न्यूट्रॉन जीवन चक्र [CONTENT ?/?]

प्रत्येक न्यूट्रॉन की एक कहानी होती है

विखंडन से उत्पन्न न्यूट्रॉन रिएक्टर में यात्रा करता है और अंततः चार में से एक काम करता है: वह दूसरा विखंडन कराता है, बिना विखंडन कराए अवशोषित हो जाता है, रिएक्टर से बाहर निकल जाता है, या क्षय हो जाता है (शायद ही कभी: न्यूट्रॉन की अर्द्ध-आयु लगभग 10 मिनट होती है, जो रिएक्टर भौतिकी में मायने नहीं रखती)। [CONTENT ?/?]

एक पीढ़ी के न्यूट्रॉनों की संख्या और पिछली पीढ़ी के न्यूट्रॉनों की संख्या का अनुपात गुणन कारक k कहलाता है। [CONTENT ?/?]

- k < 1: उप-क्रांतिक: श्रृंखला अभिक्रिया समाप्त हो जाती है [CONTENT ?/?]

- k = 1: क्रांतिक: श्रृंखला अभिक्रिया स्थिर शक्ति पर स्वयं को बनाए रखती है

- k > 1: सुपरक्रिटिकल: शक्ति बढ़ रही है [CONTENT ?/?]

एक सामान्य संचालन रिएक्टर ठीक k = 1 पर चलता है। शुरू हो रहे रिएक्टर में k थोड़ा 1 से ऊपर रहता है। शटडाउन में k को 1 से काफी नीचे लाया जाता है। [CONTENT ?/?]

k को नियंत्रित करने वाले कारकों को समझने के लिए हम अनंत रिएक्टर (कोई रिसाव नहीं) के लिए चार-कारक सूत्र का उपयोग करते हैं: [CONTENT ?/?]

k∞ = η × ε × p × f [CONTENT ?/?]

प्रत्येक कारक न्यूट्रॉन जीवन चक्र के एक चरण को दर्शाता है। हम प्रत्येक को विस्तार से देखेंगे। [CONTENT ?/?]

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चार-कारक सूत्र [CONTENT ?/?]

k∞ = η × ε × p × f

η (eta), प्रजनन गुणांक: प्रति थर्मल न्यूट्रॉन जो ईंधन में अवशोषित होता है, उत्पन्न होने वाले औसत तीव्र न्यूट्रॉनों की संख्या। U-235 के लिए η ≈ 2.07। Pu-239 के लिए η ≈ 2.11। यह पे-ऑफ़ गुणांक है, प्रत्येक विखंडन से हमें कितने नए न्यूट्रॉन मिलते हैं? [CONTENT ?/?]

ε (epsilon), तीव्र विखंडन गुणांक: U-238 में तीव्र विखंडनों को ध्यान में रखता है। U-235 विखंडन से उत्पन्न तीव्र न्यूट्रॉन धीमे होने से पहले प्रचुर U-238 में विखंडन पैदा कर सकते हैं। एक सामान्य LWR ईंधन असेंबली के लिए ε ≈ 1.03–1.07। यह हमेशा 1 से अधिक होता है, एक छोटा बोनस। [CONTENT ?/?]

p: अनुनाद पलायन प्रायिकता: न्यूट्रॉन के तीव्र से थर्मल ऊर्जाओं तक धीमे होने की प्रायिकता बिना U-238 अनुनाद शिखरों द्वारा कैप्चर हुए। U-238 में एपिथर्मल रेंज में विशिष्ट ऊर्जाओं (अनुनाद शिखर) पर विशाल न्यूट्रॉन कैप्चर क्रॉस-सेक्शन हैं। एक सामान्य LWR में p ≈ 0.75–0.80। यह सबसे बड़ा हानि पद है। [CONTENT ?/?]

f: थर्मल उपयोग गुणांक: थर्मल न्यूट्रॉनों का वह अंश जो ईंधन में अवशोषित होता है (मॉडरेटर, संरचनात्मक सामग्री या नियंत्रण छड़ों में नहीं)। f = Σ_fuel / Σ_total। बिना नियंत्रण छड़ों के एक सामान्य LWR में f ≈ 0.71–0.75। [CONTENT ?/?]

उदाहरण: η=2.07, ε=1.04, p=0.77, f=0.73 → k∞ = 2.07 × 1.04 × 0.77 × 0.73 ≈ 1.21 [CONTENT ?/?]

इसका अर्थ है कि एक अनंत रिएक्टर में यह ईंधन अत्यधिक सुपरक्रिटिकल होगा। वास्तविक रिएक्टर सीमित होते हैं: रिसाव k को k∞ से नीचे कम कर देता है। [CONTENT ?/?]

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चार कारकों को समझना

एक रिएक्टर ऑपरेटर नोटिस करता है कि कंट्रोल रॉड्स को गहराई तक डालने से रिएक्टर की पावर कम हो जाती है। कंट्रोल रॉड्स न्यूट्रॉन-अवशोषित करने वाले पदार्थ (बोरॉन या हेफ़नियम) से बनी होती हैं और इन्हें ईंधन क्षेत्र में डाला जाता है। [CONTENT ?/?]

छह-कारक सूत्र और रिसाव

वास्तविक रिएक्टर सीमित होते हैं

चार-कारक सूत्र एक अनंत रिएक्टर मानता है: कोई न्यूट्रॉन बाहर नहीं निकलता। वास्तविक रिएक्टरों की सीमाएँ होती हैं, और सतह के पास के न्यूट्रॉन बाहर निकल सकते हैं और नष्ट हो सकते हैं। [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

छह-कारक सूत्र दो गैर-रिसाव संभावनाएँ जोड़ता है: [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

k_eff = η × ε × p × f × P_FNL × P_TNL [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

- P_FNL: तीव्र गैर-रिसाव संभावना: तीव्र न्यूट्रॉन के थर्मलाइज़ होने से पहले बाहर न निकलने की संभावना। बड़े LWR में सामान्यतः 0.97। [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

- P_TNL: तापीय गैर-रिसाव संभावना: तापीय न्यूट्रॉन के अवशोषित होने से पहले बाहर न निकलने की संभावना। बड़े LWR में सामान्यतः 0.99। [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

रिसाव ही कारण है कि छोटे रिएक्टरों को क्रांतिक बनाना कठिन होता है। छोटे रिएक्टर में सतह-से-आयतन अनुपात अधिक होता है: आनुपातिक रूप से अधिक न्यूट्रॉन सीमा तक पहुँचकर बाहर निकल जाते हैं। [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

ज्यामितीय बकलिंग B² रिसाव की प्रवृत्ति को मापता है। गोले का सतह-से-आयतन अनुपात सबसे कम होता है, इसलिए दिए गए आयतन के लिए B² भी सबसे कम होता है: यही कारण है कि बम कोर गोलाकार होते हैं (दिए गए द्रव्यमान के लिए k_eff को अधिकतम करने के लिए)।

एक बड़े वाणिज्यिक PWR (1000 MWe) में, प्रारंभिक जीवनकाल (beginning-of-life) पर बिना नियंत्रण छड़ों के k∞ ≈ 1.2 होता है, लेकिन रिसाव (leakage) और नियंत्रण छड़ें k_eff को संचालन के दौरान ठीक 1.000 पर ला देती हैं। [CONTENT ?/?]

प्रॉम्प्ट न्यूट्रॉन बनाम विलंबित न्यूट्रॉन [CONTENT ?/?]

रिएक्टर नियंत्रणीय क्यों हैं

जब U-235 विखंडित होता है, अधिकांश न्यूट्रॉन तुरंत उत्पन्न होते हैं: इन्हें प्रॉम्प्ट न्यूट्रॉन कहते हैं, जो विखंडन के 10⁻¹⁴ सेकंड के भीतर उत्सर्जित होते हैं। सभी विखंडन न्यूट्रॉनों में से लगभग 99.35% प्रॉम्प्ट होते हैं। [CONTENT ?/?]

शेष 0.65% विलंबित न्यूट्रॉन हैं, जो कुछ विखंडन उत्पादों द्वारा उनके क्षय के दौरान सेकंडों से मिनटों बाद उत्सर्जित होते हैं। औसत विलंब लगभग 13 सेकंड होता है, हालांकि व्यक्तिगत समूह 0.2 सेकंड से 55 सेकंड तक होते हैं। [CONTENT ?/?]

यह छोटा विलंबित अंश (β = 0.0065 U-235 के लिए) ही रिएक्टर को नियंत्रणीय बनाता है। [CONTENT ?/?]

प्रॉम्प्ट क्रांतिकता तब होती है जब k_eff केवल प्रॉम्प्ट न्यूट्रॉनों पर ≥ 1 हो: विलंबित अंश की आवश्यकता के बिना। यही आपदा की स्थिति है। प्रॉम्प्ट क्रांतिकता पर, रिएक्टर पीरियड (e गुना बढ़ने का समय) मिनटों से घटकर मिलीसेकंड हो जाता है। कोई भी यांत्रिक प्रणाली इतनी तेज़ी से प्रतिक्रिया नहीं कर सकती।

सामान्य क्रांतिकता (k_eff = 1.000) विलंबित न्यूट्रॉनों पर निर्भर करती है ताकि श्रृंखला अभिक्रिया बनी रहे। प्रभावी न्यूट्रॉन जनन समय ℓ_eff ≈ β/λ ≈ 0.0065/0.08 ≈ 0.08 सेकंड है: जो यांत्रिक नियंत्रण छड़ों द्वारा शक्ति को नियंत्रित करने के लिए पर्याप्त धीमा है। [CONTENT ?/?]

प्रॉम्प्ट क्रांतिकता की शर्त है: k_eff ≥ 1 + β, अर्थात् U-235 के लिए k_eff ≥ 1.0065। [CONTENT ?/?]

हम इसे अतिरिक्त अभिक्रियाशीलता ρ ≥ β कहते हैं: रिएक्टर 'प्रॉम्प्ट सुपरक्रिटिकल' हो जाता है। [CONTENT ?/?]

SL-1 दुर्घटना (1961) और 1986 परीक्षण के दौरान चेरनोबिल RBMK-1000 दोनों ने प्रॉम्प्ट क्रांतिकता प्राप्त की थी। दोनों ने एक सेकंड से भी कम समय में खुद को नष्ट कर लिया। [CONTENT ?/?]

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विलंबित न्यूट्रॉन हमें कैसे बचाते हैं [CONTENT ?/?]

रिएक्टर पीरियड और इनऑवर समीकरण [CONTENT ?/?]

रिएक्टिविटी मापना

रिएक्टिविटी ρ का अर्थ है ρ = (k-1)/k। क्रिटिकलिटी पर ρ = 0। सबक्रिटिकल: ρ < 0। सुपरक्रिटिकल: ρ > 0। [CONTENT ?/?]

इकाई डॉलर ($) रिएक्टिविटी को विलंबित न्यूट्रॉन अंश से सामान्यीकृत करती है: 1$ = β ≈ 0.0065 U-235 के लिए। प्रॉम्प्ट क्रिटिकलिटी ρ = 1$ = β पर होती है।

एक सेंट = 0.01$. [CONTENT ?/?]

रिएक्टर पीरियड T वह समय है जिसमें पावर e (≈2.718) के गुणक से बढ़ती है। छोटे धनात्मक रिएक्टिविटी निवेशन से लंबे पीरियड मिलते हैं (स्थिर, नियंत्रणीय)। प्रॉम्प्ट क्रिटिकलिटी के निकट पहुँचने पर पीरियड शून्य की ओर गिर जाता है (अस्थिर)। [CONTENT ?/?]

इनऑवर समीकरण रिएक्टिविटी को रिएक्टर पीरियड से जोड़ता है। 'इनऑवर' का अर्थ है 'इनवर्स आवर'। समीकरण है: [CONTENT ?/?]

ρ = (ℓ/T) + Σᵢ [βᵢ / (1 + λᵢT)] [CONTENT ?/?]

जहाँ βᵢ और λᵢ प्रत्येक विलंबित न्यूट्रॉन समूह (U-235 के लिए 6 समूह) की यील्ड फ्रैक्शन और क्षय स्थिरांक हैं, तथा ℓ प्रॉम्प्ट न्यूट्रॉन जीवनकाल है। [CONTENT ?/?]

छोटी धनात्मक रिएक्टिविटी (ρ << β) के लिए समीकरण T ≈ β/(ρ·λ̄) देता है: रिएक्टर पीरियड लंबा और नियंत्रणीय होता है। [CONTENT ?/?]

जैसे-जैसे ρ → β (प्रॉम्प्ट क्रिटिकलिटी की ओर), T → 0: पीरियड गिर जाता है, पावर विस्फोटक रूप से बढ़ती है। [CONTENT ?/?]

व्यावहारिक निहितार्थ: स्टार्टअप के लिए धनात्मक रिएक्टिविटी चाहिए। ऑपरेटर रिएक्टर पीरियड मीटर देखता है। स्टार्टअप के दौरान 30-60 सेकंड का पीरियड सामान्य है। 10 सेकंड से कम पीरियड SCRAM (आपात शटडाउन) ट्रिगर करता है।

हमें न्यूट्रॉनों को धीमा क्यों करना पड़ता है [CONTENT ?/?]

तीव्र न्यूट्रॉन बनाम तापीय न्यूट्रॉन

विखंडन से उत्पन्न न्यूट्रॉन तीव्र होते हैं: उनकी गतिज ऊर्जा लगभग 1–2 MeV होती है। 1 MeV पर U-235 का विखंडन अनुप्रस्थ काट लगभग 1 barn (10⁻²⁴ cm²) होता है। [CONTENT ?/?]

न्यूट्रॉनों को तापीय ऊर्जा (~0.025 eV कमरे के तापमान पर) तक धीमा करने पर U-235 का विखंडन अनुप्रस्थ काट लगभग 585 barns तक बढ़ जाता है: लगभग 600 गुना अधिक। [CONTENT ?/?]

यही कारण है कि तापीय रिएक्टर (LWR, CANDU, AGR) मंदक का प्रयोग करते हैं: एक ऐसा पदार्थ जो न्यूट्रॉनों को MeV से eV तक धीमा कर दे बिना उन्हें अधिक अवशोषित किए। [CONTENT ?/?]

तापीयकरण प्रत्यास्थ प्रकीर्णन टक्करों के माध्यम से होता है। प्रत्येक टक्कर न्यूट्रॉन की कुछ गतिज ऊर्जा लक्ष्य नाभिक को स्थानांतरित कर देती है। एक टक्कर में अधिकतम ऊर्जा स्थानांतरण है: [CONTENT ?/?]

ΔE/E = 4A/(1+A)²

जहाँ A लक्ष्य का परमाणु द्रव्यमान है। हाइड्रोजन (A=1) के लिए: ΔE/E = 1.0, एक न्यूट्रॉन एक टक्कर में अपनी सारी ऊर्जा स्थानांतरित कर सकता है। कार्बन (A=12) के लिए: ΔE/E = 0.28। यूरेनियम (A=238) के लिए: ΔE/E = 0.017, मूलतः कोई मंदन नहीं। [CONTENT ?/?]

यह बताता है कि हाइड्रोजन (पानी में) इतना कुशल मॉडरेटर क्यों है: यह न्यूट्रॉन को ~18 टक्करों में थर्मलाइज़ कर सकता है। कार्बन (ग्रेफाइट) को ~114 टक्करों की आवश्यकता होती है। लेकिन हाइड्रोजन न्यूट्रॉनों को भी अवशोषित करता है (नीचे और अधिक)। [CONTENT ?/?]

मॉडरेटर तुलना: H₂O बनाम D₂O बनाम ग्रेफाइट [CONTENT ?/?]

मॉडरेटर का समझौता

एक अच्छे मॉडरेटर में होना चाहिए: [CONTENT ?/?]

1. कम परमाणु द्रव्यमान (प्रति टक्कर में कुशल ऊर्जा स्थानांतरण) [CONTENT ?/?]

2. कम न्यूट्रॉन अवशोषण क्रॉस-सेक्शन (जिन न्यूट्रॉनों को आप मंद कर रहे हैं उन्हें चुराएँ नहीं) [CONTENT ?/?]

ये दोनों आवश्यकताएँ साधारण हाइड्रोजन के लिए टकराव में हैं।

Light water (H₂O) [CONTENT ?/?]

- Slowing power: very high (ξΣₛ ≈ 1.35 cm⁻¹) [CONTENT ?/?]

- Absorption cross-section (H): 0.33 barns: significant [CONTENT ?/?]

- Moderating ratio (ξΣₛ/Σₐ) ≈ 62 [CONTENT ?/?]

- Result: excellent moderator but absorbs enough neutrons that you MUST use enriched uranium (3–5% U-235) to compensate. Natural uranium (0.71% U-235) does not provide enough excess neutrons to overcome H₂O absorption. [CONTENT ?/?]

Heavy water (D₂O) [CONTENT ?/?]

- Slowing power: lower than H₂O (ξΣₛ ≈ 0.18 cm⁻¹): needs more collisions [CONTENT ?/?]

- Absorption cross-section (D): 0.0005 barns: 660× lower than H

- मॉडरेटिंग अनुपात ≈ 5,500 [CONTENT ?/?]

- परिणाम: D₂O लगभग कोई न्यूट्रॉन अवशोषित नहीं करता। आप प्राकृतिक यूरेनियम (0.71% U-235) पर चला सकते हैं। यही कारण है कि CANDU रिएक्टर प्राकृतिक यूरेनियम ईंधन का उपयोग करते हैं। [CONTENT ?/?]

ग्रेफाइट (C) [CONTENT ?/?]

- स्लोइंग पावर: मध्यम (ξΣₛ ≈ 0.064 cm⁻¹) [CONTENT ?/?]

- अवशोषण क्रॉस-सेक्शन (C): 0.0035 barns: कम लेकिन D₂O से अधिक [CONTENT ?/?]

- मॉडरेटिंग अनुपात ≈ 170 [CONTENT ?/?]

- परिणाम: प्राकृतिक या थोड़ा समृद्ध यूरेनियम का उपयोग कर सकते हैं। RBMK, Magnox, और AGR रिएक्टर ग्रेफाइट का उपयोग करते हैं। चेरनोबिल रिएक्टर ग्रेफाइट-मॉडरेटेड था। [CONTENT ?/?]

सोडियम (Na): थर्मल मॉडरेटर नहीं

- सोडियम-कूल्ड फास्ट रिएक्टर जानबूझकर न्यूट्रॉनों को थर्मलाइज़ करने से बचते हैं। फास्ट न्यूट्रॉनों का सीधे उपयोग किया जाता है। कोई मॉडरेटर आवश्यक या वांछित नहीं है। फास्ट स्पेक्ट्रम नए फिसाइल पदार्थ (U-238 से Pu-239) के ब्रिडिंग की अनुमति देता है। [CONTENT ?/?]

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CANDU का लाभ [CONTENT ?/?]

फास्ट रिएक्टर: मॉडरेटर की आवश्यकता नहीं [CONTENT ?/?]

सोडियम-कूल्ड फास्ट रिएक्टर मॉडरेटर को क्यों छोड़ देते हैं

फास्ट रिएक्टर (SFR, लेड-कूल्ड LFR) जानबूझकर फास्ट न्यूट्रॉन स्पेक्ट्रम बनाए रखते हैं। शीतलक (तरल सोडियम या लेड) में उच्च परमाणु द्रव्यमान और कम स्कैटरिंग क्रॉस-सेक्शन होता है: यह न्यूट्रॉनों को थर्मलाइज़ नहीं करता। [CONTENT ?/?]

फास्ट क्यों संचालित करें? दो कारण: [CONTENT ?/?]

1. ब्रीडिंग: फास्ट न्यूट्रॉन U-238 को Pu-239 में थर्मल रिएक्टरों की तुलना में अधिक कुशलता से परिवर्तित कर सकते हैं। फास्ट रिएक्टर में ब्रीडिंग अनुपात (प्रति खपत किए गए फिसाइल परमाणु से बनाए गए नए फिसाइल परमाणु) 1.0 से अधिक हो सकता है, एक ब्रीडर रिएक्टर जितना ईंधन जलाता है उससे अधिक बनाता है। U-238 प्राकृतिक यूरेनियम का 99.3% है, यदि हम इसे ब्रीड कर सकें तो लगभग अक्षय ईंधन स्रोत। [CONTENT ?/?]

2. ट्रांसम्यूटेशन: फास्ट न्यूट्रॉन लंबे समय तक रहने वाले एक्टिनाइड्स (Am-241, Np-237, Cm-244) को विखंडित कर सकते हैं जो खर्च किए गए परमाणु ईंधन में मुख्य दीर्घकालिक विकिरण खतरा हैं। फास्ट रिएक्टर में इनको जलाने से उच्च-स्तरीय अपशिष्ट का जीवनकाल >100,000 वर्ष से घटकर ~1,000 वर्ष हो जाता है। [CONTENT ?/?]

ट्रेड-ऑफ: सोडियम पानी और हवा के साथ रासायनिक रूप से प्रतिक्रियाशील है (सोडियम आग), फास्ट स्पेक्ट्रम का मतलब कम विखंडन क्रॉस-सेक्शन (प्रति न्यूट्रॉन कम कुशल), और इंजीनियरिंग अधिक जटिल है।

खान से ईंधन असेंबली तक [CONTENT ?/?]

ईंधन चक्र का फ्रंट एंड

1. खनन: यूरेनियम अयस्क में आमतौर पर द्रव्यमान के अनुसार 0.1–0.5% यूरेनियम होता है। ओपन-पिट या अंडरग्राउंड माइनिंग, या इन-सीटू लीच (ISL) जिसमें रासायनिक घोल यूरेनियम को भूमिगत घोलता है। [CONTENT ?/?]

2. मिलिंग: अयस्क को कुचला जाता है और येलोकेक (U₃O₈) बनाने के लिए रासायनिक रूप से संसाधित किया जाता है: द्रव्यमान के अनुसार लगभग 85% यूरेनियम। मिल टेलिंग्स हल्के रेडियोधर्मी होते हैं और सावधानीपूर्वक निपटान की आवश्यकता होती है। [CONTENT ?/?]

3. रूपांतरण: येलोकेक को यूरेनियम हेक्साफ्लोराइड (UF₆) में परिवर्तित किया जाता है: जो मध्यम तापमान पर गैस होता है। UF₆ संवर्धन के लिए कार्यशील द्रव है। प्रतिक्रिया: U₃O₈ + HF → UF₄ → UF₆. [CONTENT ?/?]

4. संवर्धन: प्राकृतिक यूरेनियम 99.3% U-238 और 0.71% U-235 होता है। अधिकांश रिएक्टरों को 3–5% U-235 की आवश्यकता होती है। दो व्यावसायिक प्रक्रियाएँ: [CONTENT ?/?]

गैसीय विसरण: UF₆ गैस को हजारों छिद्रित अवरोधों के माध्यम से पंप किया जाता है। U-235 U-238 से बहुत थोड़ा हल्का होता है, इसलिए ²³⁵UF₆ प्रति चरण ²³⁸UF₆ की तुलना में 1.004× तेज़ी से विसरित होता है। इसके लिए कैस्केड में सैकड़ों चरणों और भारी विद्युत ऊर्जा (~2,400 kWh प्रति SWU) की आवश्यकता होती है। अब काफी हद तक अप्रचलित।

गैस अपकेंद्रित्र: UF₆ को 50,000–70,000 RPM पर घुमाया जाता है। भारी ²³⁸UF₆ बाहरी दीवार पर केंद्रित होता है; हल्का ²³⁵UF₆ केंद्र में रहता है। प्रति चरण पृथक्करण कारक ~1.3 (डिफ्यूजन के लिए 1.004 की तुलना में)। ~50× कम बिजली का उपयोग करता है। आधुनिक मानक। [CONTENT ?/?]

संवर्धन को सेपरेटिव वर्क यूनिट्स (SWU) में मापा जाता है। प्राकृतिक यूरेनियम से 5% संवर्धित यूरेनियम का 1 किग्रा उत्पादन करने के लिए लगभग 8 SWU की आवश्यकता होती है। [CONTENT ?/?]

5. ईंधन निर्माण: संवर्धित UF₆ को यूरेनियम डाइऑक्साइड (UO₂) पाउडर में परिवर्तित किया जाता है, सिरेमिक पेलेट्स (~1 सेमी व्यास, 1 सेमी ऊँचाई) में दबाया जाता है, 1700°C पर सिंटर किया जाता है, ज़िरकोनियम मिश्रधातु (ज़िरकैलॉय) ट्यूबों में स्टैक किया जाता है, सील किया जाता है: ये ईंधन रॉड्स हैं। रॉड्स को ईंधन असेंबली में इकट्ठा किया जाता है (उदाहरण: PWR असेंबली के लिए 17×17 = 289 रॉड्स)। एक सामान्य 1000 MWe PWR में ~193 ईंधन असेंबलियाँ होती हैं, कुल ~80 टन यूरेनियम। [CONTENT ?/?]

संवर्धन स्तर एवं अनुप्रयोग: [CONTENT ?/?]

- प्राकृतिक (0.71%): CANDU, Magnox [CONTENT ?/?]

- निम्न-संवर्धित यूरेनियम (LEU, <20%): वाणिज्यिक विद्युत, LWR के लिए 3–5% [CONTENT ?/?]

- उच्च-संवर्धित यूरेनियम (HEU, ≥20%): नौसेना रिएक्टर (≥90%), अनुसंधान रिएक्टर [CONTENT ?/?]

- हथियार-ग्रेड: ≥90% U-235

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सेंट्रीफ्यूज बनाम डिफ्यूजन [CONTENT ?/?]

Spent Fuel and Reprocessing [CONTENT ?/?]

The Back End of the Fuel Cycle

After 3–4 years in a reactor, spent fuel is physically hot, intensely radioactive, & still contains significant fissile material: [CONTENT ?/?]

- ~94% U-238 (depleted of U-235) [CONTENT ?/?]

- ~1% U-235 (still fissile) [CONTENT ?/?]

- ~1% Pu-239, Pu-240, Pu-241 (created by neutron capture in U-238) [CONTENT ?/?]

- ~4% fission products (Cs-137, Sr-90, I-131, & ~200 others) [CONTENT ?/?]

- <0.1% minor actinides (Am, Np, Cm)

Once-through cycle: अमेरिकी नीति: खर्च किया गया ईंधन 5–10 वर्षों तक गीले खर्च ईंधन पूल (पानी विकिरण को ढालता है और क्षय ऊष्मा को हटाता है) में संग्रहीत किया जाता है, फिर सूखे कास्क भंडारण में स्थानांतरित किया जाता है। पुनर्प्रसंस्करण नहीं किया जाता। उच्च-स्तरीय अपशिष्ट (HLW) को स्थायी भूवैज्ञानिक निपटान (युक्का माउंटेन, वर्तमान में रुका हुआ) के लिए योजनाबद्ध किया गया है। [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

PUREX पुनर्प्रसंस्करण (फ्रांस, यूके, जापान, रूस): खर्च ईंधन को नाइट्रिक एसिड में घोला जाता है। विलायक निष्कर्षण (केरोसिन में ट्राइब्यूटिल फॉस्फेट) यूरेनियम और प्लूटोनियम को चुनिंदा रूप से निकालता है, जबकि विखंडन उत्पाद पीछे छोड़ दिए जाते हैं। पुनर्प्राप्त यूरेनियम (पुनर्प्रसंस्कृत यूरेनियम, RepU) को पुनः समृद्ध किया जा सकता है। प्लूटोनियम को क्षीण यूरेनियम के साथ मिलाकर MOX ईंधन (मिश्रित ऑक्साइड, ~5–7% PuO₂) बनाया जाता है। MOX ईंधन संसाधनों को ~10–20% तक बढ़ाता है। [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

हथियार-ग्रेड बनाम रिएक्टर-ग्रेड प्लूटोनियम: [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

रिएक्टर में प्राकृतिक यूरेनियम Pu-239 उत्पन्न करता है। यदि इसे पर्याप्त समय तक रिएक्टर में रखा जाए, तो Pu-239 पर न्यूट्रॉन कैप्चर से Pu-240 बनता है। रिएक्टर-ग्रेड Pu (आमतौर पर >18% Pu-240) हथियारों के लिए समस्याग्रस्त है क्योंकि Pu-240 की स्वतः विखंडन दर बहुत अधिक होती है: यह गन-टाइप डिज़ाइनों में पूर्व-विस्फोट (fizzle) का कारण बनता है। हथियार-ग्रेड Pu के लिए Pu-240 के निर्माण को सीमित करने हेतु कम विकिरण समय (<3 महीने) आवश्यक है। वाणिज्यिक विद्युत रिएक्टर (18+ महीनों के लंबे ईंधन चक्र) हथियारों के लिए अनुपयुक्त रिएक्टर-ग्रेड प्लूटोनियम उत्पन्न करते हैं। यह once-through ईंधन चक्र में एक जानबूझकर की गई प्रसार-रोधी बाधा है। [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

विभेदक और समाकलित छड़ मान [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

छड़ कितनी मूल्यवान है?

छड़ मान वह अभिक्रियाशीलता परिवर्तन है जो नियंत्रण छड़ डालने से होता है। यह स्थिर नहीं है: यह न्यूट्रॉन फ्लक्स वितरण के सापेक्ष छड़ कहाँ डाली गई है, इस पर निर्भर करता है।

Differential rod worth (Δρ/Δx): किसी दिए गए स्थिति पर रॉड के प्रति इकाई निवेशन पर रिएक्टिविटी परिवर्तन। यह उस स्थान पर अधिकतम होता है जहाँ न्यूट्रॉन फ्लक्स सबसे अधिक होता है: कोर के केंद्र में। यह शीर्ष और तल के पास कम होता है (कम फ्लक्स वाले क्षेत्र)। [CONTENT ?/?]

Integral rod worth: पूर्णतः बाहर निकाली गई स्थिति से किसी दिए गए निवेशन गहराई तक कुल रिएक्टिविटी परिवर्तन। यह S-वक्र बनाता है: शीर्ष पर धीमा परिवर्तन (कम फ्लक्स), केंद्र से गुजरते हुए तीव्र परिवर्तन (अधिकतम फ्लक्स), तल पर धीमा परिवर्तन। [CONTENT ?/?]

Rod ejection accident: यदि कोई कंट्रोल रॉड अचानक कोर से बाहर निकल जाए (जैसे रॉड ड्राइव मैकेनिज्म की विफलता से), तो मिलीसेकंड में बहुत बड़ी धनात्मक रिएक्टिविटी निवेशन होती है। इसका परिमाण रॉड की वर्थ पर निर्भर करता है (रॉड की स्थिति के अनुसार pcm से कई डॉलर तक)। यदि निकाली गई रॉड की वर्थ प्रॉम्प्ट क्रिटिकलिटी थ्रेशोल्ड (1$) से अधिक हो, तो प्रॉम्प्ट क्रिटिकलिटी एक्सकर्शन होता है। [CONTENT ?/?]

Rod shadowing / rod-rod interaction: एक रॉड को डालने से स्थानीय फ्लक्स कम हो जाता है, जिससे आस-पास की रॉड्स की वर्थ भी कम हो जाती है। ऑपरेटरों को रॉड पैटर्न की योजना बनाते समय इस इंटरैक्शन को ध्यान में रखना चाहिए। [CONTENT ?/?]

Control rod materials: बोरॉन-10 (σₐ = 3,840 barns at 0.025 eV), हेफ्नियम (σₐ = 102 barns, मध्यम लेकिन धीरे-धीरे जलता है, लंबे जीवन वाली रॉड्स के लिए पसंदीदा), सिल्वर-इंडियम-कैडमियम मिश्रधातु (PWRs में प्रयुक्त, Ag तीव्र प्रतिक्रिया देता है, In और Cd जलने पर भी वर्थ बनाए रखते हैं)। [CONTENT ?/?]

Xenon Poisoning: अदृश्य हत्यारा [CONTENT ?/?]

Xe-135: ज्ञात सबसे शक्तिशाली न्यूट्रॉन अवशोषक

Xenon-135 का थर्मल न्यूट्रॉन अवशोषण क्रॉस-सेक्शन 2.6 मिलियन barns है: किसी भी न्यूक्लाइड में सबसे अधिक। तुलना के लिए, U-235 का विखंडन क्रॉस-सेक्शन 585 barns है। Xe-135 प्रति परमाणु ~4,400× अधिक अवशोषक है।

उत्पादन: Xe-135 मुख्य रूप से I-135 (आयोडीन) के क्षय से आता है, जो सीधे विखंडन से उत्पन्न होता है। Xe-135 का केवल ~0.3% सीधे विखंडन से आता है; ~95% क्षय श्रृंखला के माध्यम से आता है: [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

Te-135 → I-135 (अर्ध-आयु 6.6 घंटे) → Xe-135 (अर्ध-आयु 9.2 घंटे) → Cs-135 [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

निष्कासन: Xe-135 दो प्रक्रियाओं द्वारा हटाया जाता है: (1) रेडियोधर्मी क्षय (अर्ध-आयु 9.2 घंटे), और (2) न्यूट्रॉन अवशोषण (न्यूट्रॉन फ्लक्स द्वारा जलाया जाता है)। उच्च शक्ति पर, न्यूट्रॉन अवशोषण प्रमुख निष्कासन तंत्र है। [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

आयोडीन पिट (जेनॉन ट्रांजिएंट): [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

स्थिर-अवस्था संचालन में, Xe-135 उत्पादन और निष्कासन संतुलित रहते हैं (एक सामान्य PWR में जेनॉन वर्थ ≈ -2,500 pcm)। [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

जब रिएक्टर बंद होता है, Xe-135 का न्यूट्रॉन अवशोषण रुक जाता है। लेकिन I-135 कई घंटों तक नए Xe-135 में क्षयित होता रहता है। बंद होने के 6–8 घंटे बाद Xe-135 सांद्रता बढ़ती है: आयोडीन पिट। [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

इससे रिएक्टर को अस्थायी रूप से पुनः आरंभ करना असंभव हो सकता है (जेनॉन ओवरराइड असंभव) यदि पर्याप्त अतिरिक्त अभिक्रियाशीलता नहीं है। [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

चेरनोबिल संबंध: 26 अप्रैल 1986 को, चेरनोबिल यूनिट 4 परीक्षण ग्रिड मांग के कारण ~9 घंटे देरी से हुआ। इस दौरान जेनॉन जमा हो गया। परीक्षण जारी रखने के लिए, ऑपरेटरों को जेनॉन विषाक्तता को दूर करने के लिए लगभग सभी नियंत्रण छड़ें निकालनी पड़ीं। इससे रिएक्टर में लगभग कोई शटडाउन मार्जिन नहीं बचा: दुर्घटना के लिए एक महत्वपूर्ण पूर्व-शर्त।

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रिएक्टर बंद होने के बाद ज़ेनॉन क्यों खतरनाक बन जाता है [CONTENT ?/?]

Samarium Poisoning [CONTENT ?/?]

Sm-149: The Longer-Term Poison

Samarium-149 रिएक्टर का दूसरा सबसे महत्वपूर्ण पॉइज़न है। इसकी थर्मल अवशोषण क्रॉस-सेक्शन ~41,000 barns है। [CONTENT ?/?]

उत्पादन श्रृंखला: Nd-149 → Pm-149 (अर्ध-आयु 53 h) → Sm-149 (स्थिर) [CONTENT ?/?]

Xenon के विपरीत, Sm-149 स्थिर है: यह क्षय नहीं होता। इसे केवल न्यूट्रॉन अवशोषण द्वारा ही हटाया जा सकता है। स्थिर-स्थिति शक्ति पर, Sm-149 एक संतुलन सांद्रता तक पहुँचता है जो लगभग -700 pcm रिएक्टिविटी दर्शाता है। [CONTENT ?/?]

शटडाउन पर: न्यूट्रॉन बर्नआउट रुक जाता है, लेकिन Pm-149 Sm-149 में क्षयित होता रहता है। चूँकि Sm-149 स्थिर है, यह शटडाउन के बाद ~100 घंटों में जमा होता है: लगभग -600 pcm अतिरिक्त नकारात्मक रिएक्टिविटी जोड़ता है। [CONTENT ?/?]

पुनः आरंभ पर: न्यूट्रॉन फ्लक्स अतिरिक्त Sm-149 को जलाता है। Samarium poisoning xenon से कम गंभीर है (कोई iodine pit समकक्ष नहीं), लेकिन दीर्घकालिक रिएक्टिविटी प्रबंधन में इसे ध्यान में रखना आवश्यक है। [CONTENT ?/?]

संयुक्त रूप से, xenon और samarium शटडाउन पीक पर लगभग -3,000 से -3,500 pcm रिएक्टिविटी बोझ दर्शाते हैं: इसे पुनः आरंभ करते समय कंट्रोल रॉड निकालकर या केमिकल शिम (PWRs में boric acid) द्वारा संतुलित करना होता है।

What Are Reactivity Coefficients? [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

The Difference Between Safe & Unsafe Reactors

A reactivity coefficient is the change in reactivity per unit change in some physical parameter (temperature, void fraction, power). [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

Negative coefficient: as power increases, reactivity decreases: the reactor is self-limiting. An inherently safe design. [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

Positive coefficient: as power increases, reactivity increases: the reactor amplifies disturbances. A potentially unstable design. [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

The sign of reactivity coefficients determines whether a reactor is inherently safe or requires active intervention to prevent runaway. This is the single most important safety parameter in reactor design. [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

Doppler Broadening: The Most Important Safety Mechanism

डॉप्लर प्रतिक्रियाशीलता गुणांक

डॉप्लर ब्रॉडनिंग एक क्वांटम यांत्रिक प्रभाव है: जब ईंधन का तापमान बढ़ता है, U-238 नाभिकों की तापीय गति उनके न्यूट्रॉन अवशोषण अनुनाद शिखरों को चौड़ा कर देती है। [CONTENT ?/?]

एपिथर्मल ऊर्जा सीमा (1 eV से 10 keV) में U-238 में विशाल अनुनाद अवशोषण शिखर होते हैं। कम तापमान पर ये शिखर संकरे होते हैं: न्यूट्रॉन को अवशोषित होने के लिए बहुत सटीक ऊर्जा की आवश्यकता होती है। जैसे-जैसे तापमान बढ़ता है, चौड़े हुए शिखर न्यूट्रॉनों को व्यापक ऊर्जा सीमा से अवशोषित करते हैं। [CONTENT ?/?]

p (अनुनाद पलायन संभावना) पर प्रभाव: जैसे-जैसे ईंधन तापमान बढ़ता है → U-238 अनुनाद शिखर चौड़े होते हैं → थर्मलाइजेशन के दौरान अधिक न्यूट्रॉन कैप्चर होते हैं → p घटता है → k घटता है → पावर घटती है। [CONTENT ?/?]

डॉप्लर गुणांक (α_D) सामान्यतः U-235/U-238 ईंधन के लिए -1 से -3 pcm/°C तक होता है। यह अत्यधिक ऋणात्मक है। [CONTENT ?/?]

यह प्राथमिक सुरक्षा तंत्र क्यों है: यह तुरंत कार्य करता है (तापमान परिवर्तन ऊष्मा प्रवाह की गति से होता है: मिलीसेकंड से सेकंड तक)। यह तब तक हमेशा मौजूद रहता है जब तक ईंधन में U-238 मौजूद है। यह किसी सक्रिय प्रणाली या ऑपरेटर की कार्रवाई पर निर्भर नहीं करता। यह विफल नहीं हो सकता। [CONTENT ?/?]

किसी भी प्रतिक्रियाशीलता वृद्धि (अचानक पावर वृद्धि) में, डॉप्लर प्रभाव तुरंत सक्रिय हो जाता है और कोई भी यांत्रिक प्रणाली प्रतिक्रिया करने से पहले नकारात्मक फीडबैक प्रदान करता है। यही कारण है कि आधुनिक LWR ईंधन (ईंधन मैट्रिक्स में 95%+ U-238 के साथ) स्वाभाविक रूप से स्व-सीमित है। [CONTENT ?/?]

हथियार नोट: शुद्ध U-235 या Pu-239 धातु में लगभग कोई डॉप्लर फीडबैक नहीं होता। यही एक कारण है कि हथियार उच्च-संवर्धन सामग्री का उपयोग करते हैं: डॉप्लर सुरक्षा तंत्र जो पावर रिएक्टरों को सुरक्षित बनाता है, हथियार की उपज को भी सीमित कर देगा।

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रिक्त गुणांक: LWR और RBMK में अंतर [CONTENT ?/?]

रिक्त गुणांक और चेरनोबिल भौतिकी

रिक्त गुणांक (α_v) रिक्त अंश (कूलेंट के उबलकर भाप के बुलबुलों में बदलने का अंश) में प्रति इकाई परिवर्तन के लिए रिएक्टिविटी में होने वाला परिवर्तन है। [CONTENT ?/?]

लाइट वाटर रिएक्टर (PWR या BWR) में: [CONTENT ?/?]

पानी BOTH कूलेंट और मॉडरेटर का काम करता है। यदि पानी उबलता है (रिक्त बनता है), मॉडरेशन कम हो जाता है। कम मॉडरेशन → कम थर्मल न्यूट्रॉन → कम विखंडन → शक्ति घटती है। साथ ही, पानी कुछ न्यूट्रॉन अवशोषित करता है: कम पानी का अर्थ है कम परजीवी अवशोषण, जो थोड़ा धनात्मक प्रभाव डालता है, लेकिन मॉडरेशन की हानि प्रभावी रहती है। [CONTENT ?/?]

परिणाम: LWRs में रिक्त गुणांक ऋणात्मक होता है (सामान्यतः -100 से -200 pcm/% रिक्त)। कूलेंट की हानि स्वतः शक्ति को कम कर देती है। [CONTENT ?/?]

RBMK-1000 (चेरनोबिल रिएक्टर) में:

RBMK में मॉडरेटर के रूप में ग्रेफाइट का उपयोग किया जाता था और केवल शीतलक के रूप में पानी। यदि पानी उबल जाए: [CONTENT ?/?]

- मॉडरेशन अपरिवर्तित रहता है (ग्रेफाइट मॉडरेटर नहीं बदलता) [CONTENT ?/?]

- पानी में न्यूट्रॉन अवशोषण घट जाता है (परजीवी अवशोषण कम हो जाता है) [CONTENT ?/?]

- कुल प्रभाव: कम शक्ति पर positive void coefficient [CONTENT ?/?]

- जैसे-जैसे शक्ति बढ़ती है, पानी अधिक उबलता है, positive void coefficient अधिक रिएक्टिविटी जोड़ता है, जिससे शक्ति और बढ़ती है: एक सकारात्मक फीडबैक लूप। [CONTENT ?/?]

RBMK में Positive void coefficient का परिमाण: कम शक्ति पर और कुछ ही नियंत्रण छड़ें डाली गई हों, α_v ≈ +4 से +5 pcm/% void। यह सोवियत डिजाइनरों को ज्ञात था, लेकिन संयंत्र संचालकों से छिपाया गया। [CONTENT ?/?]

26 अप्रैल, 1986: चेर्नोबिल यूनिट 4 कम शक्ति (~200 MWt, जबकि नाममात्र 3,200 MWt) पर चल रहा था और ज़ेनॉन विषाक्तता को दूर करने के लिए अधिकांश नियंत्रण छड़ें बाहर निकाली गई थीं। इस स्थिति में: अधिकतम positive void coefficient, न्यूनतम छड़ प्रभाव, ज़ेनॉन-दबाई गई शक्ति। जब परीक्षण अनुक्रम के कारण रिएक्टर शक्ति में वृद्धि हुई, उबाल बढ़ा, void coefficient ने रिएक्टिविटी जोड़ी, शक्ति तेजी से बढ़ी, अधिक उबाल: अस्थिर सकारात्मक फीडबैक। रिएक्टर ~3 सेकंड में prompt criticality तक पहुँच गया और स्वयं नष्ट हो गया। [CONTENT ?/?]

कम पावर पर RBMK के अस्थिर चलने का कारण [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

Moderator Temperature Coefficient और Power Coefficient

अन्य प्रमुख गुणांक

मॉडरेटर तापमान गुणांक (MTC): मॉडरेटर तापमान में परिवर्तन प्रति डिग्री रिएक्टिविटी में परिवर्तन। PWR में: जैसे-जैसे पानी का तापमान बढ़ता है, उसका घनत्व घटता है → प्रति इकाई आयतन में कम मॉडरेटर → कम तापीयकरण → कम तापीय न्यूट्रॉन → k घटता है। LWRs में MTC ऋणात्मक होता है (सामान्यतः -20 से -80 pcm/°C)। यह एक आवश्यक सुरक्षा विनिर्देशन है: US NRC नियमों के अनुसार MTC हर समय ≤ 0 होना चाहिए। [CONTENT ?/?]

ईंधन तापमान गुणांक (FTC): मुख्य रूप से डॉप्लर ब्रॉडनिंग (ऊपर वर्णित) द्वारा संचालित। LWR ईंधन में हमेशा दृढ़ता से ऋणात्मक। [CONTENT ?/?]

पावर गुणांक: प्रति इकाई पावर परिवर्तन में सभी स्रोतों से कुल रिएक्टिविटी फीडबैक। एक अच्छी तरह से डिज़ाइन किए गए LWR में: दृढ़ता से ऋणात्मक। पावर बढ़ने पर → ईंधन तापमान बढ़ता है (डॉप्लर फीडबैक) → मॉडरेटर गर्म होता है और voids बनते हैं (MTC और void फीडबैक) → रिएक्टिविटी घटती है → पावर स्थिर होती है। [CONTENT ?/?]

संयुक्त प्रभाव: LWR रिएक्टर आंतरिक रूप से स्व-नियमन वाले होते हैं। एक ऑपरेटर जो कुछ नहीं करता, वह रिएक्टर को एक पावर स्तर पर स्थिर पाएगा जहाँ फीडबैक k = 1.000 बनाता है। यह कोई दुर्घटना नहीं है: यह एक जानबूझकर डिज़ाइन आवश्यकता है। [CONTENT ?/?]

सभी-ऋणात्मक गुणांकों वाले रिएक्टर में तापीय फीडबैक घटना से कभी भी प्रॉम्प्ट क्रिटिकल नहीं होगा। LWR में प्रॉम्प्ट क्रिटिकल होने के लिए बाहरी धनात्मक रिएक्टिविटी सम्मिलन β ≈ 0.0065 से अधिक होना चाहिए। व्यवहार में इसका अर्थ है कंट्रोल रॉड इजेक्शन या तीव्र बोरॉन डाइल्यूशन: दोनों का डिज़ाइन आधार में स्पष्ट रूप से विश्लेषण किया जाता है। [CONTENT ?/?]

ऊष्मा निष्कासन: ईंधन से शीतलक तक

ईंधन को ठंडा रखना

विखंडन मुख्य रूप से विखंडन खंडों की गतिज ऊर्जा (~83%) और त्वरित गामा विकिरण (~3%) के रूप में ऊष्मा उत्पन्न करता है, जो लगभग पूरी तरह से ईंधन गोली के अंदर जमा हो जाती है। विखंडन उत्पादों के बीटा क्षय (~4%) और गामा क्षय (~4%) समय के साथ ऊष्मा जोड़ते हैं: इसे क्षय ऊष्मा कहते हैं, जो शटडाउन के बाद भी जारी रहती है। [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

क्षय ऊष्मा लगभग way-12 नियम का पालन करती है: शटडाउन के 1 मिनट बाद, क्षय ऊष्मा ≈ संचालन शक्ति का 1%। 1 घंटे बाद: ~0.4%। 1 दिन बाद: ~0.2%। 1 सप्ताह बाद: ~0.07%। 3,000 MWt रिएक्टर से शटडाउन के 1 मिनट बाद ~30 MWt क्षय ऊष्मा उत्पन्न होती है: यदि शीतलन खो जाए तो कोर को पिघलाने के लिए पर्याप्त। यही कारण है कि आपातकालीन कोर शीतलन प्रणालियाँ (ECCS) इतनी महत्वपूर्ण हैं। [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

ऊष्मा प्रवाह पथ: ईंधन गोली → ईंधन रॉड क्लैडिंग (ज़िरकालॉय) → शीतलक जल → भाप जनित्र (PWR) या सीधे भाप में (BWR) [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

तापमान प्रोफ़ाइल: PWR में पूर्ण शक्ति पर ईंधन केंद्र रेखा तापमान ~900–1,200°C तक पहुँचता है। ज़िरकालॉय क्लैडिंग सतह: ~300–350°C। शीतलक थोक: ~290–325°C। गोली केंद्र से शीतलक तक की तीव्र प्रवणता का अर्थ है कि छोटी शक्ति वृद्धि से ईंधन तापमान में बड़ी वृद्धि होती है: और बड़ा डॉप्लर प्रतिक्रिया। [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

मुख्य तापीय सीमा: ईंधन केंद्र रेखा तापमान UO₂ के गलनांक (~2,865°C) से नीचे रहना चाहिए। क्लैडिंग तापमान ज़िरकालॉय ऑक्सीकरण सीमा (~1,200°C) से नीचे रहना चाहिए, जिसके ऊपर ज़िरकोनियम भाप के साथ ऊष्माक्षेपी अभिक्रिया करता है: Zr + 2H₂O → ZrO₂ + 2H₂। फुकुशिमा यूनिट 1, 3, और 4 में इसी अभिक्रिया से हाइड्रोजन उत्पन्न हुआ जिसने विस्फोट किया। [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

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न्यूक्लिएट बॉयलिंग से प्रस्थान (DNB)

क्रांतिक ताप प्रवाह सीमा

PWR में, शीतलक ~155 बार दाब पर द्रव अवस्था में रहता है (क्वथनांक ~345°C)। छोटे भाप के बुलबुले क्लैडिंग सतह पर बनते हैं और प्रवाह द्वारा बहा दिए जाते हैं, जिसे न्यूक्लिएट बॉयलिंग कहते हैं। यह वास्तव में उत्कृष्ट ताप स्थानांतरण प्रदान करता है। [CONTENT ?/?]

यदि स्थानीय ताप प्रवाह एक क्रांतिक मान (क्रांतिक ताप प्रवाह, CHF) से अधिक हो जाए, तो बुलबुले एक सतत वाष्प फिल्म में जुड़ जाते हैं जो ईंधन रॉड के चारों ओर बन जाती है। यह वाष्प फिल्म एक इंसुलेटर की तरह काम करती है। ईंधन से निकलने वाला ताप प्रवाह वाष्प द्वारा नहीं हटाया जा सकता: क्लैडिंग तापमान तेजी से बढ़ जाता है। इसे डिपार्चर फ्रॉम न्यूक्लिएट बॉयलिंग (DNB) या क्रांतिक ताप प्रवाह सीमा का उल्लंघन कहते हैं। [CONTENT ?/?]

DNB का परिणाम: यदि प्रवाह शीघ्र बहाल नहीं किया गया, तो क्लैडिंग तापमान 1,200°C तक पहुँच जाता है जहाँ Zircaloy ऑक्सीकरण शुरू होता है, और फिर गलनांक (~1,850°C) तक पहुँचता है। ईंधन छर्रे बिखर जाते हैं और विखंडन उत्पाद शीतलक में मुक्त हो जाते हैं। [CONTENT ?/?]

MDNBR (न्यूनतम DNB अनुपात): स्थानीय क्रांतिक ताप प्रवाह और वास्तविक ताप प्रवाह का अनुपात, कोर के सबसे सीमित स्थान पर मूल्यांकित। MDNBR ≥ 1.3 की सुरक्षा सीमा हर समय बनाए रखी जाती है (DNB तक 1.3× मार्जिन)। यह सीमा अधिकतम रिएक्टर शक्ति और प्रवाह स्थितियों को नियंत्रित करती है। [CONTENT ?/?]

दो-चरण प्रवाह: BWR में, थोक क्वथन जानबूझकर किया जाता है: कोर दो-चरण प्रवाह (पानी + भाप) में संचालित होता है। BWR में समकक्ष सीमा क्रांतिक शक्ति अनुपात (CPR) या न्यूनतम क्रांतिक शक्ति अनुपात (MCPR) ≥ 1.2 है। [CONTENT ?/?]

कोर तापमान प्रोफाइल: अक्षीय ताप प्रवाह अक्षीय न्यूट्रॉन प्रवाह प्रोफाइल (ताजा कोर में लगभग कटा हुआ कोसाइन) का अनुसरण करता है। शिखर प्रवाह (और उच्चतम DNB जोखिम) कोर मध्यतल पर होता है। रेडियल शिखर केंद्रीय असेंबलियों में होता है। हॉट चैनल फैक्टर (Fq या F∆H) दर्शाता है कि शिखर स्थानीय शक्ति कोर औसत से कितनी अधिक है: PWR में सामान्यतः 2.5–3.0। [CONTENT ?/?]

DNB द्वारा निर्धारित महत्वपूर्ण सुरक्षा सीमा क्यों [CONTENT ?/?]

PWR और BWR: प्रमुख डिज़ाइन [CONTENT ?/?]

हल्के जल रिएक्टर

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हल्के जल रिएक्टर (LWRs) विश्व की वाणिज्यिक नाभिकीय क्षमता का ~85% हिस्सा रखते हैं। [CONTENT ?/?]

दाबित जल रिएक्टर (PWR) [CONTENT ?/?]

- प्राथमिक लूप: ~155 बार (15.5 MPa), ~290–325°C पर जल: क्वथनांक से ऊपर दाबित, तरल अवस्था में रहता है [CONTENT ?/?]

- ऊष्मा विनिमयक: भाप जनित्र प्राथमिक लूप से द्वितीयक लूप में ऊष्मा स्थानांतरित करते हैं [CONTENT ?/?]

- द्वितीयक लूप: ~60 बार पर जल, ~280°C पर भाप उत्पन्न कर टर्बाइनों को चलाता है

- लाभ: प्राथमिक रेडियोधर्मी पानी टरबाइन से कभी संपर्क नहीं करता। रखरखाव आसान होता है। [CONTENT ?/?]

- शक्ति: प्रति यूनिट 900–1,700 MWe। तापीय दक्षता ~33%। [CONTENT ?/?]

- उदाहरण: Westinghouse AP1000, French EPR, Russian VVER [CONTENT ?/?]

उबलता जल रिएक्टर (BWR) [CONTENT ?/?]

- सीधा चक्र: पानी रिएक्टर बर्तन के अंदर ~75 bar (~290°C) पर उबलता है। भाप सीधे टरबाइन में जाती है। [CONTENT ?/?]

- भाप जनित्रों की आवश्यकता नहीं: सरल, निम्न दाब बर्तन की जरूरत [CONTENT ?/?]

- टरबाइन थोड़ा रेडियोधर्मी होता है (भाप में फिशन गैसें): परिरक्षण और दूरस्थ रखरखाव की आवश्यकता [CONTENT ?/?]

- शक्ति नियंत्रण पुनःपरिसंचरण प्रवाह दर द्वारा (अधिक प्रवाह → कम रिक्तियाँ → अधिक मंदन → अधिक शक्ति) नियंत्रण छड़ों के अलावा

- निष्क्रिय सुरक्षा: कम दबाव का मतलब कम संग्रहित ऊर्जा, सरल ECCS डिज़ाइन [CONTENT ?/?]

- तापीय दक्षता ~33%, PWR के समान [CONTENT ?/?]

- उदाहरण: GE BWR/6, ABWR, ESBWR [CONTENT ?/?]

VVER (Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reaktor): सोवियत/रूसी PWR डिज़ाइन। पश्चिमी PWRs में ऊर्ध्वाधर की तुलना में क्षैतिज भाप जनरेटर। वर्गाकार की तुलना में षट्कोणीय ईंधन संयोजन ज्यामिति। आधुनिक VVERs (VVER-1200) पश्चिमी सुरक्षा मानकों को पूरा करते हैं। [CONTENT ?/?]

CANDU और RBMK: दाब नली डिज़ाइन [CONTENT ?/?]

दाब पात्र के विकल्प

CANDU (Canada Deuterium Uranium) [CONTENT ?/?]

- क्षैतिज दाब नलियाँ जिनमें ईंधन और शीतलक (उच्च दाब पर D₂O) होता है, कैलेंड्रिया पात्र में निम्न-दाब D₂O मॉडरेटर से घिरी हुई

- ऑनलाइन रिफ्यूलिंग: रिएक्टर पूर्ण शक्ति पर चलते हुए ईंधन बदला जाता है, बिना शटडाउन के। प्रत्येक प्रेशर ट्यूब को फ्यूलिंग मशीन द्वारा अलग-अलग एक्सेस किया जाता है। इससे रिफ्यूलिंग आउटेज के बिना 100% क्षमता कारक प्राप्त होता है (PWRs को रिफ्यूलिंग के लिए ~18 महीने बाद शटडाउन करना पड़ता है) [CONTENT ?/?]

- प्राकृतिक यूरेनियम ईंधन (UO₂): संवर्धन (enrichment) की आवश्यकता नहीं। CANDU की न्यूट्रॉन अर्थव्यवस्था इसे संभव बनाती है। [CONTENT ?/?]

- MOX ईंधन, थोरियम ईंधन, और खर्च हुए LWR ईंधन (recycling) को भी स्वीकार करता है [CONTENT ?/?]

- सभी रिएक्टिविटी गुणांक ऋणात्मक: स्वाभाविक रूप से स्थिर [CONTENT ?/?]

- उदाहरण: CANDU-6 (700 MWe), ACR-1000 (हल्के पानी शीतलक वाला उन्नत डिज़ाइन) [CONTENT ?/?]

RBMK-1000 (Reaktor Bolshoy Moshchnosti Kanalnyy: High-Power Channel Reactor) [CONTENT ?/?]

- सोवियत डिज़ाइन: ग्रेफाइट मॉडरेटर, ऊर्ध्वाधर प्रेशर ट्यूबों में हल्का पानी शीतलक [CONTENT ?/?]

- विशाल (1,000–1,500 MWe), कम संवर्धित यूरेनियम, ऑनलाइन रिफ्यूलिंग

- Fatal physics flaw: positive void coefficient at low power with rods withdrawn (described in detail in the reactivity coefficients section)

- Additional design flaw: graphite tip effect, control rods had graphite tips. Inserting a rod from fully withdrawn first DISPLACED water from the bottom of the core (removing parasitic absorption) before the absorber section entered the active zone. Inserting rods to SCRAM initially added a brief positive reactivity pulse, the opposite of the intended effect.

- These two flaws combined to cause the Chernobyl disaster.

- All surviving RBMK plants have been modified to reduce positive void coefficient & redesign rods. They remain a uniquely Soviet design with no Western equivalents.

Generation IV Reactor Concepts

Beyond the Current Fleet

The Generation IV International Forum (GIF) identified six reactor concepts for development targeting ~2030+ deployment:

Molten Salt Reactor (MSR): ईंधन को पिघले हुए फ्लोराइड नमक (LiF-BeF₂ या NaF-ZrF₄) में घोलकर रखा जाता है। कोई ठोस ईंधन नहीं, कोई ईंधन क्लैडिंग नहीं जो पिघल सके। निष्क्रिय ड्रेनेज फ्रीज प्लग के माध्यम से, यदि बिजली चली जाए तो फ्रीज प्लग पिघल जाता है और नमक एक सबक्रिटिकल ज्यामिति में निकल जाता है। वायुमंडलीय दबाव पर संचालित (~650°C)। थोरियम ब्रीडिंग संभव। [CONTENT ?/?]

Liquid Fluoride Thorium Reactor (LFTR): Th-232/U-233 ब्रीडिंग चक्र का उपयोग करने वाला विशिष्ट MSR डिज़ाइन। थोरियम यूरेनियम से लगभग 3 गुना अधिक प्रचुर है। Th-232 से U-233 बनाया जाता है (Th + n → Pa-233 → U-233)। LFTR बहुत कम लंबे समय तक रहने वाले एक्टिनाइड अपशिष्ट उत्पन्न करता है। वकालत समुदाय उत्साही है; इंजीनियरिंग चुनौतियाँ (उच्च तापमान पर संक्षारण, नमक रसायन नियंत्रण) अभी भी महत्वपूर्ण हैं। [CONTENT ?/?]

Sodium-cooled Fast Reactor (SFR): तरल सोडियम शीतलक, तीव्र न्यूट्रॉन स्पेक्ट्रम, ब्रीडिंग या एक्टिनाइड ट्रांसम्यूटेशन की संभावना। चुनौतियाँ: सोडियम पानी और हवा के साथ प्रतिक्रिया करता है (निष्क्रिय वातावरण की आवश्यकता)। मौजूदा उदाहरण: BN-800 (रूस), Superphénix (फ्रांस, बंद), Monju (जापान, दुर्घटना के बाद बंद)। EBR-II (अमेरिका) ने 1986 में जानबूझकर प्रेरित लॉस-ऑफ-फ्लो परीक्षण में निष्क्रिय सुरक्षा का प्रदर्शन किया, बिना SCRAM के रिएक्टर सुरक्षित रूप से बंद हो गया। [CONTENT ?/?]

Lead-cooled Fast Reactor (LFR): लेड या लेड-बिस्मथ शीतलक। लेड पानी या हवा के साथ प्रतिक्रिया नहीं करता (सोडियम के विपरीत)। उच्च क्वथनांक (1,740°C), दबाव की आवश्यकता नहीं। प्राकृतिक संवहन शीतलन संभव। चुनौती: लेड बहुत भारी है और उच्च तापमान पर स्टील को संक्षारित करता है। रूसी पनडुब्बी रिएक्टरों ने Pb-Bi शीतलक का उपयोग किया। [CONTENT ?/?]

Supercritical Water Reactor (SCWR): पानी अपने क्रांतिक बिंदु (374°C, 221 bar) से ऊपर, एकल चरण, बहुत उच्च एन्थैल्पी। तापीय दक्षता संभावित रूप से ~44% बनाम वर्तमान LWRs के ~33%। BWR की सरलता को उच्च दक्षता के साथ जोड़ता है। सुपरक्रिटिकल स्थितियों पर महत्वपूर्ण सामग्री चुनौतियाँ। [CONTENT ?/?]

Very High Temperature Reactor (VHTR): हीलियम-शीतलित, ग्रेफाइट-मॉडरेटेड, आउटलेट तापमान 700–950°C। थर्मोकेमिकल चक्रों के माध्यम से हाइड्रोजन उत्पादन संभव। TRISO ईंधन कण (सिरेमिक-कोटेड माइक्रोस्फीयर) सक्रिय शीतलन के बिना भी विखंडन उत्पादों को रोकते हैं। उदाहरण: HTR-PM (चीन, 2023 में चालू)। [CONTENT ?/?]

रिएक्टर प्रकार का चयन [CONTENT ?/?]

रैंकिन चक्र [CONTENT ?/?]

ऊष्मा को कार्य में बदलना

एक नाभिकीय संयंत्र भाप शक्ति संयंत्र है। कार्नोट दक्षता प्रमेय ऊपरी सीमा निर्धारित करती है: [CONTENT ?/?]

η_Carnot = 1 - T_cold/T_hot (तापमान केल्विन में) [CONTENT ?/?]

PWR भाप स्थितियाँ: T_hot ≈ 280–290°C (553–563 K), T_cold ≈ 30–40°C (303–313 K) [CONTENT ?/?]

η_Carnot = 1 - 308/558 ≈ 0.45 (45%) [CONTENT ?/?]

वास्तविक तापीय दक्षता ≈ 33%: अंतर वास्तविक चक्र में अपरिवर्तनीयताओं के कारण है (टरबाइन हानियाँ, पंप कार्य, ऊष्मा स्थानांतरण तापमान अंतर, भाप में नमी)। [CONTENT ?/?]

रैंकिन चक्र चरण: [CONTENT ?/?]

1. फीड पंप: उपशीतित द्रव जल को बॉयलर दाब तक पंप किया जाता है (कम कार्य इनपुट) [CONTENT ?/?]

2. भाप जनित्र / बॉयलर: रिएक्टर से ऊष्मा जल को भाप में बदलती है (बड़ी ऊष्मा इनपुट)

3. उच्च-दाब टरबाइन (HP): भाप फैलती है, टरबाइन शाफ्ट को घुमाती है, दाब और तापमान खोती है [CONTENT ?/?]

4. नमी विभाजक / पुनर्गर्मक: टरबाइन चरणों के बीच गीली भाप को सुखाया और पुनः गर्म किया जाता है [CONTENT ?/?]

5. निम्न-दाब टरबाइन (LP): भाप संघनित्र दाब तक और अधिक फैलती है [CONTENT ?/?]

6. संघनित्र: भाप को ठंडे पानी (नदी, समुद्र, कूलिंग टावर) द्वारा वापस द्रव में संघनित किया जाता है [CONTENT ?/?]

7. फीडवाटर हीटर: टरबाइन चरणों से निकाली गई भाप को फीडवाटर को पहले से गर्म करने के लिए उपयोग किया जाता है (पुनर्जनन: बॉयलर ऊष्मा इनपुट और संघनित्र ऊष्मा अस्वीकृति को कम करके चक्र दक्षता बढ़ाता है) [CONTENT ?/?]

नाभिकीय संयंत्र ~33% पर क्यों चलता है जबकि कोयला/CCGT 40–43% पर: नाभिकीय भाप का तापमान और दाब आधुनिक जीवाश्म-ईंधन संयंत्रों की भाप की तुलना में काफी कम होता है। कोयला संयंत्र 600°C भाप (सुपरक्रिटिकल) प्राप्त कर सकता है; PWR को प्रेशराइज़र सीमाओं और ईंधन तापमान सीमाओं के कारण ~280°C तक सीमित रखा जाता है। निम्न T_hot → निम्न कार्नोट सीमा → निम्न प्राप्त करने योग्य दक्षता। [CONTENT ?/?]

नाभिकीय संयंत्र बेसलोड क्यों चलाते हैं: ईंधन लागत लगभग पूरी तरह से अग्रिम (संवर्धन + निर्माण) होती है। परिवर्तनीय संचालन लागत (प्रति MWh ईंधन लागत) बहुत कम (~$7/MWh बनाम गैस के लिए ~$30/MWh) होती है। पूंजीगत लागत बहुत अधिक होती है। इससे नाभिकीय संयंत्रों को किसी भी डिस्पैचेबल जनरेटर की सबसे कम सीमांत संचालन लागत मिलती है: 100% आउटपुट पर लगातार चलाना आर्थिक रूप से लाभदायक। नाभिकीय को आमतौर पर मेरिट ऑर्डर में सबसे पहले डिस्पैच किया जाता है। [CONTENT ?/?]

न्यूक्लियर दक्षता बनाम कम्बाइंड-साइकल गैस [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

पॉइंट काइनेटिक्स समीकरण [CONTENT ?/?]

समय के साथ पावर कैसे बदलती है

पॉइंट काइनेटिक्स समीकरण न्यूट्रॉन संख्या (और इसलिए रिएक्टर पावर) के समय-निर्भर व्यवहार को रिएक्टिविटी के फलन के रूप में मॉडल करते हैं: [CONTENT ?/?]

dN/dt = [(ρ - β)/ℓ]·N + Σᵢ λᵢ·Cᵢ + S [CONTENT ?/?]

dCᵢ/dt = (βᵢ/ℓ)·N - λᵢ·Cᵢ [CONTENT ?/?]

जहाँ N = न्यूट्रॉन संख्या, ρ = रिएक्टिविटी, β = कुल विलंबित न्यूट्रॉन अंश, ℓ = प्रॉम्प्ट न्यूट्रॉन जीवनकाल, Cᵢ = समूह i के लिए विलंबित न्यूट्रॉन पूर्वगामी सांद्रता, λᵢ = समूह i के लिए क्षय स्थिरांक, S = बाह्य न्यूट्रॉन स्रोत। [CONTENT ?/?]

छोटे रिएक्टिविटी निवेशन (ρ << β) के लिए, हल स्थिर अवधि देता है: [CONTENT ?/?]

T ≈ β / (ρ · λ̄)

जहाँ λ̄ विलंबित न्यूट्रॉनों के लिए प्रभावी क्षय नियतांक (~0.08 s⁻¹) है। ρ = 0.01$ = 0.0001 (1 सेंट) के लिए: [CONTENT ?/?]

T ≈ 0.0065 / (0.0001 × 0.08) ≈ 813 सेकंड: बहुत स्थिर। [CONTENT ?/?]

ρ = 0.50$ = 0.00325 के लिए: [CONTENT ?/?]

T ≈ 0.0065 / (0.00325 × 0.08) ≈ 25 सेकंड: अभी भी नियंत्रणीय। [CONTENT ?/?]

प्रॉम्प्ट जंप अनुमान: अचानक रिएक्टिविटी निवेशन के लिए, न्यूट्रॉन जनसंख्या तुरंत एक नए स्तर पर कूद जाती है (लगभग 10 µs के प्रॉम्प्ट समय-स्केल पर) इससे पहले कि धीमी विलंबित न्यूट्रॉन गतिकी प्रभावी हो। प्रॉम्प्ट जंप गुणांक 1/(1-ρ/β) है। ρ = 0.50$ के लिए, शक्ति तुरंत 1/(1-0.5) = 2 के गुणांक से बढ़ जाती है, फिर 25-सेकंड अवधि पर बढ़ती है। यह बताता है कि क्यों छोटे रिएक्टिविटी निवेशन भी तुरंत दृश्यमान शक्ति प्रतिक्रियाएँ उत्पन्न करते हैं। [CONTENT ?/?]

रिएक्टर स्टार्टअप और रॉड ड्रॉप परीक्षण [CONTENT ?/?]

क्रांतिकता की ओर अग्रसर होना

स्टार्टअप प्रक्रिया: रिएक्टर उप-क्रांतिक अवस्था में शुरू होता है। नियंत्रण छड़ें धीरे-धीरे बाहर निकाली जाती हैं। जैसे-जैसे छड़ें निकाली जाती हैं, k नीचे से 1.000 की ओर बढ़ता है।

1/M प्लॉट (सबक्रिटिकल मल्टीप्लिकेशन): क्रिटिकलिटी से पहले, स्टार्टअप स्रोत से न्यूट्रॉन काउंट रेट की निगरानी की जाती है। बाहरी स्रोत S और मल्टीप्लिकेशन M = 1/(1-k) वाले सबक्रिटिकल रिएक्टर में: [CONTENT ?/?]

Count rate ∝ M = 1/(1-k) [CONTENT ?/?]

Count rate का 1/(count rate) बनाम रॉड पोज़ीशन प्लॉट करने पर एक वक्र बनता है जो क्रिटिकलिटी पर शून्य तक एक्सट्रापोलेट होता है। ऑपरेटर क्रिटिकलिटी की ओर बढ़ते समय 1/M प्लॉट करते हैं और क्रिटिकल रॉड पोज़ीशन का पूर्वानुमान लगाते हैं। यदि 1/M अपेक्षा से तेज़ी से घट रहा हो, तो क्रिटिकलिटी अनुमान से अधिक निकट है: ऑपरेटर को धीरे-धीरे आगे बढ़ना चाहिए। [CONTENT ?/?]

Rod drop test: एक नियंत्रण रॉड को ज्ञात स्थिति से कोर में गिराया जाता है। इससे अचानक नेगेटिव रिएक्टिविटी जुड़ने से पावर में एक्सपोनेंशियल कमी आती है। क्षय दर मापकर रॉड वर्थ की गणना की जा सकती है। [CONTENT ?/?]

प्रारंभिक क्षय इस प्रकार होता है: P(t) = P₀·exp(-t/T_negative) [CONTENT ?/?]

जहाँ T_negative रॉड वर्थ पर निर्भर करता है। अधिक वर्थ = तेज़ क्षय। [CONTENT ?/?]

Inverse period meter: कंट्रोल रूम रिएक्टर पीरियड दिखाता है (पॉजिटिव = पावर बढ़ रही है, नेगेटिव = पावर घट रही है)। सामान्य स्टार्टअप के दौरान पीरियड को 30–60 सेकंड पर रखा जाता है। यदि पीरियड 20 सेकंड से नीचे गिरे तो अलार्म बजता है। ~10 सेकंड से नीचे गिरने पर ऑटोमैटिक SCRAM हो जाता है। [CONTENT ?/?]

Criticality accidents (ऐतिहासिक): प्रारंभिक परमाणु कार्यक्रम में क्रिटिकलिटी दुर्घटनाएँ (Los Alamos Dragon प्रयोग, SL-1 रिएक्टर, जापान में Tokaimura) आमतौर पर प्रॉम्प्ट क्रिटिकलिटी सीमा से अधिक अनियंत्रित रिएक्टिविटी जुड़ने के कारण हुईं। Los Alamos में भौतिकविद् नंगे प्लूटोनियम गोलार्धों का उपयोग करते थे: कोई भी फिसलन जो उन्हें बहुत पास ला दे, प्रॉम्प्ट क्रिटिकलिटी पैदा कर सकती थी। 1946 में Louis Slotin एक ऐसी दुर्घटना से संक्षेप में बच गए; 1945 में Harry Daghlian नहीं बच पाए।

SL-1: रॉड निकालने से प्रॉम्प्ट क्रिटिकलिटी (1961) [CONTENT ?/?]

SL-1: विश्व की पहली घातक रिएक्टर दुर्घटना

SL-1 (स्टेशनरी लो-पावर रिएक्टर नंबर वन) इडाहो नेशनल लेबोरेटरी में अमेरिकी सेना का एक छोटा प्रायोगिक रिएक्टर था। 3 जनवरी 1961 को तीन ऑपरेटर रखरखाव कार्य कर रहे थे: मैन्युअल रूप से कंट्रोल रॉड्स को फिर से जोड़ रहे थे। [CONTENT ?/?]

दुर्घटना: केंद्रीय कंट्रोल रॉड को लगभग 67 cm (26 इंच) 0.5 सेकंड में मैन्युअल रूप से खींच लिया गया। इस एक रॉड के खींचने से लगभग 3–4 डॉलर ($3-4) की पॉजिटिव रिएक्टिविटी जुड़ गई: जो 1$ की प्रॉम्प्ट क्रिटिकलिटी सीमा से कहीं अधिक थी। [CONTENT ?/?]

भौतिकी: ρ > β = 1$ पर प्रॉम्प्ट क्रिटिकलिटी प्राप्त हो गई। पॉइंट काइनेटिक्स समीकरण दर्शाते हैं कि प्रॉम्प्ट क्रिटिकलिटी पर स्थिर अवधि प्रॉम्प्ट न्यूट्रॉन जीवनकाल (~10 µs) तक सीमित हो जाती है। पावर लगभग 4 मिलीसेकंड में ~10,000 गुना बढ़ गई। [CONTENT ?/?]

ऊर्जा मुक्ति: पहले 4 ms में लगभग 1.3 × 10¹⁷ विखंडन हुए। शीतलक विस्फोटक रूप से भाप में बदल गया। भाप विस्फोट ने ~160 km/h की गति से पानी का स्लग ऊपर की ओर धकेला, जिससे रिएक्टर वेसल का ढक्कन और जुड़ी रॉड्स ऊपर उठ गईं। एक ऑपरेटर एक कंट्रोल रॉड से छेदा गया और छत से चिपक गया। [CONTENT ?/?]

कारण: एक रॉड की कीमत 3-4 डॉलर क्यों थी? SL-1 में पूरे रिएक्टर को तीन रॉड्स नियंत्रित करती थीं, प्रत्येक रॉड की वर्थ बहुत अधिक थी। केंद्रीय रॉड अकेले ~5$ की थी। इसके अलावा, रिएक्टर शुरुआती जीवन में ताजा ईंधन से भरा हुआ था, ज़ेनॉन-मुक्त स्थिति में, अधिकतम रिएक्टिविटी की स्थिति में।

पाठ: रिएक्टर डिज़ाइन यह सुनिश्चित करें कि किसी भी एक रॉड के बाहर निकलने से प्रॉम्प्ट क्रिटिकलिटी न हो। रॉड वर्थ सीमाएँ अब एक मानक डिज़ाइन आवश्यकता हैं। SL-1 दुर्घटना ने स्वतंत्र शटडाउन सिस्टम और व्यक्तिगत रॉड वर्थ पर सीमाओं की आवश्यकता को सीधे जन्म दिया। [CONTENT ?/?]

थ्री माइल आइलैंड: LOCA + ऑपरेटर कन्फ्यूजन (1979) [CONTENT ?/?]

TMI-2: एक सिस्टम दुर्घटना

थ्री माइल आइलैंड यूनिट 2 (PWR, 906 MWe, पेंसिल्वेनिया) ने 28 मार्च 1979 को आंशिक कोर मेल्टडाउन का अनुभव किया। कोई प्रॉम्प्ट क्रिटिकलिटी नहीं हुई: रिएक्टर स्वयं सफलतापूर्वक SCRAM हो गया। दुर्घटना एक लॉस-ऑफ-कूलेंट एक्सीडेंट (LOCA) और ऑपरेटर त्रुटि का संयोजन थी। [CONTENT ?/?]

आरंभिक घटना: प्रेशराइज़र पर एक पायलट-ऑपरेटेड रिलीफ वाल्व (PORV) का खुला रह जाना। वाल्व दबाव बढ़ने पर सही ढंग से खुला, फिर बंद नहीं हुआ। प्राथमिक कूलेंट खुले वाल्व से लगातार निकलता रहा। [CONTENT ?/?]

मुख्य भ्रम: कंट्रोल पैनल पर एक लाइट ने संकेत दिया कि PORV को बंद करने का सिग्नल मिल चुका है, लेकिन यह सिग्नल इंडिकेटर था, पोज़िशन इंडिकेटर नहीं। वाल्व खुला था; ऑपरेटरों को लगा कि वह बंद है। उन्होंने 'प्रेशराइज़र लेवल बढ़ना' देखा (पानी का स्तर बढ़ रहा था क्योंकि वाष्प स्थान भर रहा था, जो दबाव की हानि का लक्षण था, न कि उच्च पानी की मात्रा का) और निष्कर्ष निकाला कि सिस्टम अत्यधिक भरा हुआ है। उन्होंने इमरजेंसी कोर कूलिंग इंजेक्शन को कम कर दिया। [CONTENT ?/?]

कोर: लगभग 2 घंटे 20 मिनट तक कोर आंशिक रूप से अनावृत रहा। कूलिंग के बिना, डेके हीट (याद रखें: शटडाउन पर भी पूर्ण शक्ति का ~1%) ने ईंधन तापमान को 1,200°C से ऊपर बढ़ा दिया। ज़िरकैलॉय भाप द्वारा ऑक्सीकृत हुआ (Zr + 2H₂O → ZrO₂ + 2H₂)। लगभग 45% ईंधन पिघलकर वेसल के तल में चला गया। [CONTENT ?/?]

कंटेनमेंट की सफलता: गंभीर कोर क्षति के बावजूद, कंटेनमेंट बिल्डिंग ने महत्वपूर्ण विखंडन उत्पाद रिलीज को रोका। लगभग 17 क्यूरी रेडियोआयोडीन और 2.5 मिलियन क्यूरी नोबल गैसें रिलीज हुईं: महत्वपूर्ण, लेकिन विनाशकारी स्तरों से बहुत कम। कोई विकिरण जनित मृत्यु नहीं हुई।

पाठ: मानव कारक इंजीनियरिंग परमाणु सुरक्षा में अनिवार्य विचार बन गया। कंट्रोल रूम को पुनः डिज़ाइन किया गया। महत्वपूर्ण वाल्वों के लिए सिग्नल इंडिकेटर की जगह पोज़िशन इंडिकेटर लगाए गए। इमरजेंसी ऑपरेटिंग प्रक्रियाओं को इवेंट-आधारित के बजाय सिम्प्टम-आधारित प्रतिक्रिया के लिए पुनर्लेखित किया गया। न्यूक्लियर रेगुलेटरी कमीशन को पुनर्गठित किया गया। [CONTENT ?/?]

चेरनोबिल: पॉजिटिव वॉयड कोएफिशिएंट + ऑपरेटर ओवरराइड (1986) [CONTENT ?/?]

चेरनोबिल: द परफेक्ट फिज़िक्स स्टॉर्म

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26 अप्रैल 1986 को चेरनोबिल न्यूक्लियर पावर प्लांट की यूनिट 4 (RBMK-1000, 3,200 MWt) एक सुरक्षा परीक्षण के दौरान खुद को नष्ट कर लिया। दुर्घटना एक दोषपूर्ण रिएक्टर डिज़ाइन और ऑपरेटरों द्वारा लिए गए निर्णयों का संगम थी, जिसने रिएक्टर को उसकी सबसे खतरनाक स्थिति में डाल दिया। [CONTENT ?/?]

परीक्षण: टर्बाइन कोस्टडाउन परीक्षण का उद्देश्य यह प्रदर्शित करना था कि एक कोस्टिंग टर्बाइन इमरजेंसी कूलेंट पंपों को लगभग 75 सेकंड तक चलाने के लिए पर्याप्त बिजली प्रदान कर सकता है, जब तक डीजल जनरेटर शुरू नहीं हो जाते। यह परीक्षण पहले तीन बार किया जा चुका था और विफल रहा था। यह चौथा प्रयास था। [CONTENT ?/?]

पूर्व शर्तें (प्रत्येक अलग-अलग खतरनाक; एक साथ घातक): [CONTENT ?/?]

1. Xenon poisoning: ग्रिड डिमांड के कारण 9 घंटे की देरी हुई, जिससे xenon का निर्माण हुआ। परीक्षण जारी रखने के लिए ऑपरेटरों ने लगभग सभी कंट्रोल रॉड्स को बाहर निकाल लिया। ऑपरेटिंग टेक्निकल स्पेसिफिकेशन के अनुसार कोर में न्यूनतम 15 कंट्रोल रॉड्स की आवश्यकता थी; दुर्घटना के समय केवल 6–8 रॉड्स ही डाली गई थीं।

2. कम पावर: रिएक्टर ~200 MWt (~6% नाममात्र) पर था। इस पावर रेंज में RBMK का वॉइड गुणांक सबसे अधिक सकारात्मक था। [CONTENT ?/?]

3. कूलेंट पंप पूर्ण प्रवाह पर: परीक्षण के लिए अतिरिक्त पंप चल रहे थे, जिससे सबकूल्ड पानी का प्रवाह हुआ: उबलन को दबाया और पावर बनाए रखने के लिए और अधिक रॉड निकालने की आवश्यकता पड़ी। [CONTENT ?/?]

4. AZ-5 रॉड डिज़ाइन दोष: पूर्ण रूप से निकाली गई स्थिति से पूर्ण रूप से डाली जाने पर, ग्रेफाइट-टिप वाली रॉड्स अवशोषक भाग के कोर में प्रवेश करने से पहले संक्षिप्त रूप से सकारात्मक रिएक्टिविटी जोड़ती थीं। [CONTENT ?/?]

दुर्घटना अनुक्रम: [CONTENT ?/?]

- परीक्षण शुरू। टर्बाइन थ्रॉटल बंद। कूलेंट प्रवाह घटा। पानी उबलने लगा। [CONTENT ?/?]

- सकारात्मक वॉइड गुणांक रिएक्टिविटी जोड़ता है। पावर बढ़ने लगती है। [CONTENT ?/?]

- ऑपरेटर स्थिति समझते हैं और AZ-5 दबाते हैं (आपातकालीन SCRAM: सभी रॉड्स अंदर)। [CONTENT ?/?]

- सभी 211 कंट्रोल रॉड्स की ग्रेफाइट टिप्स एक साथ कोर में प्रवेश करती हैं, संक्षिप्त रूप से ~3$ सकारात्मक रिएक्टिविटी जोड़ती हैं: इच्छित प्रभाव के विपरीत।

- ~3 सेकंड के अंदर पावर अनुमानित 30,000 MWt (~10× रेटेड पावर) तक पहुँच गई, कुछ ईंधन चैनलों में 30,000× तक हो सकती थी। [CONTENT ?/?]

- प्रॉम्प्ट क्रिटिकलिटी एक्सकर्शन। ईंधन विखंडन से भाप विस्फोट हुआ। 2–3 सेकंड बाद दूसरा, बड़ा विस्फोट (अधिक ईंधन में प्रॉम्प्ट क्रिटिकलिटी) हुआ। [CONTENT ?/?]

- 1,000 टन का रिएक्टर ढक्कन उड़ गया। ग्रेफाइट और जलता हुआ ईंधन पूरे स्थल पर बिखर गया। [CONTENT ?/?]

RBMK में ऐसा क्यों हुआ और LWR में नहीं हो सकता: [CONTENT ?/?]

- LWRs में नेगेटिव वॉइड कोएफिशिएंट का मतलब है कि उबाल से पावर घटती है, बढ़ती नहीं [CONTENT ?/?]

- LWR कंट्रोल रॉड्स में ग्रेफाइट टिप्स नहीं होतीं: SCRAM हमेशा नेगेटिव रिएक्टिविटी जोड़ता है [CONTENT ?/?]

- LWR ईंधन एनरिच्ड होता है: पावर बनाए रखने के लिए कंट्रोल रॉड्स को अत्यधिक कम डालने की जरूरत नहीं होती [CONTENT ?/?]

तुलनात्मक दुर्घटना विश्लेषण

Defense in Depth

रिएक्टरों में कई स्वतंत्र सुरक्षा अवरोध क्यों होते हैं

आधुनिक परमाणु सुरक्षा रक्षा-गहराई (defense in depth) पर आधारित है: कई स्वतंत्र अवरोध, जिनमें से प्रत्येक को दुर्घटनाओं को रोकने या कम करने के लिए डिज़ाइन किया गया है, भले ही पिछले अवरोध विफल हो जाएँ। [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

LWR में पाँच अवरोध: [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

1. ईंधन मैट्रिक्स: UO₂ सिरेमिक उच्च तापमान पर भी ~97% विखंडन उत्पादों को रोककर रखता है [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

2. ईंधन क्लैडिंग: ज़िरकालॉय ट्यूब ईंधन छर्रों को समाहित करती हैं और विखंडन उत्पादों को शीतलक में जाने से रोकती हैं [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

3. प्राथमिक दाब सीमा: रिएक्टर वेसल, प्रेशराइज़र और प्राथमिक शीतलक पाइपिंग: 15 सेमी स्टील [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

4. कंटेनमेंट बिल्डिंग: प्रबलित कंक्रीट + स्टील लाइनर, आंतरिक भाप विस्फोट और बाहरी विमान टक्कर को झेलने के लिए डिज़ाइन किया गया [BLOCK_TYPE SECTION/STEP]

5. बहिष्करण क्षेत्र: साइट के आसपास भूमि उपयोग प्रतिबंध

आपातकालीन प्रणालियाँ (सक्रिय): [CONTENT ?/?]

- ECCS (Emergency Core Cooling System): उच्च-दाब एवं निम्न-दाब इंजेक्शन प्रणालियाँ जो प्राथमिक शीतलक के नष्ट होने पर कोर को जलमग्न कर देती हैं [CONTENT ?/?]

- SCRAM (Safety Control Rod Axe Man: मूल शब्द शाब्दिक था): सभी नियंत्रण छड़ें <2 सेकंड में डाल दी जाती हैं [CONTENT ?/?]

- Containment spray: दुर्घटना के बाद कंटेनमेंट को ठंडा करने और दाब कम करने के लिए जल की धुंध [CONTENT ?/?]

निष्क्रिय सुरक्षा (Gen III+ डिज़ाइन: AP1000, ESBWR): [CONTENT ?/?]

- रिएक्टर के ऊपर गुरुत्वाकर्षण-आधारित जल टैंक: पंप या AC बिजली की आवश्यकता नहीं [CONTENT ?/?]

- जल में घनत्व अंतर का उपयोग करके प्राकृतिक परिसंचरण शीतलन: पंप की आवश्यकता नहीं [CONTENT ?/?]

- कंटेनमेंट में निष्क्रिय ऑटोकैटेलिटिक रिकॉम्बिनर (PARs): H₂ + O₂ → H₂O को बिना प्रज्वलन के बदलते हैं, हाइड्रोजन विस्फोट को रोकते हैं

- AP1000 को 72 घंटे की ग्रेस पीरियड के लिए बिना किसी ऑपरेटर एक्शन के डिज़ाइन किया गया है [CONTENT ?/?]

फुकुशिमा का सबक: AP1000 के पैसिव सेफ्टी सिस्टम विशेष रूप से फुकुशिमा की फेलियर मोड्स के जवाब में डिज़ाइन किए गए थे। फुकुशिमा में एक्टिव ECCS पंपों को AC पावर नहीं मिली (सुनामी ने जेनरेटरों को डुबो दिया)। पैसिव सिस्टम को किसी बाहरी पावर की जरूरत नहीं होती। [CONTENT ?/?]

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Design a Safe Reactor [CONTENT ?/?]

Pulling It All Together

अब आपके पास न्यूक्लियर इंजीनियरिंग के लिए पूरा फिजिक्स टूलकिट है: फोर-फैक्टर फॉर्मूला, क्रिटिकलिटी, डिले न्यूट्रॉन्स, मॉडरेशन, फ्यूल साइकल, रिएक्टिविटी कोएफिशिएंट्स, थर्मल हाइड्रॉलिक्स, और एक्सीडेंट एनालिसिस। [CONTENT ?/?]