💸 Как сделать бизнес проще, а карман толще?

Тот, кто работает в сфере услуг, знает — без ведения записи клиентов никуда. Мало того, что нужно видеть свое раписание, но и напоминать клиентам о визитах тоже. Проблема в том, что средняя цена по рынку за такой сервис — 800 руб/мес или почти 15 000 руб за год. И это минимальный функционал. Нашли самый бюджетный и оптимальный вариант: сервис VisitTime.
⚡️ Для новых пользователей первый месяц бесплатно. А далее 290 руб/мес, это в 3 раза дешевле аналогов. За эту цену доступен весь функционал: напоминание о визитах, чаевые, предоплаты, общение с клиентами, переносы записей и так далее.
✅ Уйма гибких настроек, которые помогут вам зарабатывать больше и забыть про чувство «что-то мне нужно было сделать».
Сомневаетесь? нажмите на текст, запустите чат-бота и убедитесь во всем сами!

Основні принципи роботи ЧАЕС.

На ЧАЕС були встановлені ядерні реактори РБМК-1000. Реактор цього типу був спроектований більш 30 років тому і використовувався в СРСР на декількох електростанціях. Теплова потужність кожного реактора складає 3200 Мвт. Мається два турбогенератори потужністю по 500 Мвт кожний (загальна електрична потужність енергоблоку - 1000 Мвт).

Паливом для РМБК-1000 служить слабко збагачена на урані-235 двоокис урану. У вихідному для початку процесу стані кожна її тонна містить приблизно 20 кг. ядерного пального - урану-235.

Стаціонарне завантаження двоокису урану в один реактор дорівнює 180 т. Ядерне пальне засипається в реактор не навалом, а міститься у виді тепловиділяючих елементів - твелів. Твел являє собою трубку з цирконієвого сплаву, куди містяться таблетки циліндричної форми двоокису урану. Твели розміщають в активній зоні реактора у виді тепловиділяючих зборок, по 18 твелів. Ці зборки, а їх близько 1700 шт., містяться в графітову кладку, для чого в ній зроблені технологічні канали. По них же циркулює і теплоносій.

Сам реактор поміщений усередині бетонної шахти, що є засобом біологічного захисту. Графітова кладка укладена в циліндричний корпус товщиною 30 мм. Розмір активної зони реактора - 7м. по висоті і 12 м. у діаметрі. Апарат спирається на бетонну основу, під нею розташовано басейн системи локалізації аварії.

Ланцюгова реакція і тепловиділення в реакторній зоні загалом протікають у такий спосіб: ядро урану під впливом нейтрона поділяється на два осколкових ядра. При цьому виділяються нові нейтрони. Вони у свою чергу викликають розподіл інших ядер урану. Але не всі нейтрони беруть участь у ланцюговій реакції. Деякі з них поглинаються матеріалами конструкції чи реактора, виходять за межі активної зони. Ланцюгова реакція починається тільки тоді, коли хоча б один з нейтронів, що утворилися, бере участь у наступному розподілі атомних ядер.

Ця умова характеризується коефіцієнтом ефективності розмноження (Кеф), що визначається як відношення числа нейтронів даного покоління до числа нейтронів попереднього покоління. При значенні цього коефіцієнта рівному 1 у реакторі відбувається ланцюгова реакція розподілу, що самопідтримується, постійної інтенсивності. Такий стан реактора називається критичним. При значенні Кеф менше 1 процес розподілу ядер урану буде загасаючим (підкритичний стан), а при Кеф більше 1 інтенсивність розподілу і потужність реактора будуть наростати (надкритичний стан).

Осколки атомних ядер, розлітаючись з великою швидкістю, взаємодіють з іншими ядрами і гальмуються у своєму русі. При втрати кінетичної енергії осколків і відбувається виділення тепла.

При перебуванні реактора в надкритичному стані наростання ланцюгової реакції відбувається в некерованому режимі, що може привести до ядерного вибуху. Для регулювання швидкості протікання ланцюгової реакції застосовуються стрижні з матеріалів поглинаючих нейтрони - сталі карбіду бора. Вони вводяться\виводяться з активної зони реактора, збільшуючи чи зменшуючи кількість нейтронів і відповідно прискорюють чи сповільнюють реакцію.

Реактор повинен мати ряд проти аварійних систем. Це система керування і захисту реактора, що включає в себе 211 твердих стрижнів-поглиначів і апаратуру контролю за рівнем і розподілом нейтронного потоку. Вона забезпечує пуск, ручнее й автоматичне регулювання потужності, планову й аварійній зупинці реактора. Остання автоматично здійснюється аварійно чи при натисканні кнопки.

Крім того, на ЧАЕС у минулому були передбачені захисні системи на випадок, якщо аварія усе-таки відбудеться. У випадку розриву труб контуру циркуляції теплоносія, уключалася система аварійного охолодження реактора(САОР), яка подавала воду з гідравлічних ємністей у технологічні канали для екстреного охолодження робочої зони реактора.

Конструктори і засоби інформації стверджували, що система аварійного захисту на ЧАЕС така, що без втручання людини здатна зупинити аварійну ситуацію. Отже, будь-яка велика аварія, на їхню думку, могла бути локалізована не приносячи відчутної шкоди здоров'ю людей, навколишньому середовищу. Однак подальші події довели, м'яко кажучи, неспроможність подібних тверджень.