نیروگاه هسته ای چیست

امروز برای شما عزیزان قرار هست در مورد نیروگاه هسته‌ای صحبت کنیم، نیروگاهی که در نوع خودش بسیار جای بحث دارد؛ از وضعیت ویژه‌اش گرفته که نمی‌توان بدون تمهیدات خاصی ساختمان این نیروگاه را بنا کرد تا قابل‌حمل بودن آن!

آنچه که در این نوشتار خواهید خواند:

• عملکرد نیروگاه اتمی
• پروژه منهتن
• مهندس هسته‌ای
• چرخه‌ی سوخت
• مسائل اقتصادی نیروگاه
• حوادث تلخ
• پیشرفت، آینده
• ساختمان اتم
• شکافت هسته‌ای
• اورانیوم
• رآکتور هسته‌ای
• مدیریت زباله‌های هسته‌ای
• مزایا و معایب نیروگاه هسته‌ای

امروزه حدود ۴۴۰ نیروگاه هسته ای در ۳۱ کشور جهان برق تولید می‌کنند که سهم فرانسه با تولید بیش از ۷۵% درصد انرژی الکتریکی خود از این طریق از سایرین بیشتر می‌باشد.

تمامی نیروگاه‌های گرمایی متداول از نوعی سوخت برای تولید گرما استفاده می‌کنند. برای مثال گاز طبیعی، زغال‌سنگ یا نفت. در یک نیروگاه هسته‌ای این گرما از شکافت هسته‌ای که در داخل رآکتور صورت می‌گیرد تامین می‌شود. در این فرآیند تعدادی نوترون و مقدار نسبتاً زیادی انرژی آزاد می‌شود.

قبل از ورود به بررسی اجازه دهید کار را با دیدن یک کلیپ کوتاه در مورد معرفی نیروگاه هسته‌ای شروع نماییم، بدین ترتیب شما را به دیدن این کلیپ کوتاه که توسط تیم PowerEn به فارسی ترجمه و زیرنویس شده است دعوت می‌نماییم.

دانلود فیلم نیروگاه هسته‌ای چیست | با حجم ۲۶ مگابايت

نیروگاه هسته ای به تأسیساتی صنعتی و نیروگاهی می‌گویند که بر پایهٔ فناوری هسته‌ای و با کنترل فرایند شکافت هسته‌ای، از گرمای تولیدشدهٔ آن اقدام به تولید انرژی الکتریکی می‌کند. کنترل انرژی هسته‌ای با حفظ تعادل در فرآیند شکافت هسته‌ای همراه است که با استفاده از گرمای تولیدی برای تولید بخار آب (مانند بیشتر نیروگاه‌های گرمایی) اقدام به چرخاندن توربین‌های بخار و به دنبال آن ژنراتورها می‌کند.

در سال ۲۰۰۴ انرژی هسته‌ای در تولید کل انرژی مصرفی جهان سهمی در حدود ۶.۵%، و در تولید انرژی الکتریکی سهمی در حدود ۱۵.۷% داشته است و نخستین‌بار به‌وسیله انریکو فرمی در سال ۱۹۳۴ (۱۳۱۳ ه.ش) در یکی از آزمایشگاه‌های دانشگاه شیکاگو تولید شد. این اتفاق زمانی رخ داد که تیم او مشغول بمباران کردن هسته اورانیوم با نوترون بودند.

بنا بر پیش‌بینی اتحادیه جهانی هسته‌ای در سال ۲۰۱۵ به طور میانگین هر ۵ روز یک‌بار یک نیروگاه هسته‌ای در جهان آغاز به کار می‌کند. شکافت هسته‌ای صورت‌گرفته در یک رآکتور فقط بخشی از یک چرخه هسته‌ای است. این چرخه از معادن شروع می‌شود.

میزان اورانیوم موجود در پوسته زمین نسبتاً زیاد است به‌طوری‌که با منابع فلزاتی همچون قلع و ژرمانیوم برابری می‌کند و تقریباً ۳۵ برابر میزان نقره موجود در پوسته زمین است. اورانیوم ماده تشکیل‌دهنده بسیاری از اجسام اطراف ما مانند سنگ‌ها و خاک است. بنا بر آمارگیری جهانی معادن شناخته شده جهان در حال حاضر برای تامین بیش از ۷۰ سال انرژی الکتریکی جهان کافی هستند.

بهای میانگین اورانیوم در سال ۲۰۰۷، ۱۳۰ دلار آمریکا به‌ازای هر کیلوگرم بود. به‌این‌ترتیب ثبات تامین سوخت هسته‌ای از بسیاری از دیگر مواد معدنی بیشتر است.

مهم‌ترین مسئله‌ای که مخالفان انرژی هسته‌ای بیان می‌دارند امنیت محیط زیستی نیروگاه هسته‌ای است زیرا با کوچک‌ترین اشتباه، ممکن است فجایعی مانند فاجعه چرنوبیل به بار آید.

نحوه عملکرد نیروگاه اتمی

عمل سوختن اورانیوم در داخل نیروگاه اتمی متفاوت از سوختن زغال یا هر نوع سوخت فسیلی دیگر است. در این پدیده با ورود یک نوترون کم انرژی به داخل هسته ایزوتوپ 235U عمل شکست انجام می‌گیرد و انرژی فراوانی تولید می‌کند. بعد از ورود نوترون به درون هسته اتم، ناپایداری در هسته به وجود آمده و بعد از لحظه بسیار کوتاهی هسته اتم شکسته شده و تبدیل به دوتکه شکست و تعدادی نوترون می‌شود.

به طور متوسط تعداد نوترون‌ها به‌ازای هر ۱۰۰ اتم شکسته شده ۲۴۷ عدد است و این نوترون‌ها اتم‌های دیگر را می‌شکنند و اگر کنترلی در مهارکردن تعداد آنها نباشد واکنش شکست در داخل توده اورانیوم به ‏صورت زنجیره‌ای انجام می‌شود که در زمانی بسیار کوتاه منجر به انفجار شدیدی خواهد شد. در واقع ورود ‏نوترون به درون هسته اتم اورانیوم و شکسته شدن آن توام با انتشار انرژی معادل با ‏‎ Mev‎‏200 (۲۰۰ میلیون الکترون ‏ولت) است.

این مقدار انرژی در سطح اتمی بسیار ناچیز ولی در مورد یک گرم از اورانیوم در حدود صدها هزار مگاوات است که اگر به‌صورت زنجیره‌ای انجام شود، در کمتر از هزارم ثانیه مشابه بمب اتمی عمل خواهد کرد. اما اگر تعداد شکست‌ها را در توده اورانیوم و طی زمان محدود کرده به‌نحوی‌که به‌ازای هر شکست، اتم بعدی، شکست حاصل کند شرایط یک نیروگاه اتمی به وجود می‌آید. ‏

نمونه عملی

نیروگاهی که دارای ۱۰ تن اورانیوم طبیعی است قدرتی معادل با ۱۰۰ مگاوات خواهد داشت و به طور متوسط ۱۰۵ گرم 235U در روز در این نیروگاه شکسته می‌شود و همان‌طور که قبلاً گفته شد در اثر جذب نوترون به‌وسیله ایزوتوپ 239U، 238U به وجود می‌آمد که بعد از دو بار انتشار ذرات بتا (‏الکترون) به 239Pu تبدیل می‌شود که خود مانند 235U شکست پذیر است. در این عمل ۷۰ گرم ‏پلتونیوم حاصل می‌شود.

ولی اگر نیروگاه سطح بالا باشد و تعداد نوترون‌های موجود در نیروگاه زیاد باشند مقدار جذب به‌مراتب بیشتر از این خواهد بود و مقدار پلوتونیوم‌های به وجود آمده از مقدار آنهایی که شکسته می‌شوند بیشتر خواهند بود. در چنین حالتی بعد از پیاده کردن میله‌های سوخت می‌توان پلوتونیوم به وجود آمده را از اورانیوم و فرآورده‌های شکست را به کمک واکنش‌های شیمیایی بسیار ساده جدا و به‌منظور تهیه بمب اتمی ذخیره کرد.

پروژه منهتن

پروژهٔ منهتن نام پروژه‌ای است که به ساخت بمب هسته‌ای انجامید و در زمان جنگ جهانی دوم از آن استفاده شد. این پروژه با محوریت آمریکا و همکاری بریتانیا و کانادا اجرا شد. از سال ۱۹۴۲ تا ۱۹۴۶ (۱۳۲۱ تا ۱۳۲۵ ه.ش) پروژه تحت‌نظر سرلشکر سپاه مهندسی ارتش ایالات متحده، لسلی گروز بود. فیزیک‌دان هسته‌ای رابرت اوپنهایمر سرپرست آزمایشگاه لوس آلاموس (این آزمایشگاه امروزه به نام آزمایشگاه ملی لوس‌آلاموس می‌باشد که با آزمایشگاه زمان جنگ متفاوت است و آن زمان به Project Y معروف بود) طراح اصلی بمب‌ها بود. به‌مرورزمان پروژه تیوب الوی (Tube Alloy) بریتانیا نیز جذب پروژه منهتن گردید. پروژهٔ منهتن در ابتدا در سال ۱۹۳۹ (۱۳۱۸ ه.ش) با تیم و بودجه‌ای کوچک آغاز به کار کرد ولی منتهی به استخدام ۱۳۰٬۰۰۰ نفر و هزینه‌ای نزدیک به ۲ میلیارد دلار (معادل ۲۳ میلیارد دلار سال ۲۰۱۸) شد. بالغ‌بر ۹۰٪ بودجه صرف ساخت کارخانه‌ها جهت تولید مواد شکافت گردید و تنها ۱۰٪ بودجه صرف توسعهٔ خود بمب شد. پروسهٔ تحقیق و تولید در بیش از ۳۰ پایگاه در سراسر ایالات متحده، بریتانیا و کانادا انجام شد.

مقدمات تشکیل یک تیم پژوهشی برای ساخت سلاح هسته‌ای زمانی فراهم شد که در سال ۱۹۳۹ (۱۳۱۸ ه.ش) لئو زیلارد و آلبرت انیشتین در نامه‌ای به فرانکلین روزولت – رئیس‌جمهور وقت آمریکا – خواستار بررسی آن شدند که این نامه تأیید شد. پس از آن در سال ۱۹۴۲ (۱۳۲۱ ه.ش)، فیزیک‌دانی به نام انریکو فرمی موفق شد یک واکنش هسته‌ای را در رآکتور خود که CP-1 نام داشت، کنترل کند. نکتهٔ جالب اینکه CP-1 در دانشگاه شیکاگو مستقر بود.

بعدها در ادامهٔ این پروژه، نخستین بمب اتمی در ششم ژوئیهٔ سال ۱۹۴۵ (۱۳۲۴ ه.ش)، در آزمایشگاه ملی لس آلاموس منفجر شد. یک ماه پس از این آزمایش، شهرهای هیروشیما و ناکازاکی در کشور ژاپن هدف دو بمب اتمی قرار گرفتند. به دنبال آن آمریکایی‌ها دلایل بسیاری برای این کار اعلام کردند که یکی از آن‌ها پایان‌دادن سریع جنگ و جلوگیری از حملهٔ شوروی به ژاپن و کشته‌شدن بیشتر مردم و به‌تبع آن، حفظ جان هزاران عضو ارتش آمریکا بود.

بمباران اتمی ژاپن اقدام موجب مرگ صدهزار نفر در آن زمان و بروز عواقب ناشی از تشعشعات هسته‌ای برای نسل‌های آینده شد.

بمب هسته‌ای قوی‌ترین سلاح مخربی است که بشر تاکنون مورداستفاده قرار داده است. با این وجود، دانشمندان بسیاری از مشارکت در ساخت سلاحی چنین ویران‌گر راضی به نظر می‌رسیدند، در زیر اظهارات دو تن از دانشمندانی که در این پروژه همکاری داشته‌اند آمده‌است:

در طول جنگ جهانی دوم، فعالیت‌هایی که به‌منظور ساخت بمب اتم در لس آلاموس انجام می‌شد، هیچ‌گونه واکنش منفی در پی نداشت، همه معتقد بودند که هیتلر و ژاپنی‌ها آزادی را از جهان خواهند گرفت و بنابراین با متوقف کردن آن‌ها کاملاً موافق بودند. خانواده، دوستان و آشنایان ما به قتل می‌رسیدند و ترس عمومی بر جامعه حاکم بود.

ژوزف او. هیرشفلدر (شیمی‌دان)

در مذاکراتی که در مورد این پروژه در لس آلاموس انجام شد، اعتراف می‌کنم که عقیدهٔ شخصی من این بود که بمب اتمی بدتر از بمباران هرروزه ژاپن با B-29ها نیست و ما باید برای پایان گرفتن سریع جنگ دست به هرگونه اقدامی بزنیم.

جرج کیستیاکویکی

مهندس هسته‌ای چه می‌کند

در عمل صرفاً تعداد مشخصی از مهندسان هسته‌ای در نیروگاه‌های اتمی مشغول به کار هستند و عمده افراد از رشته‌‌های دیگر مهندسی در این نیروگاه مشغول به فعالیت می باشند.

مهندس هسته‌ای باید در چندین رشته مهارت کافی داشته باشد از جمله درک دقیق از فیزیک هسته‌ای، شیمی هسته‌ای، ریاضیات، مواد و علومی مشابه. اکثر مهندسان اتمی به سیستم‌های کنترل کامپیوتری (CAD) تسلط دارند و می‌توانند رآکتورها و شتاب‌دهنده‌ها را به‌صورت نرم‌افزاری شبیه‌سازی کنند.

در ادامه نگاهی به برترین مهندسان هسته‌ای در تاریخ خواهیم داشت:

• لئو زیلارد: محقق پروژهٔ منهتن که در ساخت اولین رآکتور هسته‌ای کمک کرده است.
• انریکو فرمی: کسی که اولین واکنش زنجیره‌ای را به دست آورد.
• ارنست لارنس: مخترع سیکلوترون، نوعی شتاب‌دهندهٔ ذرات.
• رابرت اوپنهایمر: رهبر تیم ساخت اولین بمب اتمی.
• والتر زین: سوپروایزر در ساخت و راه‌اندازی اولین رآکتور تجربی.
• ادوراد تلر: از توسعه دهندگان بمب هیدروژنی ایالات متحده.
• آندره ساخاروف: توسعه‌دهندهٔ بمب هیدروژنی برای اتحاد جماهیر شوروی.

چرخه‌ی سوخت هسته‌ای

شکافت هسته‌ای صورت‌گرفته در یک رآکتور فقط بخشی از یک چرخه هسته‌ای است. این چرخه از معادن شروع می‌شود. اورانیوم استخراج شده از معدن معمولاً فرمی پایدار و فشرده مانند کیک زرد دارد. این اورانیوم معدنی به تأسیسات فرآوری فرستاده می‌شود و در آنجا کیک زرد به هگزافلوراید اورانیوم (که پس از غنی‌سازی به‌عنوان سوخت رآکتورها مورداستفاده قرار می‌گیرد) تبدیل می‌گردد. در این مرحله درجه غنی‌سازی اورانیوم یعنی درصد اورانیوم ۲۳۵ در حدود ۰.۷% است.

در صورت نیاز، بسته به نوع سوخت نیروگاه (درصد غنی‌سازی لازم برای سوخت نیروگاه) اورانیوم غنی‌سازی شده، و سپس از آن برای تولید میل‌های سوختی مورداستفاده در نیروگاه (شکل میله‌ها در نیروگاه‌های مختلف متفاوت است) استفاده می‌کنند. عمر هر میله تقریباً سه سال است به‌طوری‌که حدود ۳٪ از اورانیوم موجود در آن مورد مصرف قرار می‌گیرد. پس از گذشت عمر اورانیوم، آن را به حوضچه سوخت مصرف شده انتقال می‌دهند.

اورانیوم باید حداقل ۵ سال در این حوضچه‌ها باقی بماند تا ایزوتوپ‌های به وجود آمده در اثر شکافت هسته‌ای از آن جدا شوند. پس از گذشت این زمان اورانیوم را در بشکه‌های خشک انبار می‌کنند و یا اینکه دوباره آن را به چرخه سوخت بازمی‌گردانند.

مسائل اقتصادی نیروگاه

یکی از مسائل نیروگاه هسته‌ای هزینه ساخت آن است که شامل هزینه ساخت رآکتور، هزینه مسائل امنیتی، هزینه ساخت مراکز معدنی، هزینه ساخت مراکز تبدیل مواد خام به سوخت هسته‌ای، هزینه ساخت مراکز بازپروری هسته‌ای و انبارهای هسته‌ای برای دفن ضایعات هسته‌ای است.

ساخت هر نیروگاه هسته‌ای به طور متوسط ۱۰ تا ۱۵ میلیارد دلار هزینه در بردارد.

هزینه تولید الکتریسیته با نیروی هسته‌ای در سال ۲۰۰۷ حدود ۰٫۰۱۷۶ دلار برای هر کیلووات ساعت بود، در صورتیکه این مقدار برای ذغال سنگ، گاز طبیعی، و نفت بترتیب ۰٫۰۲۴۷ دلار، ۰٫۰۶۷۸ دلار، و ۰٫۱۰۲۶ دلار بود

حوادث تلخ

فاجعه چرنوبیل ۱۹۸۶ (۱۳۶۵ ه.ش)

فاجعهٔ چرنوبیل یک حادثهٔ هسته‌ای بود که در تاریخ ۲۶ آوریل ۱۹۸۶ (۶ اردیبهشت ۱۳۶۵) در رآکتور هسته‌ای شمارهٔ ۴ در نیروگاه چرنوبیل که در نزدیکی شهر پریپیات و در شمال اوکراین واقع شده بود، رخ داد. این فاجعه یکی از دو بحران هسته‌ای است که بر اساس مقایسه‌گر رویدادهای بین‌المللی هسته‌ای و رادیولوژیک، در گروه شمارهٔ ۷ (بالاترین مقیاس) طبقه‌بندی شده است. این درجه نشان‌دهندهٔ «حادثهٔ عظیم» است؛ به معنی «انتشار عمدهٔ مواد رادیواکتیو با اثرات گستردهٔ بهداشتی و زیست‌محیطی که نیازمند اقدامات برنامه‌ریزی‌شدهٔ فوری و طولانی‌مدت در جهت مقابله است». حادثهٔ دیگر در این مقیاس، حادثه اتمی فوکوشیما ۱ است.

این حادثه در جریان آزمایش ایمنی در یک رآکتور نوع RBMK که در شوروی رایج بود، آغاز شد. این آزمایش شبیه‌سازی یک قطعی برق الکتریکی بود. هدف از این آزمایش کمک به توسعهٔ یک روش ایمنی جهت نگه‌داشتن گردش آب خنک‌کننده در صورت قطع برق تا زمانی که ژنراتورهای پشتیبان بتوانند برق را تأمین کنند، بود. این وقفهٔ عملیاتی حدود یک دقیقه بود و به‌عنوان یک مشکل امنیتی بالقوه شناخته شده بود که می‌توانست باعث گرم‌شدن بیش از حد هستهٔ رآکتور شود. سه آزمون این‌چنینی از سال ۱۹۸۲ انجام شده بود اما هیچ‌کدام موفق به ارائه یک راه‌حل نشده بودند. در این تلاش چهارم، آزمون به مدت ۱۰ ساعت به تعویق افتاد، بنابراین شیفت عملیاتی که برای این آزمایش آموزش‌دیده بودند، حضور نداشتند. سپس سرپرست آزمایش موفق به پیروی از دستورالعمل اجرایی فرایند نشد و شرایط عملیاتی ناپایداری را ایجاد کرد که همراه با نقص‌های ذاتی در طراحی آربی‌ام‌کی و غیرفعال بودن چندین سیستم ایمنی اضطراری، منجر به وقوع واکنش‌های زنجیره‌ای کنترل نشده گردید.

مقدار زیادی انرژی به طور ناگهانی آزاد شد و باعث بخار شدن آب خنک‌کننده‌ای شد که از قبل به شدت گرم شده بود. این اتفاق باعث شد که مخزن تحت‌فشار رآکتور در اثر یک انفجار بخاری مخرب به طور کامل نابود شود. این اتفاق بلافاصله با آتش‌سوزی سرباز در هستهٔ رآکتور ادامه پیدا کرد که در حدود ۹ روز آلاینده‌های هوایی رادیواکتیو قابل‌ملاحظه‌ای را وارد هوا کرد. این آلاینده‌ها قبل از اینکه در نهایت در ۴ مه ۱۹۸۶ به طور کامل کنترل شود، به قسمت‌هایی از اتحاد جماهیر شوروی و غرب اروپا منتقل شد. آلودگی منتشر شده از آتش‌سوزی با مقدار آلودگی‌ای که در اثر انفجار اول منتشر شد، برابر بود. سی و شش ساعت پس از حادثه، یک ناحیهٔ قرنطینهٔ ۱۰ کیلومتری با تخلیهٔ سریع ۴۹۰۰۰ نفر که عمدتاً از پریپیات بودند، ایجاد شد. شعاع این ناحیه پس از اینکه ۶۸۰۰۰ نفر دیگر نیز از منطقه‌ای وسیع‌تر تخلیه شدند، به‌سرعت به ۳۰ کیلومتر افزایش یافت. بقایای رآکتور شمارهٔ ۴ نیازمند یک حصار بود که به‌سرعت در طی ماه‌های بعد ساخته شد و تا دسامبر ۱۹۸۶ به پایان رسید. این پناهگاه «تابوت سنگ آهکی» همچنین حفاظت تشعشعاتی لازم برای خدمه‌های دیگر رآکتورهای سالم در نیروگاه و امنیت لازم برای رآکتور شمارهٔ ۳ را فراهم کرد تا این نیروگاه بتواند تا سال ۲۰۰۰ فعالیت نماید! باتوجه‌به ادامهٔ زوال تابوت سنگ آهکی، این حصار و رآکتور شمارهٔ ۴ در سال ۲۰۱۷ توسط حصار ایمنی جدید چرنوبیل مورد حفاظت قرار گرفت.

حادثه تری‌مایل‌آیلند ۱۹۷۹ (۱۳۵۸ ه.ش)

در سال ۱۹۷۹ (۱۳۵۸ ه.ش) بخشی از هسته اصلی واحد ۲ در نیروگاه تری‌مایل‌آیلند در ایالت پنسیلوانیا در آمریکا ذوب شد که باعث نشت ۳ میلیون کوری گاز رادیواکتیو به بیرون از نیروگاه گردید در پی این حادثه حدود ۱۴۰٬۰۰۰ نفر از اهالی منطقه خانه‌های خود را ترک کردند. پس از حادثه تری‌مایل‌آیلند، ساخت نیروگاه‌های هسته‌ای برای مدتی در آمریکا متوقف شد.

حادثه فوکوشیما ۲۰۱۱ (۱۳۸۹ ه.ش)

حادثه نیروگاه فوکوشیما داییچی، در ۱۱ مارس ۲۰۱۱ و در پی زلزله ۹.۰ ریشتری و سونامی پیامد آن در ژاپن رخ داد. طی این حادثه از ۶ نیروگاه BWR فوکوشیما داییچی ۳ نیروگاه که در حال کار بودند در اثر قطع برق شبکه و ازکارافتادن دیزل‌های اضطراری آسیب جدی دیده و دچار ذوب قلب شدند. همچنین استخر سوخت‌های مصرف شده رآکتور شماره ۴ نیز با قطع خنک کاری و آسیب سوخت‌ها مواجه شد. انفجار هیدروژن در واحدهای شماره ۱ و ۳ باعث آسیب به ساختمان رآکتور و امکان نشت مواد رادیواکتیو به خارج از آن شد. این اولین حادثه مخرب هسته‌ای در دنیاست که در آن ۳ رآکتور آسیب جدی می‌بینند. مقادیری مواد رادیواکتیو به اقیانوس و هوا آزاد شده است و تخمین زده می‌شود مقدار مواد رادیواکتیو وارد شده به محیط حدود ۱۰ درصد حادثه چرنوبیل بوده است.

پیشرفت

با راه‌اندازی نخستین نیروگاه‌های هسته‌ای، بهره‌برداری از این نیروگاه‌ها شتاب گرفت به‌طوری‌که استفاده از برق هسته‌ای از کمتر از ۱ گیگاوات در دهه ۱۹۶۰ (۱۳۳۹ ه.ش) به بیش از ۱۰۰ گیگاوات در دهه ۱۹۷۰ (۱۳۴۹ ه.ش) و نزدیک به ۳۰۰ گیگاوات در اواخر دهه ۱۹۸۰ (۱۳۵۹ ه.ش) رسید. البته در اواخر دهه ۱۹۸۰ از شتاب رشد استفاده از برق هسته‌ای به شدت کاسته شد و به‌این‌ترتیب به حدود ۳۶۶ گیگاوات در سال ۲۰۰۵ (۱۳۸۴ ه.ش) رسید که بیشترین گسترش پس از دهه ۱۹۸۰ مربوط به جمهوری خلق چین است.

بیش از دو سوم از طرح‌های مربوط به احداث نیروگاه هسته‌ای که شروع اجرای آن‌ها پس از ۱۹۷۰ (۱۳۴۹ ه.ش) بود، لغو شدند!

در طول دهه‌های ۱۹۷۰ و ۱۹۸۰ (سال‌های ۱۳۴۹ تا ۱۳۵۹ ه.ش) کاهش قیمت سوخت‌های فسیلی و افزایش قیمت ساخت نیروگاه هسته‌ای از تمایل دولت‌ها برای ساخت نیروگاه هسته‌ای به شدت کاست. البته بحران سوخت ۱۹۷۳ (۱۳۵۲ ه.ش) باعث شد تا کشورهایی مانند فرانسه و ژاپن که از منابع نفت زیادی برخوردار نیستند به فکر ساخت نیروگاه‌های هسته‌ای بیشتری بیافتند به‌طوری‌که این دو کشور به ترتیب ۸۰٪ و ۳۰٪ از انرژی الکتریکی حال حاضر خود را از این منابع تامین می‌کنند.

در سی‌سال انتهایی قرن بیستم ترس از رخدادهای خطرناک هسته‌ای مانند فاجعه چرنوبیل در ۱۹۸۶ (۱۳۶۵ ه.ش)، مشکلات مربوط به دفع زباله‌های هسته‌ای، بیماری‌های ناشی از تشعشع هسته‌ای و… باعث به‌وجودآمدن جنبش‌هایی برای مقابله با توسعه نیروگاه‌های هسته‌ای شد و این خود از دلایل کاهش توسعه نیروگاه‌های هسته‌ای در بسیاری از کشورها بود.

آینده

تا سال ۲۰۰۷ (۱۳۸۶ ه.ش) آخرین رآکتور هسته‌ای مورد بهره‌برداری قرار گرفته در ایالات متحده رآکتور Watts Bar  در تنسی بود که در ۱۹۹۶ (۱۳۷۵ ه.ش) به شبکه متصل شد و این مدرک محکمی بر موفقیت تلاش‌های ضد گسترش نیروگاه‌های هسته‌ای است.

بااین‌حال تلاش‌ها در برابر گسترش نیروگاه‌های هسته‌ای تنها در برخی کشورهای اروپایی، فیلیپین، نیوزیلند و ایالات متحده موفق بوده است و درعین‌حال در این کشورها نیز این جنبش‌ها نتوانستند پژوهش‌های هسته‌ای را متوقف کنند و پژوهش‌های مربوط به انرژی هسته‌ای کماکان ادامه دارد. برخی کارشناسان پیش‌بینی می‌کنند که نیاز روزافزون به منابع انرژی، افزایش قیمت سوخت و بحران افزایش دمای زمین در اثر استفاده از سوخت‌های فسیلی باعث شود که بقیه کشورها نیز به‌سوی استفاده از نیروگاه‌های هسته‌ای روی آورند و همچنین باید یادآوری کرد که با پیشرفت فناوری هسته‌ای، امروزه امکان بروز فجایع هسته‌ای بسیار کمتر شده است.

اتحادیه جهانی هسته‌ای پیش‌بینی می‌کند که در سال ۲۰۱۵ (۱۳۹۴ ه.ش) به طور متوسط هر ۵ روز یک‌بار یک نیروگاه هسته‌ای در جهان افتتاح خواهد شد.

با تمام مخالفت‌ها، بسیاری از کشورها در گسترش نیروگاه‌های هسته‌ای ثابت‌قدم بوده‌اند از جمله این کشورها می‌توان به ژاپن، چین و هند اشاره کرد. در بسیاری از کشورهای دیگر جهان نیز طرح‌های وسیعی برای گسترش استفاده از انرژی هسته‌ای در حال تدوین است.

ساختمان اتم

هر اتم از سه قسمت نسبتاً سنگین تشکیل شده است. از بارهای منفی سبک‌تر به نام الکترون که در مداری متفاوت و در اطراف هسته قرار دارند و تعدادی در درون هسته که از ذرات به نام نوترون که از نظر الکتریکی خنثی بوده و پروتون که دارای بار مثبت می‌باشد تشکیل شده است.

بار الکتریکی پروتون هم‌اندازه بار الکتریکی الکترون است اما بار مخالف آن می‌باشد یعنی تعداد الکترون‌ها در مدارشان با تعداد پروتون برابر می‌باشد. به مجموع نوترون‌ها و پروتون‌ها که در درون هسته قرار دارند نوکلئون می‌گویند.

به تعداد پروتون‌ها عدد اتمی یک عنصر و به تعداد کل پروتون‌ها و نوترون‌های یک اتم عدد جرمی گفته می‌شوند برای مثال در (¹⁶^D ₈) عدد ۸ (عدد اتمی) و عدد 16 (عدد جرمی) می‌باشد. یک اتم می‌تواند با ازدست‌دادن و یا گرفتن بعضی از ذرات به اتم دیگر تبدیل شود.

ایزوتوپ: به عناصری که دارای عدد اتمی یکسان اما عدد جرمی متفاوت باشند گفته می‌شوند

برای مثال ایزوتوپ‌های آب عبارت‌اند از؛ H₁¹ هیدروژن بدون نوترون یا همان آب سبک است. H₁² هیدروژن با یک نوترون یا همان آب سنگین است که به آن دوتریوم نیز می‌گویند. H₁³ هیدروژن با دو نوترون یا همان آب خیلی سنگین است که به آن تری‌تیوم نیز می‌گویند.

طبق قانون فیزیک بارهای مثبت یکدیگر را باید دفع کنند اما در داخل هسته یک اتم باوجوداینکه بارها مثبت در کنار هم قرار گرفته‌اند یکدیگر را دفع نمی‌کنند به نیرویی که این بارها را در کنار هم نگه‌داشته است نیروی یا انرژی هسته‌ای گفته می‌شود.

این انرژی با استفاده از رابطه 2^ E=MC یعنی رابطه جرم و انرژی که آلبرت اینشتین نخستین‌بار آن را کشف کرد قابل محاسبه است که در فرمول بالا (c) سرعت نور و (M) جرم هسته می‌باشد.

شکافت هسته ای (تقطیع)

شکافتن می‌تواند به‌وسیله نوترون انجام شود که از نظر الکتریکی خنثی می‌باشد و می‌تواند با برخورد کردن به هسته‌هایی با بار الکتریکی مثبت و بدون آنکه دفع شود آنها را بشکافد. شکافت هسته‌ای می‌تواند به‌وسیله ذرات دیگر نیز انجام شود اما نوترون تنها ذره‌ای است که باعث تند شدن واکنش می‌شود زیرا به‌ازای هر نوترونی که در یک شکافت جذب می‌شود، دو یا سه نوترون آزاد می‌شود. این مسئله سبب ادامه‌دار شدن واکنش‌ها می‌شود.

ایزوتوپ U²³³،PU²³⁹،U²³⁵ رایجترین ایزوتوپ‌های اورانیوم می‌باشند

زمانی که نوترون به اولین هسته اورانیوم برخورد کند هسته به دو قسمت شکسته می‌شود و در پی آن مقادیر زیادی نیز انرژی (در حدود 200Mev – ۲۰۰ مگا الکترون‌ولت) آزاد می‌گردد. این مقدار انرژی در سطح اتمی بسیار ناچیز ولی در مورد یک گرم از اورانیوم در حدود صدها هزار مگاوات است. به عنوان مثال نیروگاهی که دارای ۱۰ تن اورانیوم طبیعی است قدرتی معادل با ۱۰۰ مگاوات خواهد داشت. اما مسئله مهم‌تر این است که نتیجه شکستن هسته اورانیوم ۲۳۵، آزادی دو نوترون است که می‌تواند دو هسته دیگر را شکسته و چهار نوترون را به وجود آورد. این چهار نوترون نیز چهار هسته اورانیوم ۲۳۵ را می‌شکند. چهار هسته شکسته شده تولید هشت نوترون می‌کنند که قادر به شکستن همین تعداد هسته اورانیوم می‌باشند. سپس شکست هسته‌ای و آزاد شدن نوترون‌ها به‌صورت زنجیروار به‌سرعت تکثیر و توسعه می‌یابد. در هر دوره تعداد نوترون‌ها دوبرابر می‌شود در یک‌لحظه واکنش زنجیره‌ای خودبه‌خودی شکست هسته‌ای را شروع می‌کند.

در واکنش‌های کنترل شده تعداد شکست در واحد زمان و نیز مقدار انرژی به‌تدریج افزایش‌یافته و پس از رسیدن به مقداری دلخواه ثابت نگه‌داشته می‌شود. برای به دست آوردن بالاترین بازدهی در فرایند زنجیره‌ای شکافت هسته باید از اورانیوم ۲۳۵ استفاده کرد که هسته آن به‌سادگی شکافته می‌شود. اما به دلیل “نیمه‌عمر” کوتاه اورانیوم ۲۳۵ و فروپاشی سریع آن، این ایزوتوپ در طبیعت بسیار نادر است طوری که از هر ۱۰۰۰ اتم اورانیوم موجود در طبیعت تنها هفت اتم از نوع 235U بوده و مابقی از نوع سنگین‌تر 238U است.

اشعه‌هایی که در اثر برخورد نوترون به هسته ساطع می‌شوند عبارت‌اند از؛ ذره آلفا، ذره بتا و اشعه گاما.

خواص ذره آلفا

جنس ذره آلفا مانند هسته اتم هلیوم است که از دو نوترون و دو پروتون تشکیل‌یافته است. جرم آن حدود ۴ برابر جرم پروتون و بار الکتریکی آن ۲+ و علامت اختصاری آن 4,2He است. قابلیت نفوذ ذره آلفا بسیار کم است.

خواص ذره بتا

جنس ذره بتا منفی و از جنس الکترون می‌باشد، بار الکتریکی آن ۱- و علامت آن بتای منفی است. برد ذره بتا در هوا در حدود چند سانتی‌متر تا حدود یک متر است. قدرت نفوذ ذره بتا به طور متوسط ۱۰۰ برابر بیشتر از ذره آلفا است.

خواص اشعه گاما

جنس اشعه گاما از جنس امواج الکترومغناطیسی می‌باشد، یعنی از جنس نور است. سرعت آن برابر سرعت نور، بار الکتریکی آن صفر است. قدرت نفوذ این اشعه به مراتب بیشتر از ذرات بتا و آلفا است.

اورانیوم

میزان اورانیوم موجود در پوسته زمین نسبتاً زیاد است به طوری که با منابع فلزاتی همچون قلع و ژرمانیوم برابری می‌کند و تقریباً ۳۵ برابر میزان نقره موجود در پوسته زمین است. اورانیوم ماده تشکیل‌دهنده بسیاری از اجسام اطراف ما مانند سنگ‌ها و خاک است. اورانیوم طبیعی (که به شکل اکسید اورانیوم است) شامل ۹۹.۳% از ایزوتوپ اورانیوم 238 و ۰.۷% اورانیوم 235 می‌باشد.

طبق آمارگیری جهانی معادن شناخته شده جهان در حال حاضر برای تامین بیش از ۷۰ سال انرژی الکتریکی جهان کافی هستند.

غنی سازی اورانیم

منظور از غنی شدن یا غنی‌سازی افزایش ایزوتوپ طبیعی اورانیم ۲۳۵ از ۰.۷ درصد به ۴ تا ۳.۵ درصد است. به طور بسیار خلاصه غنی‌سازی عبارت است از انجام عملی که به‌واسطه آن مقدار اورانیوم ۲۳۵ بیشتر شود و مقدار اورانیوم ۲۳۸ کمتر گردد که پس از جمع‌آوری اورانیوم ۲۳۸، آن را زباله اتمی می‌نامند.

روش غنی‌سازی اورانیوم

روش سانتریفیوژ گازی: سانتریفیوژ دستگاهی است که برای جداسازی مواد از یکدیگر بر اساس وزن آنها استفاده می‌شود. این دستگاه مواد را با سرعت زیاد حول یک محور به گردش در می‌آورد و مواد متناسب با وزنی که دارند از محور فاصله می‌گیرند. در واقع در این روش برای جداسازی مواد از یکدیگر از شتاب ناشی از نیروی گریزازمرکز استفاده می‌گردد، کاربرد عمومی این دستگاه برای جداسازی مایع از مایع و یا مایع از جامد است. غنی‌سازی اورانیوم به روش سانتریفیوژ هزینه کمتری را شامل شده و اقتصادی‌تر باشد.

رآکتور هسته‌ای

رآکتورهای هسته‌ای دستگاه‌هایی هستند که در آنها شکافت هسته‌ای کنترل شده رخ می‌دهد. رآکتورها برای تولید انرژی الکتریکی و نیز تولید نوترون‌ها بکار می‌روند. اندازه و طرح رآکتور برحسب کار آن متغیر است. فرآیند شکافت که یک نوترون به‌وسیله یک هسته سنگین (با جرم زیاد) جذب شده و به دنبال آن به دو هسته کوچک‌تر همراه با آزادسازی انرژی و چند نوترون دیگر شکافته می‌شود.

رآکتورها در اصل سیستم‌هایی هستند که واکنش‌های هسته‌ای مثل شکافت هسته‌ای در آنها صورت می‌گیرد و انرژی تولیدی در آنها تحت کنترل درمی‌آید. به عنوان مثال؛ خورشید یک رآکتور هسته‌ای طبیعی است که در آن عناصر سبک هسته‌ای به هم جوش می‌خورند (همجوشی هسته‌ای) و تولید انرژی می‌کنند.

رآکتورهای هسته برای اهداف مختلفی طراحی و ساخته می‌شوند که برخی از آنها عبارت‌اند از:

• رآکتورهای تولید حرارت و برق
• رآکتورهای تکثیر
• رآکتورهای تحقیقاتی
• رآکتورهای تولید پلوتونیم
• رآکتورهای اختصاصی برای مقاصدی همچون ساخت زیردریایی، فضاپیما، آب‌شیرین‌کن
• و…

یک رآکتور هسته‌ای به‌طورکلی از قسمت‌های زیر تشکیل شده است:

• مجموعه‌های سوخت
• کند کننده‌ها
• خنک‌کننده‌ها
• سیستم‌های ایمنی
• میله‌های کنترل
• حفاظ‌های مختلف

مجموعه‌های سوخت

سوخت رآکتور در چندین مجموعه سوخت و هر مجموعه متشکل از چندین میله سوخت و هر میله شامل تعداد معینی از قرص‌ها یا حبه‌های مواد شکاف‌پذیر هسته‌ای مثل اورانیم و یا در بعضی موارد پلوتونیم می‌باشد. سوخت رآکتور مخصوصاً رآکتورهای قدرت به طور اصولی یا از عناصری شامل اتم‌های قابل شکافت تامین می‌شوند و یا از اتم‌های ایزوتوپ که عناصری هستند که قابلیت تبدیل به اتم‌های قابل شکافت را دارند. سوخت رآکتورها معمولاً به‌صورت میله، ورقه، گلوله و یا شبکه‌ای می‌باشد.

سوخت رآکتورها ممکن است به یکی از سه روش زیر عمل گردد:

1. یکبار استفاده از اورانیم و ارسال سوخت مصرف شده به انبار موقت و سپس دفن همیشگی آن.
2. استفاده چندباره از اورانیم و برقراری سیکل اورانیم – پلوتونیم با اعمال عملیات باز فرآوری روی آن.
3. استفاده از سیکل اورانیم – توریم به این معنی که توریم ۲۳۲ ابتدا تبدیل به اورانیم ۲۳۳ می‌شود و سپس این اورانیم به‌عنوان سوخت در رآکتورها مورد استفاده قرار می‌گیرد.

کند کننده‌ها

کند کننده ماده‌ای برای کند کردن نوترون‌های سریع است تا انرژی‌های حرارتی در رآکتورهای هسته‌ای مورد استفاده قرار می‌گیرند. گاهی اوقات همین کند کننده‌ها عمل سردکنندگی رآکتور را هم انجام می‌دهد. موادی که می‌توانند به‌عنوان کننده مورد استفاده قرار گیرند عبارت‌اند از: آب، آب سنگین، گرافیت و گاهی اوقات هم بریلیوم.

آب به دلیل داشتن هیدروژن که عنصری سبک است و نیز فراوانی و ارزانی آن مورداستفاده قرار می‌گیرد. به طور کلی هرچه ماده کند کننده دارای قابلیت کند کنندگی بهتری برای نوترون‌ها باشد درجه کمتری از سوخت غنی شده موردنیاز خواهد بود.

خنک کننده‌ها

خنک‌کننده برای انتقال حرارت از میله‌های سوخت به طور مستقیم مورداستفاده قرار می‌گیرد. این فقط در صورتی است که خنک‌کننده نقش کند کننده هم داشته باشد. اکثراً آب به‌عنوان سردکننده مورداستفاده قرار می‌گیرد. گاهی اوقات آب سنگین، فلزات مایع (سدیم و پتاسیم) یا حتی گازها (دی‌اکسیدکربن) هم ممکن است مورداستفاده واقع شوند. امروزه در اکثر رآکتورهای تجاری آب به‌عنوان سردکننده مورد استفاده قرار می‌گیرد. در این صورت آب علاوه بر نقش سرد کنندگی وظیفه کند کنندگی را نیز انجام می‌دهد.

سیستم‌های ایمنی در راکتور

وظایف دستگاه‌ها و سیستم‌های کنترل (I&C) در رآکتورهای هسته‌ای شامل اندازه‌گیری، کنترل، تنظیم، چک کردن و حفاظت است. سیستم کنترل ممکن است به دو بخش ایمنی و اپراتوری یا کارگردانی تقسیم شوند. حفاظت رآکتور و محیط‌زیست به عهده سیستم‌های ایمنی گذاشته شده است. این سیستم‌ها غالباً در مواقع ضروری کارمی کنند و در دوران بهره‌برداری و خارج از وضعیت اضطراری اکثراً غیرفعال هستند.

میله‌های کنترل

میله‌های کنترل برای تنظیم توزیع قدرت در رآکتور در زمان اپراتوری مورداستفاده قرار می‌گیرند. مهم‌ترین وظیفه میله‌های کنترل که بین میله‌های سوخت قرار می‌گیرند، برای خاموش‌کردن یا متوقف کردن فرآیند شکافت هسته‌ای است. در زمان‌هایی که لازم است فرآیند هسته‌ای متوقف شود میله‌ها را تا انتها داخل رآکتور می‌برند.

میله‌های کنترل از موادی ساخته شده‌اند که خیلی سریع با جذب نوترون‌ها واکنش‌های هسته‌ای را متوقف می‌کنند. موادی که به این منظور استفاده می‌شوند عبارت‌اند از؛ بور نقره، ایندیم، کادمیم و هافنیوم. میله‌های کنترل به داخل و خارج از میله‌های سوخت حرکت کرده و نرخ واکنش هسته‌ای را تنظیم می‌نمایند.

حفاظت رآکتور

وظیفه سیستم حفاظت از رآکتور اطمینان از آشکارسازی تمام حوادث پیش بینی شده در طراحی و اعتماد از امکان انجام عملیات حفاظتی می‌باشد. این برنامه و تمهیدات باید اطمینان دهد رآکتور همیشه به طور ایمن کار می‌کند. در تست‌های دوره‌ای با دستگاه‌های مخصوص تست کردن انجام می‌شوند. قصورهای آشکار و نهان در کانال‌های مربوطه اعلام می‌شوند. نوع دیگر حفاظت با نام حفاظت رادیولوژیکی و کنترل پرتوگیری وجود دارد که وظیفه آن عبارت است از کاهش پرتوگیری و آلودگی داخل رآکتورها و محیط‌زیست در کمترین حد ممکن.

انواع رآکتورهای قدرت

1. رآکتور آب تحت‌فشار (PWR)
2. رآکتور آب جوشان (BWR)
3. رآکتور پیشرفته با خنک‌کننده گازی (AGR)
4. رآکتور D2G
5. رآکتور با آب سنگین CANDU
6. رآکتور همجوشی هسته‌ای (FUSION)

رآکتور آب تحت فشار، PWR

رآکتور PWR یکی از رایج‌ترین رآکتورهای هسته‌ای است که از آب معمولی هم به‌عنوان کندساز نوترون‌ها و هم به‌عنوان خنک‌ساز استفاده می‌کند. در یک PWR، مدار خنک‌کننده اولیه از آب تحت‌فشار استفاده می‌کند. آب تحت‌فشار، در دمایی بالاتر از آب معمولی به جوش می‌آید، این چرخه را به‌گونه‌ای طراحی می‌کنند که آب باوجودآنکه دمایی بسیار بالا دارد، جوش نیاید و به بخار تبدیل نشود. این آب داغ و تحت‌فشار در یک مبدل حرارتی، گرما را به چرخه دوم منتقل می‌کند که یک نوع چرخه بخار است و از آب معمولی استفاده می‌کند. در این چرخه، آب جوش می‌آید و بخار داغ تشکیل می‌شود، بخار داغ یک توربین بخار را می‌چرخاند، توربین هم یک ژنراتور و در نهایت ژنراتور، انرژی الکتریکی تولید می‌کند.

PWR به دلیل دارابودن چرخه ثانویه با BWR تفاوت دارد. از گرمای تولیدی در PWR به‌عنوان سیستم گرم‌کننده در نواحی قطبی نیز استفاده شده است. این نوع رآکتور، رایج‌ترین نوع رآکتورهای هسته‌ای است.

در حال حاضر، بیش از ۲۳۰ عدد رآکتور PWR در نیروگاه‌های هسته‌ای تولید برق در سرتاسر دنیا استفاده شده است.

رآکتور آب جوشان (BWR)

در رآکتور آب جوشان، از آب سبک استفاده می‌شود. آب سبک، آبی است که در آن فقط هیدروژن معمولی وجود دارد. BWR اختلاف زیادی با رآکتور آب تحت‌فشار ندارد، غیر از اینکه در BWR فقط یک چرخه خنک‌کننده وجود دارد و آب مستقیماً در قلب رآکتور به جوش می‌آید. فشار آب در BWR کمتر از PWR است، به طوری که در بیشترین مقدار به ۷۵ برابر فشار جو می‌رسد (۷.۵ مگاپاسکال) و بدین ترتیب آب در دمای ۲۸۵ درجه سانتی‌گراد به جوش می‌آید. بخار تولید شده در قلب رآکتور از شیرهای جداکننده بخار و صفحات خشک‌کن (برای جذب هرگونه قطرات آب داغ) عبور می‌کند و مستقیماً به سمت توربین‌های بخار که بخشی از مدار رآکتور محسوب می‌شوند

در حالت کلی سه مکانیسم برای کنترل BWR وجود دارد:

1. استفاده از میله‌های کنترل
2. تغییر جریان آب درون رآکتور
3. سیستم کنترلی اسید بوریک (بورون)

استفاده از میله‌های کنترل: بالابردن یا پایین آوردن میله‌های کنترل، روش معمولی کنترل توان رآکتور در حالت راه‌اندازی رآکتور تا رسیدن به ۷۰ درصد حداکثر توان است. میله‌های کنترل حاوی مواد جذب‌کننده نوترون هستند؛ در نتیجه پایین آوردن آنها موجب افزایش جذب نوترون در میله‌ها، کاهش جذب نوترون در سوخت و درنهایت کاهش آهنگ شکافت هسته‌ای و پایین آمدن توان رآکتور می‌شود. بالابردن میله‌های سوخت دقیقاً نتیجه معکوس می‌دهد.

تغییر جریان آب درون رآکتور: تغییرات جریان آب درون رآکتور، زمانی برای کنترل رآکتور مورد استفاده قرار می‌گیرد که رآکتور بین ۷۰ تا ۱۰۰ درصد توان خود کار می‌کند. اگر جریان آب درون رآکتور افزایش یابد، حباب‌های بخار در حال جوش سریع‌تر از قلب رآکتور خارج می‌شوند و آب درون قلب رآکتور بیشتر می‌شود. افزایش مقدار آب به معنی افزایش کند سازی نوترون و جذب بیشتر نوترون‌ها از سوی سوخت است و این یعنی افزایش توان رآکتور. با کاهش جریان آب درون رآکتور، حباب‌ها بیشتر در رآکتور باقی می‌مانند، سطح آب کاهش می‌یابد و به دنبال آن کند سازی نوترون‌ها و جذب نوترون هم کاهش می‌یابد و در نهایت توان رآکتور کاهش می‌یابد.

سیستم کنترلی اسید بوریک (بورون): می‌توانیم از سیستم کنترلی اسیدبوریک (بورون) نیز استفاده نماییم، بدین شکل که در سیستم پشتیبان خاموش‌کننده اضطراری، محلول اسیدبوریک با غلظت بالا به چرخه خنک‌کننده تزریق می‌شود. خوبی این سیستم این است که اسید اوریک، یک خورنده قوی است و معمولاً در PWR سبب می‌شود تلفات ناشی از خوردگی قابل‌توجه باشد.

رآکتور پیشرفته با خنک کننده‌ی گازی (GCR)

در رآکتورهای GCR گرافیت به‌عنوان کندکننده و دی‌اکسیدکربن یا گاز هلیوم به‌عنوان خنک‌کننده در مدار اول نقش انتقال حرارت را به عهده دارند. این حرارت به مدار بعدی که آب است منتقل و بخار حاصله توربین را به حرکت درمی‌آورد و یا گاز به حدی داغ می‌شود که خود مستقیماً توربین را به حرکت درمی‌آورد. رآکتورهای AGCR نسل دوم رآکتورهای خنک شونده با گاز هستند. در این دسته از رآکتورها گرافیت به‌عنوان کند کننده و دی‌اکسیدکربن به‌عنوان ماده خنک‌کننده مورداستفاده قرار گرفته است. سوخت این رآکتورها، قرص‌های اکسید اورانیم که تا ۲.۵ یا ۳.۵ درصد غنی شده و در غلاف‌های استیل زنگ‌نزن قرار داده شده‌اند.

رآکتور D2G

رآکتور هسته‌ای D2G را می‌توان در تمام ناوهای دریایی ایالات متحده پیدا کرد.

این رآکتور برای تولید حداکثر ۱۵۰ مگاوات انرژی الکتریکی و عمر مفید ۱۵ سال مصرف معمولی طراحی شده است. در این مدل برای مخزن بخار دو رآکتور وجود دارد و طوری طراحی شده که بتوان هر دو اتاق توربین را با یک رآکتور به راه انداخت. اگر هر دو رآکتور فعال باشند، ناو به‌سرعت ۳۲ گره می‌رسد. اگر یک رآکتور فعال باشد و توربین‌ها متصل‌به‌هم باشند، سرعت ناو به ۲۵ تا ۲۷ گره خواهد رسید و اگر فقط یک رآکتور فعال باشد ولی توربین‌ها جدا باشند، سرعت فقط ۱۵ گره خواهد بود.

رآکتور با آب سنگین CANDU

این نوع رآکتور از نوع آب سنگین تحت‌فشار است که با سوخت اورانیوم طبیعی کار می‌کند. نام دیگر این رآکتورها به CANDU موسوم است. در رآکتورهای “کندو” از اورانیوم طبیعی به‌عنوان سوخت و از آب سنگین به‌منظور کند کننده و خنک‌کننده رآکتور (کند کننده و خنک‌کننده هر یک دارای سیستم جدا از هم می‌باشند) استفاده می‌شود. ازآنجایی‌که این رآکتور نیز توانایی جادادن صدها مجتمع سوخت در لوله‌ها یا کانال‌های تحت‌فشار خود را در قلب رآکتور دارد، لذا عمل سوخت گذاری رآکتور در حال کار با تمام ظرفیت قابل‌اجرا است. رآکتورهای CANDU قابلیت دارند تا از اورانیوم غنی‌نشده استفاده کنند و دلیل این قابلیت استفاده آب سنگین به‌جای آب سبک برای تعدیل سازی و خنک‌کنندگی است چراکه آب سنگین مانند آب سبک نوترون‌ها را جذب نمی‌کند.

رآکتور همجوشی هسته‌ای (FUSION)

همجوشی هسته‌ای یک منبع انرژی پتانسیل است که آلودگی آن نسبتاً کم، تقریباً پایان‌ناپذیر، ارزان‌قیمت و می‌تواند در دسترس همگان قرار گیرد. دوتریوم و تریتیوم، ایزوتوپ‌های هیدروژنی مواد قابل احتراق همجوشی هسته‌ای را تشکیل می‌دهند. هسته‌ها در حالت آزاد همدیگر را دفع می‌کنند. برای اینکه همجوشی هسته‌ای بین دو هسته صورت گیرد، باید انرژی هسته‌ها نسبت به رانش کولنی به قدر کافی زیاد باشد. وقتی هسته‌ها به حد کافی به هم نزدیک می‌شوند یک نیروی جاذبه‌ای هسته‌ای قوی سبب اتصال هسته‌ها می‌شود و در این صورت انرژی آزاد شده مساوی با انرژی همبستگی هسته است.

واکنش همجوشی که در شرایط آزمایشگاهی انجام می‌شود و جهت تولید توان مناسب واکنش دوتریوم با تریتیوم است که از این واکنش یک اتم هلیوم و یک نوترون و به مقدار 17.6 Mev انرژی تولید می‌شود. ازآنجاکه رآکتورهای همجوشی هسته‌ای سوختشان دوتریوم و ترینیوم می‌باشد، تحقیقات انجام شده نشان می‌دهد که اقیانوس‌های جهان و همچنین دریاچه‌های آب شیرین و رودخانه‌ها نیز در برگیرندهٔ دوتریوم، کافی هستند.

مدیریت زباله‌های هسته‌ای

در هر ۸ مگاوات ساعت انرژی الکتریکی تولید شده در نیروگاه هسته‌ای، ۳۰ گرم زباله رادیواکتیو به وجود می‌آید. برای تولید همین مقدار برق با استفاده از زغال‌سنگ پر کیفیت، هشت هزار کیلوگرم دی‌اکسیدکربن تولید می‌شود که در دما و فشار جو، ۳ استخر المپیک را پر می‌کند.

زباله‌های رادیواکتیو بر اساس مقدار و نوع ماده رادیواکتیو به ۳ گروه تقسیم می‌شوند:

الف- سطح پایین: لباس حفاظتی، لوازم، تجهیزات و فیلترهایی که حاوی مواد رادیواکتیو با عمر کوتاه هستند. این‌ها نیازی به پوشش حفاظتی ندارند و معمولاً فشرده شده یا آتش زده می‌شوند و در چاله‌های کم‌عمق دفن شده و انبار می‌شوند.

ب- سطح متوسط: رزین‌ها، پس‌مانده‌های شیمیایی، پوشش میله سوخت و مواد نیروگاه‌های برق هسته‌ای جزو زباله‌های سطح متوسط طبقه‌بندی می‌شوند. اینها عموماً عمر کوتاهی دارند، ولی نیاز به پوشش محافظ دارند. این زباله‌ها را می‌توان درون بتون قرارداد و در مخزن زباله‌ها گذاشت.

ج- سطح بالا: همان سوخت مصرف شده رآکتورها است و نیاز به پوشش حفاظتی و سردسازی دارند.

مزایای نیروگاه هسته‌ای

• پاکیزه بودن این روش نسبت به نیروگاه‌های سوخت فسیلی
• عدم تولید گازهای گلخانه‌ای
• بهره‌وری بالا به نسبت هزینه تولید برق و اورانیوم
• بازدهی بالا نسبت به سایر نیروگاه‌ها

معایب نیروگاه هسته‌ای

• زباله‌های هسته‌ای
• بیماری‌های ناشی از تشعشعات هسته‌ای
• حوادث هسته‌ای (انفجار)
• مشکلات تهیه تجهیزات و دستگاه‌های غنی‌سازی اورانیوم
• طولانی بودن زمان راه‌اندازی نیروگاه

سخن پایانی

متاسفانه نیروگاه هسته‌ای همان گونه که مطالعه نمودید چالش‌های بسیاری به همراه دارد و همچنان بحث پسماندهای آن یکی از مشکلات اساسی این مدل از تولید برق می‌باشد. مخالفان نیروگاه هسته‌ای این سوال را مطرح می‌کنند که آیا بهتر نیست این‌همه سرمایه بروی روش‌های تولید برق تجدیدپذیر و اثبات شده مانند؛ خورشیدی، بادی، آبی، زمین گرمایی و … سرمایه‌گذاری شود؟

سوالی که قطعاً هر خواننده را به فکر فرو خواهد برد، نظر شما چیست؟

دانلود کتاب مروری بر مبانی نیروگاه هسته‌ای | با حجم ۲۶ مگابايت

خوشحال خواهیم شد اگر شما نکته و یا تجربه‌ای در مورد نیروگاه هسته‌ای داشته‌اید با ما در بخش نظرات در میان بگذارید.

راستی! برای دريافت مطالب جديد در کانال تلگرام PowerEn و یا پیج اینستاگرم PowreEn عضو شويد.