geniş istifadə olunmamasının səbəbi onun konstruksiyasının istilik neytronları ilə işləyən reaktorlara nisbətə mürəkkəb olması, yüksək zənginləşdirilmiş 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 radioaktiv olması ilə yanaşı kimyəvi cəhətdən də təhlükələi 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 - ₉₂U²³⁸ (99,282%), ₉₂U²³⁵ (0,712%), ₉₂U²³⁴ (0,006%) istifadə olunur. Lakin belə vəziyyətdə o nüvə yanacağı kimi istifadə oluna bilmir. Uran-238 (₉₂U²³⁸) izotopu radioaktiv olmasına baxmayaraq kifayət qədər stabil izotopdur (yarımparçalanma dövrü 4.5 milyard il) və istilik neytronlarının təsiri ilə nüvə reaksiyasında iştirak etmir. Uran-235 (₉₂U²³⁵) izotopu yeganə təbii nüvə yanacağıdır. Eyni zamanda onun iştirakı olmadan süni nüvə yanacağı plutonium ₉₄Pu²³⁹ və ₉₂U²³³ izotoplarını (bu izotodan həmdə AES-də nüvə yanacağı kimi istifadə etmək nəzərdə tutulur) əldə etmək mümkün deyil. Lakin ₉₂U²³⁵ izotopunun təbii uranda miqdarı çox azdır (0,7%) [7, s. 151-155]. Bu səbəbdən nüvə yanacağının hazırlanması zamanı təbii uranda onun zənginləşdirilməsi zəruridir.

Zənginləşdirilmiş urandan bir neçə millimetrlik həblər şəklində olan nüvə yanacağı xüsusi poladdan və yaxud sirkonium əsaslı xəlitədən hazırlanmış hermetik istilikayırıcı elementlərdə yerləşdirilir. İstilikayırıcı elementlər heterogen reaktorlarda aktiv zonanın əsas konstruksiya elementidir. İstilikayırıcı elementlərdə istilik enerjisinin ayrılması ilə xarakterizə olunan uran-235 izotopunun (₉₂U²³⁵) bölünməsi baş verir və alınan enerji istilikdaşıyıcıya ötürülür. Müasir energetik reaktorlarda istilikayırıcı elementlər diametri 9,1-13,3 mm, uzunluğu bir neçə metr olan sirkonium və ya nikelli poladdan hazırlanmış mil şəkill qurğudur [11, II cild, s. 269]. İstilikayırıcı elementlər rahat istifadə olunması məqsədi ilə bir neçə yüz istilikayırıcı elementdən ibarət olan istilikayırıcı kaset (yığım) şəklində birləşdirilir. Bir istilikayırıcı kaset 150-350 istilikayırıcı elementdən ibarət olur, reaktorun aktiv zonasına isə 200-450 istilikayırıcı kaset yerləşdirilir. Reaktorun gücündən, növündən, formasından, aktiv zonanın ölçüsündən asılı olaraq istilikayırıcı elementlərin ölçüsü və istilikayırıcı kasetlərdə istilikayırıcı elementlərin sayı müxtəlif ola bilər. Kimyəvi tərkibinə görə nüvə yanacağı metallik (U), oksid (UO₂), carbid (PuC_1-x), qarışıq (PuO₂+UO₂) ola bilər [16, s. 268-284].

Uranın zənginləşdirilməsi - hasil olunan təbii uran kütləsində uran-235 (₉₂U²³⁵) izotopunun uran-238 (₉₂U²³⁸) izotopuna nisbətən miqdarının artırılmasından ibarət olan mürəkkəb fiziki prosesdir. İzotopların kimyəvi xassələri eyni olduğundan onları kimyəvi üsulla ayırmaq mümkün deyil. Uranın zənginləşdirilməsi istehsalatda əsasən setrofuqa və qaz-diffuziya üsulu ilə həyata keçirilir. Hazırda əsasən sentrofuqa üsulundan istifadə edilir. Burada qazvari UF₆ molekulları sentrofuqa qurğusunun daxilində sürətli dairəvi hərəkətə məruz qoyulur. Nəticədə kütlə fərqinə görə izotopların ayrılması baş verir (fiziki proses). Sonra alınan zənginləşdirilmiş maddə yenidən metallik vəziyyətə gətirilərək ondan nüvə yanacağı istehsal edilir.

Yarımparçalanma dövrü - bu müddət ərzində radioaktiv maddər öz şüalanma xassəsinin yarısını itirir. Məsələn müəyyən miqdar yod 131 izotounun (₅₃I¹³¹) yarısı təqribən səkkiz gün ərzində parçalanaraq stabil vəziyyətə gəlir (Bu izotop nüvə qəzaları zamanı ətarafa yayılan ən təhlükəli maddələrdəndir) . Radioaktiv izotopların yarımparçalanma dövrü müxtəlif olur.

Qeyd olunmalıdır kı, uranın planetar ehtiyatları 1,5 milyon ton hesablanır və bu ehtiyatlar əsasən, Şimali Amerika, Avstraliya, Braziliya, Cənubi Afrikada, Qazaxıstan və qismən də Rusiyada cəmləşmişdir. Bundan başqa, dünyada əlavə olaraq daha 1,0 milyon ton uran ehtiyatının da mövcudluğu təxmin edilir [19, s. 47-49].

5.Qlobal rezonanslı nüvə qəzaları

Nüvə energetikasında ən böyük təhlükə hər hansı bir səbəbdən radioaktiv maddələrin ətraf mühitə atılması ilə nəticələnən qəzanın baş verməsidir. Çünki heç bir texnogen qəza ətraf mühitə vurduğu zərərə görə AES-lərdə baş verən qəza ilə müqayisə edilə bilməz.

AES tikintisi zamanı ən vacib məsələlərdən biri onun yerinin seçilməsidir. Tələblərə görə stansiyanın yerləşdiyi ərazidə torpaq möhkəm olmalı, ərazidə güclü zəlzələlərin baş vermə etimalı çox az olmalıdır. Burada praktiki mövqe seçimi belədir ki, stansiyanın yerləşdiyi ərazidə küləyin istiqaməti böyük şəhərlərə və məhsuldar torpaqlara deyil, əhalinin az məskunlaşdığı ərazilərə və mümkün olduqca dənizə istiqamətlənməlidir. Reaktorun soyudulması üçün stansiyanın böyük su mənbələrinin yaxınlığında tikilməsi də vacib şərt hesab olunur. Müasir ETT imkan verir ki, təhlükəsizlik baxımından nüvə reaktorunda gedən bütün proseslər son dərəcə dəqiqliklə izlənilsin, nüvə reaksiyası daimi nəzarətdə saxlanılsın.

Nüvə enerjisi insanları ətraf mühitə istixana effekti yaradan qazlar atmadan, nisbətən ucuz enerji ilə təmin etsə də onun radiyasiya kimi çox təhlükələ bir xüsusiyyəti var.

Nüvə enerjisindən istifadə edilməyə başlandıqdan bəri AES-lər və digər nüvə qurğularında ətraf mühitə radioaktiv maddələrin sızması ilə nəticələnən bir sra qəzalar baş vermişdir. AEBA nüvə enerjisi müəssisələrində baş verən qəzaları 7 ballıq şkala üzrə qiymətləndirir. Atom enerjisindən dinc məqsədlər üçün istifadəyə başlandıqdan sonra görülən bütün təhlükəsizlik tədbirlərinə baxmayaraq sahə üzrə ümumilikdə yüzdən çox qəza hadisəsi baş versə də ətraf mühitə vurduğu zərərə görə 5 hadisə xüsusi fərqlənir [23]:

1.Keçmiş SSRİ-nin qapalı “Çelyabinsk-40” şəhəri (indiki Ozersk) yaxınlığında 1957-ci ildə “Mayak” kimya kombinatında baş verən qəza şərqi uralda böyük ərazini radioaktiv çirklənməyə məruz qoymuşdur. Soyutma sisteminin sıradan çıxması nəticəsidə təqribən 80 m³ yüksək radioaktivliyə malik nüvə tullantısı olan 300 m³ həcmilı anbar partlamış atmosferə təqribən 20 mln. küri radiyasiya atılmışdır. Maye və bərk aerozollardan ibarət olan radioaktiv bulud küləyin istiqaməti boyu ümumilikdə 23 min km² ərazini radioaktiv hissəciklərlə şirkləndirmişdir. Qəzanın nəticələrinin aradan qaldırılmasında yüz minlərlə hərbi və mülki şəxs iştirak etmiş və onlar əhəmiyyətli dərəcədə şüalanmaya məruz qalmışlar. Hazırda təqribən uzunluğu 300 km eni 5-10 km olam “Şərqi Ural Radioaktiv ərazisi” qoruq elan edilmiş, yüksək radioaktiv fon olan bu ərazidə hər hansı kənt təsərrüfatı fəaliyyəti qadağan edilmişdir

2.ABŞ tarixində 1979-cu ildə “Tri-Mayl Aylend” AES-ində baş verən qəza ən böyük nüvə qəzası hesab olunur. Bu hadisə Çernobl AES baş verən qəzaya qədər dünya nüvə energetikasında ən böyük qəza hesab olunurdu. Texniki qüsurlar, istismar və təmir prosedurlarında buraxılmış səhflər nəticəsində elektrik gücü 900 MVt olan PWR tipli reaktorda aktiv zona ciddi zədələnmiş, nüvə yanacağının bir hissəsi əriyərək reaktorun dibinə çökmüşdür. Qəza nəticəsində atmosferə atılan təsirsiz qazların radioaktivliyi təqribən 2-13 milyon küri olsa da yod 131 kimi təhlükəli izotopun atmosferə sızması çox cüzi olmuşdur. Stansiyanın ərazisi isə birinci konturdan axan radioaktiv su ilə çirklənmişdir. Stansiya ətrafından əhalinin köçürülməsinə ehtiyac olmasa da stansiyanınn ətrafındakı 8 kilometrlik ərazidən azyaşlı uşaqların və hamilə qadınların müvəqqəti tərk etməsi tövsiyyə edilmişdir. Qəzanın nəticələrinin aradan qaldırılması 1993-cü ildə başa çatdırılmış və buna təqribən 1 milyard dollar vəsait sərf edilmişdir.

3.Atom energetikası erasında 1986-cı ildə keçmiş SSRİ-də (Ukrayna SSR) Çernobl AES-nin 4-cü enerji blokunda baş verən qəza ətraf mühitə dəyən zərərə, insan itkisinə və iqtisadi təsirinə görə nüvə energetikası tarıxində ən böyüyüdür. Qəzaya qədər Çernobl AES-də РБМК 1000 tipli hər birinin elektrik gücü 1000 MVt, istilik gücü 3200 MVt olan 4 reaktor fəaliyyət göstərirdi və əlavə olaraq 2 analoji reaktorun tikintisi həyata keçirilirdi. Stansiya keçmiş SSRİ-də ən böyük AES idi. Qəza zamanı 4-cü enerji blokunun reaktorunda 200 tona qədər nüvə yanacağı (UO₂) olmuşdur ki, bu yanacaqdan 5-30%-ə qədəri ətraf mühitə yayılmışdır. Partlayış şəklində baş verən qəzada reaktor tamamilə dağılmış ətraf mühitə böyük miqdarda radioaktiv maddələr yayılmışdır. Qəza nətıcəsində ilk 3 ay müddətinda 31 nəfər həyatını itirmiş, 134 nəfər ağır şüa xəstəliyinə tutulmuş bunların böyük əksəriyyəti sonradan vəfat etmişlər. Stansiyanın ətafından 30 kilometrlik ərazidən 115 min nəfər köçürülmüş, 600 min nəfər qəzanın nəticələrinin aradan qaldırılmasında iştirak etmişdir ki, bu da onların sağlamlığına ciddi zərər vurmuşdur. Tamamilə dağılmış reaktordan qalxan radioaktiv bulud Avropanın böyük ərazilərinə külli miqdarda radioaktiv maddələr, o cümlədən uran, plutonium-239, yod-131, sezium-134, sezium- 137, stronsium-90 və s. radioaktiv izotopları yaymışdır. Ən çox zərər çəkən ərazilər isə Belarusiya, Ukrayna və Rusiyanın Çernobl AES-inə yaxın əraziləri olmuşdur. Bu ərazilərə yayılmış yarımparçalanma müddəti 8 gündən 24 min ilə qədər olan radioaktiv maddələr adı çəkilən ölkələrdə xeyli ərazini uzun müddət insanların yaşaması üçün tamamilə yarasız etmişdir.

4.Yaponiyanın Tokaymura nüvə müəssisəsinində (JCO kompaniyası) 1999-cu il baş verən qəza o vaxta qədər Yaponiya nüvə energetika sənayesində baş verən ən ciddi insident hesab edilməkdə idi. Qəza baş verən müəssisə AES-lər üçün nüvə yanacağı hazırlamaq məqsədi ilə zənginləşdirilmiş heksafülorid urandan (UF₆) dioksid uranın (UO₂) emalı sahəsində fəaliyyət göstərirdi. Personalın səhvi nəticəsində durulducu çənə nəzərdə tutulandan 7 dəfə artıq 18% zənginləşdirilmiş uranilnitrat UO₂(NO₃)₂ yüklənmiş nəticədə çəndəki maddədə böhran kütləsi alınaraq zəncirvari nüvə reaksiyası başlamışdır. Partlayış baş verməsə də ətraf mühitə müəyyən qədr radioaktiv təsirsiz qazlar və yod 131 izotopu yayılmışdır. Məhlulla işləyən iki nəfər yüksək miqdarda şüalanmaya məruz qalmış, və həyatlarını itirmişlər. Ümumilikdə 667 nəfər (xilasedıcılər və yanğınsöndürənlərdə daxil olmaqla) müəyyən qədər şüalanmamaya məruz qalmışdır.

5.Yaponiyada Fukusima-1 AES-ində baş verən qəza nüvə energetikası tarixində son böyük ciddi qəza hesab olunur. Qəzaya qədər ümumi gücü 4,7 HVt olan 6 reaktorlu Fukusima-1 stansiyası dünyanın ən güclü 25 AES-lərindən biri idi və əlavə 2 reaktorun tikintisi planlaşdırılırdı. 2011-ci il 11 mart tarixində Sakit okeanda 9 ballıq zəlzələnin təsirindən yaranan sunami Yaponiyanın şərq sahillərində böyük dağıntılar törətməklə yanaşı Fukusima-1 AES-nin kənar enerji təminatını və ehtiyat dizel elektrik stansiyasını sıradan çıxarmışdır. Zəlzələ zamanı qəza mühafizə sisteminin avtomatik işə düşməsi nəticəsində AES-də fəaliyyətdə olan reaktorlarda nüvə reaksiyası dayansa da elektrik enerjisi təchizatı kəsildiyindən 1-ci, 2-ci və 3-cü reaktorlarda qəza soyutma sistemlərinin normal iş rejimi pozulmuşdur. Lakin nüvə reaksiyası dayandıqdan sonra belə reaktorda müəyyən müddət istilik ayrıldığndan reaktorda istilikayırıcı elementlərin əriməsinin, aktiv zonada yüksək temperatur nəticəsində su malekullarının parçalanması nəticəsində hidrogen qazının əmələ gəlməsinin qarşısının alınması üçün onun soyudulması sisteminin çalışması vacibdir (hidrogen qazı partlayış törədərək reaktoru tamamilə dağıda bilər). Nəticədə reaktorlarda qəza baş vermiş və ətraf mühitə xeyli miqdarda radioaktiv maddələr yayılmışdır. Ümumiyyətlə Fukusima-1 AES baş verən qəza bir neçə reaktorun eyni zamanda qəzaya uğradığı ilk hadisədir və ətraf mühitə vurduğu zərərə görə Çernobl AES qəzasından sonra ən böyük qəzadır. Belə ki, qəza külli miqdarda iqtisadi zərərə səbəb olmuş, stansiya ətrafındakı radioaktiv maddələrlə çirklənmiş 30 kilometrlik məsafədə bütün əhali köçürülmüşdür. Eyni zamanda qəzanın ilkin nəticələrinin aradan qaldırılması zamanı radioaktiv maddələrlə çirklənmiş min tonlarla suyun Sakit okeana axıdılması zərurəti yaranmışdır ki, bu da onun bioloji aləmi üçün ciddi təhlükə yaratmışdır.

6.AES-lərin fərləndirici cəhətləri: ekoloji-iqtisadi aspekt

AES-lərin üzvi yanacaqla işləyən elektrik stansiyalarından əsas üstünlüyü onun yanacaq istehsal edən müəssisədən asılı oımadan uzun müddət müstəqil işləyə bilməsidir. Ümumi çəkisi 41 ton olan 54 istilikayırıcı elementdən ibarət nüvə yanacağı ilə yüklənmiş 1000 MVt gücündə Su-Sulu Energetik Reaktoru 1-1,5 il ərzində heç bir yanacaq yükləmədən davamlı enerji istehsal edə bilir. Üzvi yanacaqla işləyən satansiyalara isə daimi böyük miqdarda yanacaq daşınması zərurəti var. Nüvə yanacağının enerji ekvivalenti üzvi yanacaqlara nisbətən müqayisə edilməyəcək dərəcədə çoxdur. Bir sra ölkələrdə AES-lərdə enerji istehsalı üzvi yanacaqla işləyən stansiyalara nisbətən ucuz başa gəlir. AES-lərin ən böyük üstünlüyü isə onun daha ekoloji təmiz olmasıdır. Müqayisə üçün qeyd etmək lazımdır ki, il ərzində 1000 MVt gücündə daş kömürlə işləyən İES 164 min ton, mazutla işləyən İES 121 min ton, qazla işləyən İES 12 ton müxtəlif tərkibli zəhərli və parnik effekti yaradan maddələri birbaşa atmosferə buraxır. Təkcə ABŞ-da il ərzində AES-lər təqribən 5 mln ton kükürd qazı, 2 mln ton azot oksidləri, 164 mln ton karbon qazının ətraf mühitə atılmasının qarşısını alır [10, 17].

Göstərilən maddələr AES-lərin fəaliyyəti zamanı sadəcə yaranmır. Stansiya yaxınlığında radiyasiya fonu normal təbii fondan çox da yüksək olmur. Digər tərəfdən yerin dərinliyindən hasil edilən üzvi yanacaqlarda da təbii radioaktiv izotoplar olduğundan onların yandırılması zamanı həmin hissəciklər bir başa atmosferə atılır. 1000 MVt gücündə İES il ərzində yancağı oksidləşdirmək üçün 8 milyon ton oksigen istifadə edirsə nüvə reaktoru ümumiyyətlə oksigen sərf etmir. Hazırda ümumi gücü ~ 375 min MVt olan nüvə reaktorları ildə təqribən 3 milyard ton oksigenə qənaət edir. Nəzərə almaq lazımdır ki, qlobal istiləşmənin əsas səbəbi istilik maşınlarının atmosferə buraxdığı istixana effekti yaradan qazlardır (CO₂ və s.).

Böyük uran filizi ehtiyatlarının mövcudluğu, əsas enerji mənbəyi olan neft, qaz və gaş kömür ehtiyatlarının tükənən mənbələr olması nüvə enerigetikasına böyük gələcək vəd edir. Bu baxımdan elektrik enerjisinin generasiyası üçün nüvə reaktorlarından istifadə qlobal istiləşmənin və iqlim dəyişmələrinin qarşısını almaqda əhəmiyyətini yüksəldir.

Məlumdur ki, üzvi yanacaq növləri ətraf mühitin korlanması zəminində “gizli” subsidiyalar məsrəf edirlər. Nüvə energetikası isə davamlı inkişaf üçün dövlət subsidiyaları tələbli deyildir. Nüvə sənayesi yeganə sahədir ki, öz tullantılarına görə bütün məsuliyyəti öz üzərinə götürür və onlarla bağlı məsrəfləri öncədən məhsul xərclərinin üzərinə qoyur. Nüvə enerjisi bütün enerji mənbələrinin vergiqoyması, tullantılara görə cərimələnməsi və sosial amillərə rəğmən ədalətli bərabərlilik şəraitində daha rəqabət qabiliyyətliliyi ilə də fərqlənmə imkanına malikdir. Nüvə yanacağının qiyməti daim sabitdir və istehsal xərcləri konfiqurasiyasında yüksək mövqedə dayanmır. Nüvə enerjisi tullantıları da nisbətən az həcm tutur və onun lokallaşması imkanları da genişdir.

Bir reallığın da nəzərə alınması vacibdir. Bir qram uran təxminən 3 ton daş kömürün yanarkən ayırdığı enerji qədər enerji ayırma qabiliyyətinə malikdir. Əgər dünyada fəaliyyətdə olan AES-ləri daş kömürlə işləyən stansiyalar əvəz etsə, onda təqribən 600 milyon ton əlavə daş kömür lazım olar və ətraf mühit 2 milyard ton karbon qazı, 30 milyon ton azot oksidi, 50 milyon ton kükürd və 4 milyon ton uçan kül atılar. AES-lərin istismarı hər il 400 milyon ton neftə qənaət etməyə imkan verir [22, 29].