پاورپوینت انرژی اتمی

عنوان: انرژی هسته ای
2

انرژی اتمی
3

چکیده
اولین انرژی کنترل شده ناشی از شکافت هسته ای در دسامبر ۱۹۴۲ بدست آمد. با رهبری فرمی ساخت و راه اندازی یک پیل از آجرهای گرافیتی، اورانیوم و سوخت اکسید اورانیوم با موفقیت به نتیجه رسید. این پیل هسته ای، در زیر میدان فوتبال دانشگاه شیکاگو ساخته شد و اولین رآکتور هسته ای فعال بود.
5

فصل اول
سوخت هسته ای
1-1-سوخت هسته ای

سوخت رآکتورهای هسته ای باید به گونه ای باشد که متحمل شکافت حاصله نوترون بشود. پنج نوکلئید شکافت پذیر وجود دارند که در حال حاضر در رآکتورها بکار می روند. ۲۳۲ Th، ۲۳۳U، ۲۳۵U، ۲۳۸U، ۲۳۹ Pu. برخی از این نوکلئیدها برای شکافت حاصله از نوترونهای حرارتی و برخی نیز برای شکافت حاصل از نوترونهای سریع می باشند. تفاوت بین سوخت یک خاصیت در دسته بندی رآکتورها است.
در کنار قابلیت شکافت، سوخت بکار رفته در رآکتور هسته ای باید بتواند نیازهای دیگری را نیز تامین کند. سوخت باید از نظر مکانیکی قوی، از نظر شیمیایی پایدار و در مقابل تخریب تشعشعی مقاوم باشد، تا تحت تغییرات فیزیکی و شیمیایی محیط رآکتور قرار نگیرد هدایت حرارتی ماده باید بالا باشد بطوری که بتواند حرارت را خیلی راحت جابجا کند. همچنین امکان بدست آوردن، ساخت راحت، هزینه نسبتاً پایین و خطرناک نبودن از نظر شیمیایی از دیگر فایده های سوخت است.

1-2- غلاف سوخت رآکتور
سوختهای هسته ای مستقیماً در داخل رآکتور قرار داده نمی شوند، بلکه همواره بصورت پوشیده شده مورد استفاده قرار می گیرند. پوشش یا غلاف سوخت، کند کننده و یا خنک کننده از آن جدا می سازد. این امر از خوردگی سوخت محافظت کرده و از گسترش محصولات شکافت حاصل از سوخت پرتو دیده به محیط اطراف جلوگیری می کند. همچنین این غلاف می تواند پشتیبان ساختاری سوخت بوده و در انتقال حرارت به آن کمک کند. ماده غلاف همانند خود سوخت باید دارای خواص خوب حرارتی و مکانیکی بوده و از نظر شیمیایی نسبت به برهمکنش با سوخت و مواد محیط پایدار باشد. همچنین لازم است غلاف دارای سطح مقطع پایینی نسبت به بر همکنشهای هسته ای حاصل از نوترون بوده و در مقابل تشعشع مقاوم باشد.
7

1-3- مواد کند کننده نوترون
یک کند کننده ماده ای است که برای کند یا حرارتی کردن نوترونهای سریع بکار می رود. هسته هایی که دارای جرمی نزدیک به جرم نوترون هستند بهترین کند کننده می باشند. کند کننده برای آنکه بتواند در رآکتور مورد استفاده قرار گیرد بایستی سطح مقطع جذبی پایینی نسبت به نوترون باشد. با توجه به خواص اشاره شده برای کند کننده، چند ماده هستند که می توان از آنها استفاده کرد. هیدروژن، دوتریم، بریلیوم و کربن چند نمونه از کند کننده ها می باشند. از آنجا که بریلیوم سمی است، این ماده خیلی کم به عنوان کند کننده در رآکتور مورد استفاده قرار می گیرد. همچنین ایزوتوپهای هیدروژن، به شکل آب و آب سنگین و کربن، به شکل گرافیت به عنوان مواد کند کننده استفاده می شوند. آب سنگین در بعضی از انواع رآکتورهای هسته ای نیز به عنوان کند کننده نوترون به کار می رود. نوترون های کند می توانند با اورانیوم واکنش بدهند. از آب سبک یا آب معمولی هم می توان به عنوان کند کننده استفاده کرد، اما از آنجایی که آب سبک نوترون های حرارتی را هم جذب می کنند، رآکتورهای آب سبک باید اورانیوم غنی شده یا اورانیوم با خلوص زیاد استفاده کنند، اما رآکتور آب سنگین می تواند از اورانیوم معمولی یا غنی نشده هم استفاده کند، به همین دلیل تولید آب سنگین به بحث های مربوط به جلوگیری از توسعه سلاح های هسته ای مربوط است. رآکتورهای تولید آب سنگین را می توان به گونه ای ساخت که بدون نیاز به تجهیزات غنی سازی، اورانیوم را به پلوتونیوم قابل استفاده در بمب اتمی تبدیل کند. البته برای استفاده از اورانیوم معمولی در بمب اتمی می توان از روش های دیگری هم استفاده کرد.
8

کشورهای هند، اسرائیل، پاکستان، کره شمالی، روسیه و آمریکا از رآکتورهای تولید آب سنگین برای تولید بمب اتمی استفاده کردند. با توجه به امکان استفاده از آب سنگین در ساخت سلاح هسته ای، در بسیاری از کشورها دولت تولید یا خرید و فروش مقدار زیاد این ماده را کنترل می کند. اما در کشورهایی مثل آمریکا و کانادا می توان مقدار غیر صنعتی یعنی در حد گرم و کیلوگرم را بدون هیچ گونه مجوز خاصی از تولید کنندگان یا عرضه کنندگان مواد شیمیایی تهیه کرد. هم اکنون قیمت هر کیلوگرم آب سنگین با خلوص ۹۸۹۹ درصد حدود ۶۰۰ تا ۷۰۰ دلار است. گفتنی است بدون استفاده از اورانیوم غنی شده و آب سنگین هم می توان رآکتور تولید پلوتونیوم ساخت. کافی است که از کربن فوق العاده خالص به عنوان کند کننده استفاده شود از آنجایی که نازی ها از کربن ناخالص استفاده می کردند، متوجه این نکته نشدند در حقیقت از اولین رآکتور اتمی آزمایشی آمریکا سال ۱۹۴۲ و پروژه منهتن که پلوتونیوم آزمایش ترینیتی و بمب مشهور فت من را ساخت، از اورانیوم غنی شده یا آب سنگین استفاده نمی شد.
9

1-4-خنک کننده ها
گرمای حاصله از شکافت هسته ای در محیط رآکتور یا باید از سوخت زدوده شود و یا در نهایت این گرما بقدری زیاد شود که میله های سوخت را ذوب کند. حرارتی که از سوخت گرفته می شود ممکن است در رآکتور قدرت برای تولید برق بکار رود. از ویژگیهایی که ماده خنک کننده باید داشته باشد، هدایت حرارتی آن است تا اینکه بتواند در انتقال حرارت موثر باشد. همچنین پایداری شیمیایی و سطح مقطع جذب پایین تر از نوترون دو خاصیت عمده ماده خنک کننده است. نکته دیگری که باید به آن اشاره شود این است که این ماده نباید در اثر واکنشهای گاما دهنده رادیواکتیو شوند. از مایعات و گازها به عنوان خنک کننده استفاده شده است، مانند گازهای دی اکسید کربن و هلیوم. هلیوم ایده آل است ولی پر هزینه بوده و تهیه مقادیر زیاد آن مشکل است. خنک کننده های مایع شامل آب، آب سنگین و فلزات مایع هستند. از آنجا که برای جلوگیری از جوشیدن آب فشار زیادی لازم است خنک کننده ایده آلی نیست.

1-5- مواد کنترل کننده شکافت
برای دستیابی به فرایند شکافت کنترل شده و یا متوقف کردن یک سیستم شکافت پس از شروع، لازم است که موادی قابل دسترس باشند که بتوانند نوترونهای اضافی را جذب کنند. مواد جاذب نوترون بر خلاف مواد دیگر مورد استفاده در محیط رآکتور باید سطح مقطع جذب بالایی نسبت به نوترون داشته باشند. مواد زیادی وجود دارند که سطح مقطع جذب آنها نسبت به نوترون بالاست، ولی ماده مورد استفاده باید دارای چند خاصیت مکانیکی و شیمیایی باشد که برای این کار مفید واقع شود.
1-6- انواع رآکتورها
دو گروه اصلی رآکتورهای هسته ای بر اساس تقسیم بندی کاربرد آنها. رآکتورهای قدرت و رآکتورهای تحقیقاتی هستند. رآکتورهای قدرت مولد برق بوده و رآکتورهای تحقیقاتی برای تحقیقات هسته ای پایه، مطالعات کاربردی تجزیه ای و تولید ایزوتوپها مورد استفاده قرار می گیرند. بر حسب نوع فرایند شکافت، رآکتورها به اقسام حرارتی، میانی (واسطه)، و بر حسب مصرف سوخت به رآکتورهای سوزاننده، مبدل و زاینده، و بر حسب نوع سوخت به رآکتورهای اورانیوم طبیعی، رآکتورهای اورانیوم غنی شده با ۲۳۵U (راکتور مخلوطی Be)، و نیز بر حسب خنک کننده به رآکتورهای گاز (CO۲مایع (آب، فلز)، و بر حسب فاز سوخت کند کننده ها به رآکتورهای همگن، ناهمگن و بالاخره بر حسب کاربرد به رآکتورهای قدرت، تولید نوکلید و تحقیقاتی تقسیم می شوند.
11

1-7- رآکتورهای آب سنگین و آب سبک
راکتور آب سبک
راکتورهای آب سبک با آب معمولی (آب سبک) کار می کنند هیدورژن آب معمولی از یک پروتون تشکیل شده است اما در هیدروژن آب سنگین یک پروتون و یک نوترون وجود دارد برای رآکتورهای آب سبک به اورانیوم غنی شده نیاز داریم اما در رآکتور آب سنگین از اورانیوم معمولی می شود استفاده کرد به این ترتیب در عمل استفاده از رآکتور آب سنگین نتیجه ای شبیه به غنی سازی اورانیوم خواهد داشت.
1-8- کاربردهای رآکتورهای هسته ای
راکتورها انواع مختلف دارند برخی از آنها در تحقیقات، بعضی از آنها برای تولید رادیو ایزتوپهای پر انرژی برخی برای راندن کشتیها و برخی برای تولید برق بکار می روند.
1-9- ساختمان راکتور
با وجود تنوع در راکتور ها ، تقریبا همه آنها از اجزای یکسانی تشکیل شده اند. این اجزا شامل سوخت ، پوشش برای سوخت ، کند کننده نوترونهای حاصله از شکافت ، خنک کننده ای برای حمل انرژی حرارتی حاصله از فرآیند شکافت ماده کنترل کننده برای کنترل نمودن میزان شکافت می باشد.
12

1-10- سوخت هسته ای
سوخت راکتورهای هسته ای باید به گونه ای باشد که متحمل شکافت حاصله از نوترون بشود. پنج نوکلئید شکافت پذیر وجود دارند که در حال حاضر در راکتورها بکار می روند. 232Th ، 233U ، 235U ، 238U ، 239Pu . برخی از این نوکلئیدها برای شکافت حاصله از نوترونهای حرارتی و برخی نیز برای شکافت حاصل از نوترونهای سریع می باشند. تفاوت بین سوخت یک خاصیت در دسته بندی راکتورها است. در کنار قابلیت شکافت ، سوخت بکار رفته در راکتور هسته ای باید بتواند نیازهای دیگری را نیز تامین کند. سوخت باید از نظر مکانیکی قوی ، از نظر شیمیایی پایدار و در مقابل تخریب تشعشعی مقاوم باشد، تا تحت تغییرات فیزیکی و شیمیایی محیط راکتور قرار نگیرد. هدایت حرارتی ماده باید بالا باشد بطوری که بتواند حرارت را خیلی راحت جابجا کند. همچنین امکان بدست آوردن ، ساخت راحت ، هزینه نسبتا پایین و خطرناک نبودن از نظر شیمیایی از دیگر فایده های سوخت است.
تمامی نیروگاه های گرمایی متداول از نوعی سوخت برای تولید گرما استفاده می کنند. برای مثال گاز طبیعی، زغال سنگ یا نفت. در یک نیروگاه هسته ای این گرما از شکافت هسته ای که در داخل راکتور صورت می گیرد تامین می شود. هنگامی که یک هسته نسبتاً بزرگ قابل شکافت مورد برخورد نوترون قرار می گیرد به دو یا چند قسمت کوچک تر تقسیم می شود و در این فرآیند که به آن شکافت هسته ای می گویند تعدادی نوترون و مقدار نسبتاً زیادی انرژی آزاد می شود. نوترون های آزاد شده از یک شکافت هسته ای در مرحله بعد خود با برخورد به دیگر هسته ها موجب شکافت های دیگری می شوند و به این ترتیب یک فرآیند زنجیره ای به وجود می آید. زمانی که این فرآیند زنجیره ای کنترل شود می توان از انرژی آزاد شده در هر شکافت (که بیشتر آن به صورت گرماست) برای تبخیر آب و چرخاندن توربین های بخار و در نهایت تولید انرژی الکتریکی استفاده کرد. در صورتی که در یک راکتور از سوختی یکنواخت اورانیوم-۲۳۵ یا پلوتونیوم-۲۳۹ استفاده شود بر اثر افزایش غیرقابل کنترل تعداد شکافت های هسته ای بر اثر فرآیند زنجیره ای، انفجار هسته ای ایجاد می شود.
13

اما فرآیند زنجیره ای موجب ایجاد انفجار هسته ای در یک راکتور نخواهد شد چراکه تعداد شکافت های راکتور به اندازه ای زیاد نخواهد بود که موجب انفجار شوند و این به دلیل درجه غنی سازی پایین سوخت راکتورهای هسته ای است. اورانیوم طبیعی دارای درصد اندکی (کمتر از ۱٪) از اورانیوم-۲۳۵ است و بقیه آن اورانیوم-۲۳۸ است(زیرا اورانیوم-۲۳۸ توانایی شکافت پذیری ندارد). اکثر راکتورها نیروگاه های هسته ای از اورانیوم با درصد غنی سازی بین ۳٪ تا ۴٪ استفاده می کنند اما برخی از آنها طوری طراحی شده اند که با اورانیوم طبیعی کار کنند و برخی از آنها نیز به سوخت های با درصد غنی سازی بالاتر نیاز دارند. راکتورهای موجود در زیر دریایی های هسته ای و کشتی های بزرگ مانند ناوهای هوا پیمابر معمولاً از اورانیوم با درصد غنی سازی بالا استفاده می کنند. با اینکه قیمت اورانیوم با غنی سازی بالاتر بیشتر است اما استفاده از این نوع سوخت ها دفعات سوختگیری را کاهش می دهد و این قابلیت برای کشتی های نظامی بسیار پر اهمیت است. راکتورهای CANDU قابلیت دارند تا از اورانیوم غنی نشده استفاده کنند و دلیل این قابلیت استفاده آب سنگین به جای آب سبک برای تعدیل سازی و خنک کنندگی است چراکه آب سنگین مانند آب سبک نوترون ها را جذب نمی کند. کنترل فرآیند شکافت زنجیره ای با استفاده از موادی که می توانند نوترون ها را جذب کنند (در اکثر موارد کادمیوم) ممکن می شود. سرعت نوترون ها در راکتور باید کاهش یابد چراکه احتمال اینکه یک نوترون با سرعت کمتر در لحظه تصادف با هسته اورانیوم-۲۳۵ موجب شکافت هسته ای گردد بیشتر است. در راکتورهای آب سبک از آب معمولی برای کم کردن سرعت نوترون ها و همچنین خنک کردن راکتور استفاده می شود. از زمانی که دمای اب افزایش می یابد چگالی آب کاهش می یابد و تعداد سرعت کمتری نوترون به اندازه کافی کم می شود. به این ترتیب تعداد شکافت های کاهش می یابند بنابراین یک بازخور منفی همیشه ثبات سیستم را تثبیت می کند. در این حالت برای آنکه بتوان دوباره تعداد شکافت های صورت گرفته را افزایش داد باید دمای آب را کاهش داد که به این کار ایجاد چرخه شکافت می گویند.
14

اورانیوم غنی شده، معمولا به صورت قرص هائی که سطح مقطعشان به اندازه یک سکه معمولی و ضخامتشان در حدود 2.5 سانتیمتر است در راکتورها به مصرف می رسند. این قرص ها روی هم قرار داده شده و میله هایی را تشکیل می دهند که به میله سوخت موسوم است. میله های سوخت سپس در بسته های چندتائی دسته بندی شده و تحت فشار و در محیطی عایقبندی شده نگهداری می شوند. در بسیاری از نیروگاه های هسته ای برای جلوگیری از گرم شدن بسته های سوخت در داخل راکتور، این بسته ها را داخل آب سرد فرو می برند. در نیروگاه های دیگر برای خنک نگه داشتن هسته راکتور، یعنی جائی که فرایند شکافت هسته ای در آن رخ می دهد، از فلز مایع (سدیم) یا گاز دی اکسید کربن استفاده می شود. برای تولید انرژی گرمائی از طریق فرایند شکافت هسته ای، اورانیومی که در هسته راکتور قرار داده می شود باید از جرم بحرانی بیشتر (فوق بحرانی) باشد. یعنی اورانیوم مورد استفاده باید به حدی غنی شده باشد که امکان آغاز یک واکنش زنجیره ای مداوم وجود داشته باشد. برای تنظیم و کنترل فرایند شکافت هسته ای در یک راکتور از میله های کنترلی که معمولا از جنس کادمیوم است استفاده می شود. این میله ها با جذب نوترون های آزاد در داخل راکتور از تسریع واکنش های زنجیره ای جلوگیری می کند. زیرا با کاهش تعداد نوترون ها، تعداد واکنش های زنجیره ای نیز کاهش می یابد. حدوداً ۴۰۰ نیروگاه هسته ای در سرتاسر جهان فعال هستند که تقریبا ۱۷ درصد کل برق مصرفی در جهان را تامین می کنند.
15

1-11- فرآیند شکافت در راکتور اتمی
هنگامی که یک نوترون به هسته اورانیوم 235 برخورد کند، آن را به دو هسته ( محصولات شکافت، که عموماً یکی از آن ها وزن بیشتری دارد. ) و تعداد زیادی نوترون ( نوترون های شکافت ) تبدیل می کند. محصولات شکافت مانند 144Ba و 89Kr، سرعت بسیار بالایی دارند و انرژی جنبشی خود را در محیط اطراف پخش می کنند. 80 درصد انرژی آزاد شده در فرایند شکافت توسط محصولات شکافت که عموماً عناصر رادیواکتیو بوده و سریع واپاشی می شوند، جذب می شود. نوترون های شکافت نیز با برخورد به هسته اورانیوم بعدی، می توانند موجب رخ دادن شکافت های بعدی، یکی پس از دیگری شوند و به این ترتیب، واکنش های زنجیره ای شکافت شکل می گیرند. برخی از این نوترون ها توسط ایزوتوپ اورانیوم 238، که به آسانی شکافته نمی شود، جذب می شوند و آن را به اورانیوم 239 تبدیل می کنند. اورانیوم 239 پس از دو بار واپاشی بتا تبدیل به 239Pu می شود. 239 Pu یک ایزوتوپ رادیواکتیو آلفاست که طول عمر زیادی دارد.
235u
شکافت هسته ایزوتوپ های سنگینی مانند اورانیوم 235 و یا 239Pu، انرژی زیادی در رآکتورهای هسته ای به وجود می آورد. از برخورد نوترون با یک هسته سنگین در فرآیند شکافت، در هسته ( محصولات شکافت ) و تعداد زیادی نوترون به وجود می آید. محصولات شکافت و نوترون ها، سرعت بالایی دارند که این انرژی به سرعت موجب تولید گرما می شود.
16

144Ba
یکی از محتمل ترین محصولات شکافت اورانیوم 235، باریوم 144 است ( 144 (Ba از آن جا که باریوم 144 ناپایدار بوده و نسبت به 89rK سبک تر است. از طریق انتشار الکترون و آنتی نوترون ها. به سرعت واپاشی بتا کرده و به
(144 Nd )نئودیمیوم تبدیل می شود.
89Kr:
پسماندها یا محصولات شکافت که جرمی بین 90 تا 140 دارند. عموماً رادیواکتیو هستند. واپاشی محصولات شکافت، زنجیره ای از دیگر ایزوتوپ های رادیواکتیو می سازد. به دلیل فرایند است که حتی پس از متوقف شدن واکنش زنجیره ای در رآکتور، همچنان مقداری گرما در رآکتور تولید می شود.
17

1-12- تولید پلوتونیوم
(Pu) ایزوتوپ های پلوتونیوم مثل 239Pu، در هنگام جذب نوترون توسط اورانیوم 238 در سوخت رآکتورها تولید می شوند. هسته اورانیوم پس از دوبار واپاشی بتا تبدیل به پلوتونیوم می شود. بخشی از 239Pu مستقیماً به وسیله نوترون ها در هسته شکافته می شود و مابقی در سوخت رآکتور به صورت پسماند باقی می ماند و از آن جا که این پسماندها نامطلوب و خطرناک هستند، باید برای مدت زمان طولانی از محیط بیولوژیکی دور بماننند و محافظت شوند از آن جا که پلوتونیوم 239، می تواند به راحتی منفجر شود، باید کنترل و مراقبت دقیقی از آن به عمل آید: هم چنین رآکتورهای جدید قادرند از این ماده به عنوان سوخت استفاده کنند و این می تواند یک روش مناسب برای استفاده از اورانیوم 238 به ظاهر بی فایده به عنوان منبع انرژی در دراز مدت باشد.
18

فصل دوم
مواد مورد نیاز در راکتورهای هسته ای
2-1- سوخت راکتور
اورانیوم متداول ترین ماده سوخت برای راکتورهای هسته ای اورانیوم است، که می تواند به صورت خالص ، یعنی اورانیوم فلزی و یا به صورت ترکیب مثل اکسید اورانیوم و یا کربور اورانیوم بکار برود. اورانیوم ، فلز نسبتا نرم و قابل کششی است که در دمای بالا به آسانی در هوا و آب اکسید می شود. نقطه ذوب آن 1133 درجه سانتیگراد است.
2-2-پلوتونیوم
چون فلز پلوتونیوم تا رسیدن به نقطه ذوب 640 درجه سانتیگراد دارای تعداد زیادی فاز بلور است، سوخت مناسبی برای راکتور نمی باشد. به عنوان سوخت راکتور ، پلوتونیوم را به صورت ، PUO2 بکار می برند. نقطه ذوب این ترکیب 2400 درجه سانتیگراد است.
19

2-3-توریوم
به جز در چند راکتور با خنک کننده گازی دما – بالا ، توریوم تاکنون به عنوان سوخت راکتور کاربرد زیادی نداشته است. نقطه ذوب فلزات توریوم خالص حدود 1700 درجه سانتیگراد است. به علت پایداری بهتر ، این عنصر برتر از اورانیوم است. اما ما به صورت خالص به عنوان سوخت بکار نمی رود. بلکه ان را به صورت دی اکسید توریوم ThO2 کربوتریوم ThC2 بکار می برند.
2-4-کند کننده ها
ویژگیهای لازم برای کند کننده های راکتورهای حرارتی ، یعنی عدد جرمی پایین ، سطح مقطع جذب نوترون خیلی پایین ، سطح مقطع پراکندگی بالا و گزینش را به چند ماده محدود می کنند. هیدروژن و دوتریوم ، کربن و برلیوم تنها عناصری هستند که برای کند کنندگی مناسب اند. هیدروژن و دوتریم ، به علت گاز بودن ، به اندازه کافی چگال نیستند و باید به صورت ترکیب بکار روند. بنابراین انتخاب کند کننده برای راکتورهای حرارتی به سه ماده زیر محدود می شود.
20

2-5- خنک کنندهها
ویژگیهای خنک کننده ها
خواص ترمودینامیکی خوب ، یعنی رسانندگی گرمایی ، گرمای ویژه بالا و چسبندگی پایین.
عدم برهمکنش شیمیایی با قسمتهای دیگر راکتور.
سطح مقطع جذب نوترونی خیلی پایین.
پرتوزا نشدن در اثر واکنش های گاما – نوترون که ممکن است هنگام عبور خنک کننده از قلب راکتور رخ بدهد.
2-6- هلیوم
هلیوم گازی است بی اثر ، دارای خواص ترمودینامیکی خوب و خطر تابش هم ایجاد نمی کند. بنابراین ظاهرا می توان آن را به عنوان خنک کننده ایده آل راکتورهای گازی تلقی کرد. اما متاسفانه به سادگی مقدار زیاد آن قابل دسترسی نیست. در حال حاضر کاربرد این گاز به عنوان خنک کننده راکتور محدود به چند راکتور دما – بالای گازی در آمریکا و آلمان است.
مواد مناسب خنک کننده
22

2-7- فلزات مایع
فلزات مایع ، به دلیل خواص ترمودینامیکی خوبشان بخصوص رسانندگی گرمایی بالای آنها ، خنک کننده های بالقوه خیلی خوبی برای راکتورها هستند. سدیم ، لیتیم ، جیوه و آلیاژهای سدیم – پتاسیم همه مناسب اند. ولی از میان آنها سدیم به مقدار قابل ملاحظه ای منحصرا در راکتورهای سریع زاینده مورد استفاده قرار گرفته است.
حفاظ های راکتور
2-8- ویژگیهای مواد محافظ
سطح مقطع جذب نوترون خیلی پایین است
رسانندگی گرمایی بالا دارند.
استحکام خوب در دماهای بالا برای مقاومت در مقابل تنش حرارتی.
تغییر شکل سوخت و فشار ناشی از انباشت پاره های شکافت در داخل حفاظ
مواد کنترل
موادی که برای راکتور مورد استفاده قرار می گیرند باید دارای سطح مقطع جذب بالایی باشند.
بور
بور متداولترین ماده کنترل است. از بور به تنهایی نمی توان استفاده کرد. اما می توان آن را با فولاد در آمیخت یا به صورت کربور محبوس در کپسول های فولادی مورد استفاده قرار داد.
23

ایندیم و کادمیوم
ایندیوم و کادمیوم هر دو سطح مقطع جذب بالایی دارند. اما نقطه ذوب آنها پایین تر از آن است که بتوان از آنها در راکتورهای قدرت استفاده کرد.
هافنیم
هافنیوم دارای استحکام مکانیکی کافی و مقاومت خوبی در برابر خوردگی است. لذا ماده کنترل خوبی است.
اگادولینیم
گادولینیم در بعضی راکتورهای گازی پیشرفته به عنوان سم قابل سوختن بکار می رود.
راکتورهای هسته ای چیست؟
دید کلی
راکتورهای هسته ای دستگاه هایی هستند که در آنها شکافت هسته ای کنترل شده رخ می دهد. راکتورها برای تولید انرژی الکتریکی و نیز تولید نوترون ها بکار می روند. اندازه و طرح راکتور بر حسب کار آن متغیر است. فرآیند شکافت که یک نوترون بوسیله یک هسته سنگین (با جرم زیاد) جذب شده و به دنبال آن به دو هسته کوچکتر همراه با آزاد سازی انرژی و چند نوترون دیگر شکافته می شود. تاریخچه اولین انرژی کنترل شده ناشی از شکافت هسته در دسامبر 1942 بدست آمد. با رهبری فرمی ساخت و راه اندازی یک پیل از آجرهای گرافیتی ، اورانیوم و سوخت اکسید اورانیوم با موفقیت به نتیجه رسید.
24

این پیل هسته ای ، در زیر میدان فوتبال دانشگاه شیکاگو ساخته شد و اولین راکتور هسته ای فعال بود. ساختمان راکتور با وجود تنوع در راکتور ها ، تقریبا همه آنها از اجزای یکسانی تشکیل شده اند. این اجزا شامل سوخت ، پوشش برای سوخت ، کند کننده نوترونهای حاصله از شکافت ، خنک کننده ای برای حمل انرژی حرارتی حاصله از فرآیند شکافت ماده کنترل کننده برای کنترل نمودن میزان شکافت می باشد. سوخت هسته ای سوخت راکتورهای هسته ای باید به گونه ای باشد که متحمل شکافت حاصله از نوترون بشود. پنج نوکلئید شکافت پذیر وجود دارند که در حال حاضر در راکتورها بکار می روند. 232Th ، 233U ، 235U ، 238U ، 239Pu . برخی از این نوکلئیدها برای شکافت حاصله از نوترونهای حرارتی و برخی نیز برای شکافت حاصل از نوترونهای سریع می باشند. تفاوت بین سوخت یک خاصیت در دسته بندی راکتورها است. در کنار قابلیت شکافت ، سوخت بکار رفته در راکتور هسته ای باید بتواند نیازهای دیگری را نیز تامین کند. سوخت باید از نظر مکانیکی قوی ، از نظر شیمیایی پایدار و در مقابل تخریب تشعشعی مقاوم باشد، تا تحت تغییرات فیزیکی و شیمیایی محیط راکتور قرار نگیرد. هدایت حرارتی ماده باید بالا باشد بطوری که بتواند حرارت را خیلی راحت جابجا کند. همچنین امکان بدست آوردن ، ساخت راحت ، هزینه نسبتا پایین و خطرناک نبودن از نظر شیمیایی از دیگر فایده های سوخت است. غلاف سوخت راکتور سوختهای هسته ای مستقیما در داخل راکتور قرار داده نمی شوند، بلکه همواره بصورت پوشیده شده مورد استفاده قرار می گیرند. پوشش یا غلاف سوخت ، کند کننده و یا خنک کننده از آن جدا می سازد.
25

این امر از خوردگی سوخت محافظت کرده و از گسترش محصولات شکافت حاصل از سوخت پرتو دیده به محیط اطراف جلوگیری می کند. همچنین این غلاف می تواند پشتیبان ساختاری سوخت بوده و در انتقال حرارت به آن کمک کند. ماده غلاف همانند خود سوخت باید دارای خواص خوب حرارتی و مکانیکی بوده و از نظر شیمیایی نسبت به برهمکنش با سوخت و مواد محیط پایدار باشد. همچنین لازم است غلاف دارای سطح مقطع پایینی نسبت به بر همکنشهای هسته ای حاصل از نوترون بوده و در مقابل تشعشع مقاوم باشد. مواد کند کننده نوترون یک کند کننده ماده ای است که برای کند یا حرارتی کردن نوترونهای سریع بکار می رود. هسته هایی که دارای جرمی نزدیک به جرم نوترون هستند بهترین کند کننده می باشند. کند کننده برای آنکه بتواند در راکتور مورد استفاده قرار گیرد بایستی سطح مقطع جذبی پایینی نسبت به نوترون باشد. با توجه به خواص اشاره شده برای کند کننده ، چند ماده هستند که می توان از آنها استفاده کرد. هیدروژن ، دوتریم ، بریلیوم و کربن چند نمونه از کند کننده ها می باشند. از آنجا که بریلیوم سمی است، این ماده خیلی کم به عنوان کند کننده در راکتور مورد استفاده قرار می گیرد. همچنین ایزوتوپهای هیدروژن ، به شکل آب و آب سنگین و کربن ، به شکل گرافیت به عنوان مواد کند کننده استفاده می شوند. خنک کننده ها گرمای حاصله از شکافت در محیط راکتور یا باید از سوخت زدوده شود و یا در نهایت این گرما بقدری زیاد شود که میله های سوخت را ذوب کند. حرارتی که از سوخت گرفته می شود ممکن است در راکتور قدرت برای تولید برق بکار رود. از ویژگیهایی که ماده خنک کننده باید داشته باشد، هدایت حرارتی آن است تا اینکه بتواند در انتقال حرارت موثر باشد. همچنین پایداری شیمیایی و سطح مقطع جذب پایین تر از نوترون دو خاصیت عمده ماده خنک کننده است. نکته دیگری که باید به آن اشاره شود این است که این ماده نباید در اثر واکنشهای گاما دهنده رادیواکتیو شوند.
26

از مایعات و گازها به عنوان خنک کننده استفاده شده است، مانند گازهای دی اکسید کربن و هلیوم. هلیوم ایده آل است ولی پر هزینه بوده و تهیه مقادیر زیاد آن مشکل است. خنک کننده های مایع شامل آب ، آب سنگین و فلزات مایع هستند. از آنجا که برای جلوگیری از جوشیدن آب فشار زیادی لازم است خنک کننده ایده آلی نیست. مواد کنترل کننده شکافت برای دستیابی به فرآیند شکافت کنترل شده و یا متوقف کردن یک سیستم شکافت پس از شروع ، لازم است که موادی قابل دسترس باشند که بتوانند نوترونهای اضافی را جذب کنند. مواد جاذب نوترون بر خلاف مواد دیگر مورد استفاده در محیط راکتور باید سطح مقطع جذب بالایی نسبت به نوترون داشته باشند. مواد زیادی وجود دارند که سطح مقطع جذب آنها نسبت به نوترون بالاست، ولی ماده مورد استفاده باید دارای چند خاصیت مکانیکی و شیمیایی باشد که برای این کار مفید واقع شود. انواع راکتورها راکتورها بر حسب نوع فرآیند شکافت به راکتورهای حرارتی ، میانی (واسطه) ، بر حسب مصرف سوخت به راکتورهای سوزاننده ، مبدل و زاینده ، بر حسب نوع سوخت به راکتورهای اورانیوم طبیعی ، راکتورهای اورانیوم غنی شده با 235U (راکتور مخلوطی (Be) ، بر حسب خنک کننده به راکتورهای گاز (CO2مایع (آب ، فلز) ، بر حسب فاز سوخت کند کننده ها به راکتورهای همگن ، ناهمگن و بالاخره بر حسب کاربرد به راکتورهای قدرت ، تولید نوکلید و تحقیقاتی تقسیم می شوند. کاربردهای راکتورهای هسته ای راکتورها انواع مختلف دارند برخی از آنها در تحقیقات ، بعضی از آنها برای تولید رادیو ایزتوپهای پر انرژی برخی برای راندن کشتیها و برخی برای تولید برق بکار می روند. دوگروه اصلی راکتورهای هسته ای بر اساس تقسیم بندی کاربرد آنها. راکتورهای قدرت و راکتورهای تحقیقاتی هستند. راکتورهای قدرت مولد برق بوده و راکتورهای تحقیقاتی برای تحقیقات هسته ای پایه ، مطالعات کاربردی تجزیه ای و تولید ایزوتوپها مورد استفاده قرار می گیرند.
27

برق هسته ای
از مهمترین منابع استفاده صلح آمیز از انرژی اتمی ، ساخت راکتورهای هسته ای جهت تولید برق می باشد. راکتور هسته ای وسیله ای است که در آن فرآیند شکافت هسته ای بصورت کنترل شده انجام می گیرد. در طی این فرآیند انرژی زیاد آزاد می گردد به نحوی که مثلا در اثر شکافت نیم کیلوگرم اورانیوم انرژی معادل بیش از 1500 تن زغال سنگ بدست می آید. هم اکنون در سراسر جهان ، راکتورهای متعددی در حال کار وجود دارند که بسیاری از آنها برای تولید قدرت و به منظور تبدیل آن به انرژی الکتریکی ، پاره ای برای راندن کشتیها و زیردریائیها ، برخی برای تولید رادیو ایزوتوپوپها و تحقیقات علمی و گونه هایی نیز برای مقاصد آزمایشی و آموزشی مورد استفاده قرار می گیرند. در راکتورهای هسته ای که برای نیروگاههای اتمی طراحی شده اند (راکتورهای قدرت) ، اتمهای اورانیوم و پلوتونیم توسط نوترونها شکافته می شوند و انرژی آزاد شده گرمای لازم را برای تولید بخار ایجاد کرده و بخار حاصله برای چرخاندن توربینهای مولد برق بکار گرفته می شوند. انواع راکتور اتمی راکتورهای اتمی را معمولا برحسب خنک کننده ، کند کننده ، نوع و درجه غنای سوخت در آن طبقه بندی می کنند. معروفترین راکتورهای اتمی ، راکتورهایی هستند که از آب سبک به عنوان خنک کننده و کند کننده و اورانیوم غنی شده (2 تا 4 درصد 235U) به عنوان سوخت استفاده می کنند. این راکتورها عموما تحت عنوان راکتورهای آب سبک (LWR) شناخته می شوند. راکتورهای PWR ، BWR و WWER از این دسته اند. نوع دیگر ، راکتورهایی هستند که از گاز به عنوان خنک کننده ، گرافیت به عنوان کند کننده و اورانیوم طبیعی یا کم غنی شده به عنوان سوخت استفاده می کنند. این راکتورها به گاز – گرافیت معروفند. راکتورهای GCR ، AGR و HTGR از این نوع می باشند.
28

راکتور PHWR راکتوری است که از آب سنگین به عنوان کند کننده و خنک کننده و از اورانیوم طبیعی به عنوان سوخت استفاده می کند. نوع کانادایی این راکتور به CANDU موسوم بوده و از کارایی خوبی برخوردار می باشد. مابقی راکتورها مثل FBR راکتوری که از مخلوط اورانیوم و پلوتونیوم به عنوان سوخت و سدیم مایع به عنوان خنک کننده استفاده کرده و فاقد کند کننده می باشد) LWGR (راکتوری که از آب سبک به عنوان خنک کننده و از گرافیت به عنوان کند کننده استفاده می کند) از فراوانی کمتری برخوردار می باشند. در حال حاضر ، راکتورهای PWR و پس از آن به ترتیب PHWR ، WWER ،BWR فراوانترین راکتورهای قدرت در حال کار جهان می باشند. تاریخچه به لحاظ تاریخی اولین راکتور اتمی در آمریکا بوسیله شرکت وستینگهاوس و به منظور استفاده در زیر دریائیها ساخته شد. ساخت این راکتور پایه اصلی و استخوان بندی تکنولوژی فعلی نیروگاههای اتمی PWR را تشکیل داد. سپس شرکت جنرال الکتریک موفق به ساخت راکتورهایی از نوع BWR گردید. اما اولین راکتوری که اختصاصا جهت تولید برق طراحی شده ، توسط شوروی و در ژوئن 1954در آبنینسک نزدیک مسکو احداث گردید که بیشتر جنبه نمایشی داشت.
29

تولید الکتریسیته از راکتورهای اتمی در مقیاس صنعتی در سال 1956 در انگلستان آغاز گردید. تا سال 1965 روند ساخت نیروگاههای اتمی از رشد محدودی برخوردار بود، اما طی دو دهه 1966 تا 1985 جهش زیادی در ساخت نیروگاههای اتمی بوجود آمده است. این جهش طی سالهای 1972 تا 1976 که بطور متوسط هر سال 30 نیروگاه شروع به ساخت می کردند بسیار زیاد و قابل توجه است. یک دلیل آن شوک نفتی اوایل دهه 1970 می باشد که کشورهای مختلف را بر آن داشت تا جهت تامین انرژی مورد نیاز خود بطور زاید الوصفی به انرژی هسته ای روی آورند. پس از دوره جهش فوق یعنی از سال 1986 تا کنون روند ساخت نیروگاهها به شدت کاهش یافته ، بطوریکه بطور متوسط سالیانه 4 راکتور اتمی شروع به ساخت می شوند. سهم برق هسته ای در تولید برق کشورها کشورهای مختلف در تولید برق هسته ای روند گوناگونی داشته اند. به عنوان مثال کشور انگلستان که تا سال 1965 پیشرو در ساخت نیروگاه اتمی بود، پس از آن تاریخ ، ساخت نیروگاه اتمی در این کشور کاهش یافت، اما برعکس در آمریکا به اوج خود رسید. کشور آمریکا که تا اواخر دهه 1960 تنها 17 نیروگاه اتمی داشت، در طول دهه های 1970و 1980 بیش از 90 نیروگاه اتمی دیگر ساخت. این مسئله نشان دهنده افزایش شدید تقاضای انرژی در آمریکاست. هزینه تولید برق هسته ای در مقایسه با تولید برق از منابع دیگر انرژی در آمریکا کاملا قابل رقابت می باشد. هم اکنون فرانسه با داشتن سهم 75 درصدی برق هسته ای از کل تولید برق خود در صدر کشورهای جهان قرار دارد. پس از آن به ترتیب لیتوانی (73 درصد) ، بلژیک (57 درصد) ، بلغارستان و اسلواکی (47 درصد) و سوئد (48.6 درصد) می باشند. آمریکا نیز حدود 20 درصد از تولید برق خود را به برق هسته ای اختصاص داده است. گرچه ساخت نیروگاههای هسته ای و تولید برق هسته ای در جهان از رشد انفجاری اواخر دهه 1960 تا اواسط 1980 برخوردار نیست، اما کشورهای مختلف همچنان درصدد تامین انرژی مورد نیاز خود از طریق انرژی هسته ای می باشند.
30

طبق پیش بینیهای به عمل آمده روند استفاده از برق هسته ای تا دهه های آینده همچنان روند صعودی خواهد داشت. در این زمینه ، منطقه آسیا و اروپای شرقی به ترتیب مناطق اصلی جهان در ساخت نیروگاه هسته ای خواهند بود. در این راستا ، ژاپن با ساخت نیروگاههای اتمی با ظرفیت بیش از 25000 مگاوات در صدر کشورها قرار دارد. پس از آن چین ، کره جنوبی ، قزاقستان ، رومانی ، هند و روسیه جای دارند. استفاده از انرژی هسته ای در کشورهای کانادا ، آرژانتین ، فرانسه ، آلمان ، آفریقای جنوبی ، سوئیس و آمریکا تقریبا روند ثابتی را طی دو دهه آینده طی خواهد کرد. دیدگاههای اقتصادی و زیست محیطی برق هسته ای جمهوری اسلامی ایران در فرآیند توسعه پایدار خود به تکنولوژی هسته ای چه از لحاظ تامین نیرو و ایجاد جایگزینی مناسب در عرصه انرژی و چه از نظر دیگر بهره برداریهای صلح آمیز آن در زمینه های صنعت ، کشاورزی ، پزشکی و خدمات نیاز مبرم دارد که تحقق این رسالت مهم به عهده سازمان انرژی اتمی ایران می باشد. بدیهی است در زمینه کاربرد انرژی هسته ای به منظور تامین قسمتی از برق مورد نیاز کشور قیود و فاکتورهای بسیار مهمی از جمله مسائل اقتصادی و زیست محیطی مطرح می گردند. دیدگاه اقتصادی استفاده از برق هسته ای امروزه کشورهای بسیاری بویژه کشورهای اروپایی سهم قابل توجهی از برق مورد نیاز خود را از انرژی هسته ای تامین می نمایند. بطوری که آمار نشان می دهد از مجموع نیروگاههای هسته ای نصب شده جهت تامین برق در جهان به ترتیب 35 درصد به اروپای غربی ، 33 درصد به آمریکای شمالی ، 16.5 درصد به خاور دور ، 13درصد به اروپای شرقی و نهایتا فقط 0.74 درصد به آسیای میانه اختصاص دارد. بدون شک در توجیه ضرورت ایجاد تنوع در سیستم عرضه انرژی کشورهای مذکور ، انرژی هسته ای به عنوان یک گزینه مطمئن اقتصادی مطرح است.
31

بنابراین ابعاد اقتصادی جایگزینی نیروگاههای هسته ای با توجه به تحلیل هزینه تولید (قیمت تمام شده) برق در سیستمهای مختلف نیرو قابل تامل و بررسی است. از اینرو در اغلب کشورها ، نیروگاههای هسته ای با عملکرد مناسب اقتصادی خود از هر لحاظ با نیروگاههای سوخت فسیلی قابل رقابت می باشند. بهرحال طی چند دهه گذشته کاهش قیمت سوختهای فسیلی در بازارهای جهانی ، سبب افزایش هزینه های ساخت نیروگاههای هسته ای به دلیل تشدید مقررات و ضوابط ایمنی ، طولانیتر شدن مدت ساخت و بالاخره باعث ایجاد مشکلات تامین مالی لازم و بالا رفتن قیمت تمام شده هر واحد الکتریسیته در این نیروگاهها شده است. از یک طرف مشاهده می شود که طی این مدت حدود 40 درصد از هزینه های چرخه سوخت هسته ای کاهش یافته است و از سویی دیگر با توجه به پیشرفتهای فنی و تکنولوژی حاصل از طرحهای استاندارد و برنامه ریزیهای دقیق به منظور تامین سرمایه اولیه مورد نیاز مطمئن و به هنگام احداث چند واحد در یک سایت برای صرفه جوییهای ناشی از مقیاس مربوط به تاسیسات و تسهیلات مشترک مورد نیاز در هر نیروگاه ، همچنان مزیت نیروگاههای اتمی از دیدگاه اقتصادی نسبت به نیروگاههای با سوخت فسیلی در اغلب کشورها حفظ شده است. دیدگاه زیست محیطی استفاده از برق هسته ای افزایش روند روزافزون مصرف سوختهای فسیلی طی دو دهه اخیر و ایجاد انواع آلاینده های خطرناک و سمی و انتشار آن در محیط زیست انسان ، نگرانیهای جدی و مهمی برای بشر در حال و آینده به دنبال دارد. بدیهی است که این روند به دلیل اثرات مخرب و مرگبار آن در آینده تداوم چندانی نخواهد داشت. از اینرو به جهت افزایش خطرات و نگرانیها تدریجی در مورد اثرات مخرب انتشار گازهای گلخانه ای ناشی از کاربرد فرآیند انرژیهای فسیلی ، واضح است که از کاربرد انرژی هسته ای بعنوان یکی از رهیافتهای زیست محیطی برای مقابله با افزایش دمای کره زمین و کاهش آلودگی محیط زیست یاد می شود.
32

همچنانکه آمار نشان می دهد، در حال حاضر نیروگاههای هسته ای جهان با ظرفیت نصب شده فعلی توانسته اند سالانه از انتشار 8 درصد از گازهای دی اکسید کربن در فضا جلوگیری کنند که در این راستا تقریبا مشابه نقش نیروگاههای آبی عمل کرده اند. چنانچه ظرفیتهای در دست بهره برداری فعلی تولید برق نیروگاههای هسته ای ، از طریق نیروگاههای با خوراک ذغال سنگ تامین می شد، سالانه بالغ بر 1800 میلیون تن دی اکسید کربن ، چندین میلیون تن گازهای خطرناک دی اکسید گوگرد و نیتروژن ، حدود 70 میلیون تن خاکستر و معادل 90 هزار تن فلزات سنگین در فضا و محیط زیست انسان منتشر می شد که مضرات آن غیرقابل انکار است. لذا در صورت رفع موانع و مسایل سیاسی مربوط به گسترش انرژی هسته ای در جهان بویژه در کشورهای در حال توسعه و جهان سوم ، این انرژی در دهه های آینده نقش مهمی در کاهش آلودگی و انتشار گازهای گلخانه ای ایفا خواهد نمود. در حالیکه آلودگیهای ناشی از نیروگاههای فسیلی سبب وقوع حوادث و مشکلات بسیار زیاد بر محیط زیست و انسانها می شود، سوخت هسته ای گازهای سمی و مضر تولید نمی کند و مشکل زباله های اتمی نیز تا حد قابل قبولی رفع شده است، چرا که در مورد مسایل پسمانداری با توجه به کم بودن حجم زباله های هسته ای و پیشرفتهای علوم هسته ای بدست آمده در این زمینه در دفن نهایی این زباله ها در صخره های عمیق زیرزمینی با توجه به حفاظت و استتار ایمنی کامل ، مشکلات موجود تا حدود زیادی از نظر فنی حل شده است و طبیعتا در مورد کشور ما نیز تا زمان لازم برای دفع نهایی پسماندهای هسته ای ، مسائل اجتماعی باقیمانده از نظر تکنولوژیکی کاملا مرتفع خواهد شد.
33

از سوی دیگر بنظر می رسد که بیشترین اعتراضات و مخالفت ها در زمینه استفاده از انرژی اتمی بخاطر وقوع حوادث و انفجارات در برخی از نیروگاههای هسته ای نظیر حادثه اخیر در نیروگاه چرنوبیل می باشد، این در حالی است که براساس مطالعات بعمل آمده احتمال وقوع حوادثی که منجر به مرگ عده ای زیاد بشود نظیر تصادف هوایی ، شکسته شدن سدها ، انفجارات زلزله ، طوفان ، سقوط سنگهای آسمانی و غیره ، بسیار بیشتر از وقایعی است که نیروگاههای اتمی می توانند باعث گردند. به هر حال در مورد مزایای نیروگاههای هسته ای در مقایسه با نیروگاههای فسیلی صرفنظر از مسایل اقتصادی علاوه بر اندک بودن زباله های آن می توان به تمیزتر بودن نیروگاههای هسته ای و عدم آلایندگی محیط زیست به آلاینده های خطرناکی نظیر SO2 ، NO2 ، CO ، CO2 پیشرفت تکنولوژی و استفاده هرچه بیشتر از این علم جدید ، افزایش کارایی و کاربرد تکنولوژی هسته ای در سایر زمینه های صلح آمیز در کنار نیروگاههای هسته ای اشاره نمود. مقایسه هزینه های اجتماعی تولید برق در نیروگاههای فسیلی و اتمی در مجموع ارزیابیهای اقتصادی و مطالعات بعمل آمده در مورد مقایسه هزینه تولید (قیمت تمام شده) برق در نیروگاههای رایج فسیلی کشور و نیروگاه اتمی نشان می دهد که قیمت این دو نوع منبع انرژی صرفنظر از هزینه های اجتماعی ، تقریبا نزدیک به هم و قابل رقابت با یکدگر هستند. چنانچه قیمت مصرف انرژیهای فسیلی برای نیروگاههای کشور برمبنای قیمتهای متعارف بین المللی منظور شوند و همچنین در شرایطی که نرخ تسعیر هر دلار در کشور 8000 ریال تعیین گردد، هزینه تولید (قیمت تمام شده) هر کیلووات ساعت برق در نیروگاههای فسیلی و اتمی بشرح زیر می باشد.
34

در تازه ترین مطالعه ای که برای تعیین هزینه های اجتماعی نیروگاههای هسته ای در 5 کشور اروپایی بلژیک ، آلمان ، فرانسه ، هلند و انگلستان صورت گرفته است، میزان هزینه های اجتماعی ناشی از نیروگاههای هسته ای در مقایسه با نیروگاههای فسیلی بسیار پائین است. در این مطالعه هزینه های خارجی هر کیلووات ساعت برق تولیدی در نیروگاههای هسته ای در حدود 0.39 سنت( معادل 31.2 ریال) برآورده شده است. بنابراین در صورتیکه هزینه های اجتماعی تولید برق را در ارزیابیهای اقتصادی نیروگاههای فسیلی و هسته ای منظور نمائیم قطعا قیمت تمام شده هر کیلووات ساعت برق در نیروگاه هسته ای نسبت به فسیلی بطور قابل ملاحظه ای کاهش خواهد یافت. به هر حال نیروگاههای فسیلی و هسته ای هر کدام دارای مزایا و معایب خاص خود می باشند و ایجاد هر یک متناسب با مقتضیات زمانی و مکانی هر کشور خواهد بود و انتخاب نهایی و تصمیم گیری در این زمینه می بایست با توجه به فاکتورهایی از قبیل عوامل تکنولوژیکی ، ارزشی ، سیاسی ، اقتصادی و زیست محیطی تواما اتخاذ گردد. قدر مسلم ایجاد تنوع در سیستم عرضه و تامین انرژی از استراتژیهای بسیار مهم در زمینه توسعه سیستم پایدار انرژی در هر کشور محسوب می شود. در این راستا با توجه به بررسیهای صورت گرفته ، شورای انرژی اتمی کشور مصمم به ایجاد نیروگاههای اتمی به ظرفیت کل 6000 مگاوات در سیستم عرضه انرژی کشور تا سال 1400 هجری شمسی می باشد. چشم انداز سایر دیدگاههای اقتصادی در مورد آینده انرژی هسته ای حاکی از آن است که براساس تحلیل سطح تقاضا و منابع عرضه انرژی در جهان ، توجه به توسعه تکنولوژیهای موجود و حقایقی نظیر روند تهی شدن منابع فسیلی در دهه های آینده، مزیتهای زیست محیطی انرژی اتمی و همچنین استناد به آمار و عملکرد اقتصادی و ضریب بالای ایمنی نیروگاههای هسته ای، مضرات کمتر چرخه سوخت هسته ای نسبت به سایر گزینه های سوخت و پیشرفتهای حاصله در زمینه نیروگاههای زاینده و مهار انرژی گداخت هسته ای در طول نیم قرن آینده، بدون تردید انرژی هسته ای یکی از حاملهای قابل دسترس و مطمئن انرژی جهان در هزاره سوم میلادی به شمار می رود.
35

در این راستا شورای جهانی انرژی تا سال 2020 میلادی میزان افزایش عرضه انرژی هسته ای را نسبت به سطح فعلی حدود 2 برابر پیش بینی می نماید. با توجه به شرایط موجود چنانچه از لحاظ اقتصادی هزینه های فرصتی فروش نفت و گاز را با قیمتهای متعارف بین المللی در محاسبات هزینه تولید (قیمت تمام شده) برای هر کیلووات برق تولیدی منظور نمائیم و همچنین تورم و افزایش احتمالی قیمتهای این حاملها (بویژه طی مدت اخیر) را براساس روند تدریجی به اتمام رسیدن منابع ذخایر نفت و گاز جهانی مد نظر قرار دهیم، یقینا در بین گزینه های انرژی موجود در جمهوری اسلامی ایران ، استفاده از حامل انرژی هسته ای نزدیکترین فاصله ممکن را با قیمت تمام شده برق در نیروگاههای فسیلی خواهد داشت. راکتورهای با نوترون سریع ، راکتورهای زاینده یک راکتور هسته ای گرمایی تولید می کند که منشا آن در شکافت دو هسته قابل شکافت 235U یا 239Pu قرار دارد. تنها ماده موجود قابل شکافت در طبیعت ، 235U است که 1.140 اورانیوم طبیعی را تشکیل می دهد و بقیه اساسا 238U غیر شکافتی است. هر شکافت اتم اورانیوم در اثر یک نوترون ، 2 تا 3 نوترون با انرژی بالا (بطور متوسط 2 Mev) یعنی نوترونهای سریع (20000Km/s) را تولید می کند. این نوترونها به نوبه خود می توانند با سایر هسته های اورانیوم شکافت انجام دهند که نوترونهای گسیل شده شکافت های دیگری را تولید می کنند و به این ترتیب واکنش زنجیره ای ایجاد می شود. اگر قطعه ماده قابل شکافت به حد کافی بزرگ باشد، تولید نوترونها تقویت شده و سبب انفجار می شود: این اساس بمب اتمی است.
36

در یک راکتور هسته ای یک عده پدیده های دیگر را برای انجام واکنش مورد نظر قرار می دهند: تعدادی از نوترونها در اورانیوم بویژه در 238U بدون تولید شکافت ، تعدادی دیگر توسط مواد ساختاری جذب می شوند و بالاخره عده دیگری به بیرون مغز راکتور فرار می کنند و ناپدید می شوند. شرایط ایجاد شکافت زنجیری یک راکتور فقط با یک حجم معین که کمترین ماده قابل شکافت را داشته باشد، می تواند کار کند: کمترین مقدار ماده قابل شکافت را جرم بحرانی می نامند. در یک قطعه اورانیوم طبیعی ، هر چه قدر بزرگ هم باشد، واکنش زنجیره ای غیر ممکن است: مقدار ماده قابل شکافت (235U) بسیار کم است و اکثریت نوترونهای جذب شده با 238U تلف می شوند. بنابراین باید بطور مصنوعی شکافتها را در مقابل جذبهای بدون شکافت در شرایط مساعدی قرار داد. دو راه امکان پذیر است: یا بطور قابل ملاحظه ای مقدار ماده قابل شکافت را افزایش می دهند (اورانیوم را با 235U غنی کرد یا به آن 239Pu افزود)، یا انرژی نوترونها را توسط کند کننده کاهش می دهند و آن نقش 235U را (مقطع شکافت 235U) در مقابل 2358U (مقطع جذب 238U) تقویت می کند. به این ترتیب دو دسته راکتور شکل می گیرند. انواع راکتور شکافتی از یک طرف راکتورهایی که بطور مستقیم نوترونهایی با انرژی زیاد ناشی از شکافت را مورد استفاده قرار می دهد و این راکتورها به راکتورهای با نوترونهای سریع معروفند که ماده قابل احتراق آنها شامل یک نسبت زیادی از ماده شکافتی (در راکتورهای بزرگ 15%) است، از طرف دیگر راکتورهایی که کند کننده ها را مورد استفاده قرار می دهند (راکتورهای با نوترونهای حرارتی) و ماده قابل احتراق آن می تواند اورانیوم طبیعی باشد. لازم به یادآوری است که در راکتورهای با نوترونهای حرارتی نمی توان اورانیوم طبیعی را مورد استفاده قرار داد، مگر آنکه مواد ساختاری و سیال خنک کننده که گرمای تولیدی را برای راه اندازی توربین آلترناتور انتقال می دهد، جذبهای اتلافی بسیار زیادی را سبب نشوند.
37

در بسیاری از راکتورهای حرارتی نوع ماده ساختاری و سیال خنک کننده ، یک غشای سبک (در حدود 3 درصد) از ماده قابل احتراق را الزام می دارد. ساختمان راکتور از مجموعه ای از یاخته های بنیادی که از مدادهای دراز یا سوزنهای ماده قابل احتراق تشکیل می شوند که سطح آنها توسط یک سیال خنک کننده پوشیده می شود. اگر راکتور با نوترون حرارتی باشد، این یاخته ها در داخل کند کننده بطور منظم توزیع می شوند و در راکتور با نوترون سریع کند کننده وجود ندارد. این مجموعه ، مغز راکتور را تشکیل می دهد و توسط بازتاب کننده ای احاطه می شود که فرار نوترونها را محدود می کند و یک محافظ بیولوژیکی (بتن) در مقابل تشعشعات دارد. در مورد راکتورهای با نوترونهای سریع منطقه ای به نام غلاف و بطور مستقیم واقع در اطراف مغز ، تولید تازه را امکان پذیر می سازد. قسمت اساسی یک راکتور با نوترون حرارتی (مغز) از عناصر قابل احتراق تشکیل می شود که توسط یک سیال مخصوصی که بطور منظم در کند کننده قرار دارد، سرد می شود. ماده قابل احتراق شامل ماده شکافتی (معمولا اکسید اورانیوم کم و بیش غنی شده در ایزوتوپ 235) اغلب به صورت مدادهایی (به قطر حدود 10 تا 12 میلی متر و به 3.5 متر در یک راکتور بزرگ) در یک غلاف فلزی قرار داده می شود. سیال خنک کننده ممکن است آب معمولی ، آب سنگین یا یک گاز باشد. کند کننده آب معمولی ، آب سنگین یا گرافیت است. مغز راکتور با یک بازتاب کننده احاطه می شود که از همان ماده کند کننده تشکل می شود و فرار نوترونها را به حداقل می رساند، مجموعه در یک پوشش ضخیم بتونی قرار می گیرد تا در مقابل تشعشعات ، یک حفاظ بیولوژیکی باشد. در یک راکتور با نوترونهای سریع همان تشکیل دهنده های اساسی به استثنای کند کننده وجود دارد.
38

ماده قابل احتراق از پلوتونیم که به صورت اکسید مخلوط PUO2 – UO2 است. سوزنهای ظریف ماده قابل احتراق (به قطر 6 تا 8 میلیمتر و به طول 0.5 تا یک متر) با فولاد زنگ نزن پوشانده شده و توسط سدیم مذاب سرد می شوند. سایر سوزنها به نام غلاف ، شامل اکسید UO2 ، مغز را احاطه می کنند. آنها تولید تازه را بر اثر تبدیل 238U به 238 Pu سبب می شوند. بازتاب کننده معمولا از قطعات فولادی تشکیل می شود. مورد خاص راکتورهای زاینده نوعی از این راکتورها با مقدار زیادی از سدیم مایع خنک می شوند (مانند راکتور سوپرفنیکس که در مدار اولیه آن 1500 تن و در مدار ثانویه 3500 تن سدیم در نظر گرفته شده است). ظرفیت گرمای سدیم زیاد است و در صورت نبودن مصرف ، دمای مغز راکتور بیش از چند درجه در ساعت افزایش نمی یابد و آن خطر گرمی فزونی کلی را از بین می برد و به راکتور زمان توقف بیشتری می دهد. به هنگام کار راکتور ، دمای سدیم در حدود C 400 است و از دمای جوش آن ((c 880 خیلی دور است. بنابراین ، سدیم در ذخیره گرما برای کوتاه مدت نقش بسیار موثری دارد. زیرا در ذخیره گرما با وجود این سدیم دارای خطراتی است و احتیاطهای ویژه ای را الزام می دارد و در تاسیسات کلاسیکی از آن استفاده نمی شود.
39

شکافت هسته ای
اگر نوترون منفردی به یک قطعه ایزوتوپ 235U نفوذ کند، در اثر برخورد به هسته اتم 235U ، اورانیوم به دو قسمت شکسته می شود که اصطلاحا شکافت هسته ای نامیده می شود. در واکنشهای شکافت هسته ای مقادیر زیادی نیز انرژی آزاد می گردد (در حدود 200Mev)، اما مسئله مهمتر اینکه نتیجه شکستن هسته 235 U ، آزادی دو نوترون است که می تواند دو هسته دیگر را شکسته و چهار نوترون را بوجود آورد. این چهار نوترون نیز چهار هسته 235U را می شکند. چهار هسته شکسته شده تولید هشت نوترون می کنند که قادر به شکستن همین تعداد هسته اورانیوم می باشند. سپس شکست هسته ای و آزاد شدن نوترونها بصورت زنجیروار به سرعت تکثیر و توسعه می یابد. در هر دوره تعداد نوترونها دو برابر می شود، در یک لحظه واکنش زنجیری خود بخودی شکست هسته ای شروع می گردد. در واکنشهای کنترل شده هسته ای تعداد شکست در واحد زمان و نیز مقدار انرژی بتدریج افزایش یافته و پس از رسیدن به مقداری دلخواه ثابت نگهداشته می شود. انرژی شکافت هسته ای کشف انرژی هسته ای در جریان جنگ جهانی دوم صورت گرفت و اکنون برای شبکه برق بسیاری از کشورها هزاران کیلو وات تهیه می کند (نیروگاه هسته ای). بحران انرژی بر اثر بالارفتن قیمت نفت در سال 1973 استفاده از انرژی شکافت هسته ای بیشتر وارد صحنه کرد. در حال حاضر ممالک اروپایی انرژی هسته ای را تنها انرژی می داند. که می تواند در اکثر موارد جایگزین نفت شود. استفاده از انرژی شکافت هسته ای که بر روی یک ماده قابل احتراق کانی که بصورت محدود پایه گذاری می شود. برای سایر کشورها خطرات بسیار دارد در حال حاضر تولید الکتریسته با استفاده از شکافت هسته ای کنترل شده به میزان زیادی توسعه یافته و مورد قبول واقع شده است. تولید انرژی هسته ای در کشورهای توسعه یافته بخش مهمی از طرح انرژی ملی را تشکیل می دهد. انرژی بستگی هسته ای می توان تصور کرد که جرم هسته ، M ، با جمع کردن Z (تعداد پروتونها) ضربدر جرم پروتون و N تعداد نوترونها ضربدر جرم نوترون بدست می آید. M = ZMp + NMn از طرف دیگر M همیشه کمتر از مجموع جرمهای تشکیل دهنده های منزوی هسته است.
40

این اختلاف به توسط فرمول انیشتین توضیح داده می شود که رابطه بین جرم و انرژی هم ارزی جرم و انرژی را برقرار می سازد. اگر یک دستگاه مادی دارای جرم باشد در این صورت دارای انرژی کلی E است. E = M C2 که در آن C سرعت نور در خلا و M جرم کل هسته مرکب از نوکلئونها و E مقدار انرژیی است که در اثر فروپاشی جرم M تولید می شود. بنابر این اصول انرژی هسته ای بر آزاد سازی انرژی پیوندی هسته استوار است. هر سیستمی که دارای انرژی پیوندی بیشتر باشد پایدار می باشد. در واقع جرم مفقود شده در واکنشهای هسته ای طبق فرمول E = M C2 به انرژی تبدیل می شود. پس انرژی بستگی اختلاف جرم هسته و جرم نوکلئونهای تشکیل دهنده آن است، که معرف کاری است که باید انجام شود تا نوکلئونها از هم جدا شوند. مواد شکافتنی مواد ناپایدار برای اینکه به پایداری برسند، انرژی گسیل می کنند تا به حالت پایدار برسد. معمولا عناصری شکافت پذیر هستند که جرم اتمی آنها بالای 150 باشد ،235U و 238U در معادن یافت می شود. 99.3 درصد اورانیوم معادن 238U می باشد و تنها 7% آن 235U می باشد. از طرفی 235 U با نوترونهای کند پیشرو واکنش نشان می دهد. 238Uتنها با نوترونهای تند کار می کند، البته خوب جواب نمی دهد. بنابر این در صنعت در نیروگاههای هسته ای 235U به عنوان سوخت محسوب می شود. ولی به دلایل اینکه در طبیعت کم یافت می شود. بایستی غنی سازی اورانیوم شود، یعنی اینکه از 7 درصد به 1 الی 3 درصد برسانند. شکافت 235U در این واکنش هسته ای وقتی نوترون کند بر روی 235U برخورد می کند به 236 U تحریک شده تبدیل می شود. نهایتا تبدیل به باریوم و کریپتون و 3 تا نوترون تند و 177 Mev انرژی آزاد می شود. پس در واکنش اخیر به ازای هر نوکلئون حدود 1 Mev انرژی آزاد می شود. در واکنشهای شیمیایی مثل انفجار به ازای هر مولکول حدود 30 Mev انرژی ایجاد می شود. لازم به ذکر است در راکتورهای هسته ای که با نوترون کار می کند، طبق واکنشهای به عمل آمده 2 الی3 نوترون سریع تولید می شود. حتما این نوترونهای سریع باید کند شوند.
41

2-10- رآکتور هسته ای و کارکرد آن
واکنشگاه هسته ای یا «رآکتور اتمی» دستگاهی برای انجام دادن واکنشهای هسته ای به صورت تنظیم شده و تحت نظارت است. این دستگاه در اندازه های آزمایشگاهی، برای تولید ایزوتوپهای ویژه مواد پرتوزا (رادیواکتیو) و همین طور پرتو – داروها برای مصارف پزشکی و آزمایشگاهی؛ و در اندازه های صنعتی برای تولید برق ساخته می شود. واکنشهای هسته ای به دو صورت «شکافت» و «همجوشی»، بسته به نوع مواد پرتوزای استفاده شده، انجام می گیرد. واکنشگاه ها – بسته به اینکه چه نوع کاربردی داشته باشند – از یکی از این دو نوع واکنش بهره می گیرند. در واکنشگاه، دو میله ماده پرتوزا – یکی به عنوان سوخت و دیگری به عنوان آغازگر – به کار می رود. میزان این دو ماده – بسته به نوع واکنش و اندازه واکنشگاه و نوع فراورده نهایی – بدقت محاسبه و بررسی می شود. در واکنشگاه هسته ای، همیشه دو عنصر پرتوزا به یک یا چند عنصر پرتوزای دیگر تبدیل می شوند که این عناصر به دست آمده یا مورد مصرف صنعتی یا پزشکی دارند یا به صورت پسماند هسته ای نابود می شوند. حاصل این فرایند مقادیر زیادی انرژی است که به صورت امواج اتمی و الکترومغناطیس آزاد می شود. این امواج شامل ذرات نوترینو، آلفا، بتا، پرتو گاما، امواج نوری، فروسرخ، است که باید به طور کامل بررسی شوند. امواج آلفا و بتا و گامای تولیدی از واکنش هسته ای به عنوان محرک برای ایجاد واکنشهای هسته ای دیگر، در رآکتورهای مجاور، برای تولید ایزوتوپهای ویژه به کار می رود. انرژی گرمایشی حاصل از این واکنش و تبدیل این عناصر پرتوزا در واکنشگاه های صنعتی برای تولید بخار آب و تولید برق به کار می رود. برای نمونه، انرژی حاصل از واکنش یک گرم اورانیوم معادل انرژی گرمایشی یک میلیون لیتر نفت خام است. قابل تصور است که این میزان انرژی با توجه به سطح پایداری ماده پرتوزا در واکنشهای هسته ای تا چه میزان مقرون به صرفه خواهد بود. با این حال، مشکلات استخراج و آماده سازی و نگهداری و ترابری مواد پرتوزای به کار رفته در واکنشگاه های تولید برق و دشواریهای زیست بومی که این واکنشگاهها ایجاد می کنند باعث افزایش نیافتن گرایش بشر به تولید برق از طریق این انرژی شده است. باید توجه داشت که میزان تابش در اطراف واکنشگاه های هسته ای به اندازه ای بالاست که امکان زیست برای موجودات زنده در پیرامون واکنشگاه ها وجود ندارد. به همین علت، برای هر یک از رآکتورهای هسته ای پوششهای بسیار ضخیمی از بتون همراه با فلزات سنگین برای جلوگیری از نشت امواج الکترومغناطیس به بیرون ساخته می شود. مشکلاتی که نشت مواد پرتوزا از واکنشگاه نیروگاه اتمی «چرنوبیل» در دهه ۸۰ میلادی به وجود آورد خود گواهی بر این مدعاست.
42

2-11-کاربرد تابشهای پرتوزا
بسیاری از محصولات تولیدی واکنش شکافت هسته ای بشدت ناپایدارند و در نتیجه، قلب رآکتور محتوی مقادیر زیادی نوترون پرانرژی، پرتوهای گاما، ذرات بتا، همچنین ذرات دیگر است. هر جسمی که در رآکتور گذاشته شود تحت بمباران این همه تابشهای متنوع قرار می گیرد. یکی از موارد استعمال تابش رآکتور تولید پلوتونیوم ۲۳۹ است . این ایزوتوپ نیمه عمری در حدود ۲۴۰۰۰ سال دارد و به مقدار کمی در زمین یافت می شود. پلوتونیوم ۲۳۹ از لحاظ کارایی شکافت خاصیتی مشابه اورانیوم دارد. برای تولید پلوتونیوم ۲۳۹، ابتدا اورانیوم ۲۳۸ را در قلب رآکتور قرار می دهند که در نتیجه واکنشهایی که صورت می گیرد اورانیوم ۲۳۹ به وجود می آید. اورانیوم ۲۳۹ ایزوتوپی ناپایدار است که با نیمه عمری در حدود ۲۴ دقیقه، از طریق گسیل ذره بتا، به نپتونیوم ۲۳۹ تبدیل می شود. نپتونیوم ۲۳۹ نیز با نیمه عمر ۲/۴ روز و گسیل ذره بتا واپاشیده و به محصول نهایی یعنی پلوتونیوم ۲۳۹ تبدیل می شود. در این حالت، پلوتونیوم ۲۳۹ همچنان با مقادیری اورانیوم ۲۳۸ آمیخته است؛ اما این آمیزه چون از دو عنصر مختلف تشکیل شده است، بروش شیمیایی مناسب جدا سازی است. امروزه، با استفاده از تابش رآکتور، صدها ایزوتوپ مفید می توان تولید کرد که بسیاری از این ایزوتو های مصنوعی را در پزشکی به کار می برند. آثار زیانبار انفجارهای اتمی و پرتوهای ناشی از آن باعث آلودگی آبهای زیرزمینی و زمینهای کشاورزی و حتی محصولات کشاورزی می شود؛ ولی با همه این مضرات، اورانیوم عنصری است ارزشمند، زیرا در کنار همه سوء استفاده ها می توان از آن به بهترین نحو و مطابق با معیارهای بشردوستانه استفاده کرد. فراموش نکنید که از اورانیوم و پلوتونیوم می توان استفاده های صلح آمیز نیز داشت؛ زیرا از انرژی یک کیلوگرم اورانیوم ۲۳۵ می توان چهل هزار کیلووات ساعت الکتریسیته تولید کرد که معادل مصرف ده تن زغال سنگ یا ۵۰۰۰۰ گالن نفت است.
43

2-12- آشنایی با اجزای رآکتورهای هسته ای
در حالى که تولید انرژى با استفاده از سوختهاى فسیلى در جهان روز بروز گرانتر مى شود، برق هسته اى که در نیروگاههاى هسته اى و با استفاده از واکنش شکافت هسته اى تولید مى شود منبع بسیار خوبى براى تولید انرژى و جایگزینى آن با برق فسیلى به شمار مى رود. تولید برق به روش هسته اى – ضمن آنکه پایان ناپذیر است – گازهاى گلخانه اى هم تولید نمى کند. تنها مشکل آن زباله هاى هسته اى است که در صورتى که از آنها درست محافظت کنیم، عملاً هیچ ضررى براى محیط زیست ندارد.
رآکتورهاى شکافت:
بر اثر شکافت هسته هاى سنگین مثل اورانیوم و تبدیل آن به هسته هاى سبکتر و پرتوهای آلفا یا بتا و نوترون، مقدارى انرژى جنبشى هم آزاد مى شود. اگر جرم محصولات شکافت را از جرم ماده ابتدایی کم کنیم، مقدار ناچیزى باقى مى ماند. این مقدار ناچیز طبق معادله معروف «اینشتین»، E=mc2، تبدیل به انرژى جنبشى مى شود. گرماى تولید شده با شکافت در قلب رآکتور با میله هایى تنظیم مى شود. نوترونها تحریک کننده شکافت اند. با قرار دادن جذب کننده هاى نوترونى بین اورانیوم مى توان میزان فرایند شکافت و سرعت آن و در نتیجه شدت گرماى تولید شده را مهار کرد. گرماى حاصل با آب به بیرون از رآکتور منتقل مى شود. دماى آب درون چرخه تحت فشار گاهى به چندین برابر نقطه جوش مى رسد. در بیرون از رآکتور، این گرما آب موجود در منبع دیگر را بخار مى کند و بخار آب تولید شده با انرژى زیادى که دارد توربینهاى بخار را به حرکت در مى آورد و برق تولید مى شود.
44

قلب رآکتور:
فرایند شکافت معمولاً نوترونهاى سریع تولید مى کند؛ اما براى اینکه هسته اورانیوم شکافته شود، به نوترون کند نیاز است. براى این کار، از کندکننده هاى نوترونى استفاده مى شود. گرافیت و آب سنگین توان این کار را دارند.
واکنش زنجیره اى:
هر نوترون کند اورانیوم را مى شکافد؛ حاصل علاوه بر هسته هاى کوچکتر تعدادى نوترون است که خود هسته هاى اورانیوم دیگر را مى شکافد. به این فرایند واکنش زنجیره اى مى گویند که اساس کار رآکتور است.
45

2-13- نخستین رآکتورهاى هسته اى:
فرمى و زیلارد نخستین کسانى بودند که توانستند واکنش زنجیره اى کاملی را در رآکتوری هسته اى انجام دهند. آنها در دهه ۱۹۴۰ که روى طرح ساخت بمب هسته اى براى ایالات متحده (منهتن) کار مى کردند در دانشگاه شیکاگو و در آزمایشگاهشان این کار را انجام دادند؛ اما در سال ۱۹۵۵ که اندیشه اقتصادى شدن انرژى هسته اى رواج یافت، آنها این کشف را در اداره اختراعات و اکتشافات ایالات متحده ثبت کردند.
اانواع رآکتورها:
رآکتورها از لحاظ سرعت عملشان به دو دسته تقسیم مى شوند:
1 ـ رآکتورهاى گرمایى: که سرعت کمى دارند و فرایند شکافت و تولید گرما در آنها به آرامى انجام مى شود. بیشتر این رآکتورها استفاده صلح آمیز دارند.
۲- رآکتورهاى سریع: هدف اصلى این رآکتورها تولید سوخت لازم براى سلاحهاى هسته اى است. پلوتونیوم و اورانیوم ۲۳۵ از محصولات این رآکتورهاست
46

راکتورهای هسته ای
شکافت هسته ای اتم اورانیم 235 در واقع در اثر نفوذ یک نوترون حرارتی به درون هسته یک اتم سنگین است که باعث شکافت آن به دوپاره از هسته های جدید و سبکتر می گردد. در ضمن در عمل شکافت به طور متوسط 2-3 نوترون ایجاد شده و مقداری انرژی تابشی گاما آزاد می گردد. انرژی سینتیک محصولات شکافت و نوترون ها به مواد اطراف خود از طریق برخورد و جذب پرتو به تولید گرما منجر خواهد شد. انرژی آزاد شده از هر شکافت حدود 11-10*3.2 ژول است در حالیکه تولید انرژی از منابع متعارف سوخت فسیلی که حاصل تشکیل یک مولکول دی اکسید کربن هست حدود 19-10*6.7 می باشد. نوکلوییدهای غیر قابل شکافت هم در طی فرآیندهای بالا با دریافت و یا برخورد با یک نوترون با ایزوتوپ هایی به تعداد نوترون بالاتر تبدیل خواهد شد. بدین ترتیب رادیو نوکلوئید های جدیدی خواهیم داشت که در میان آنها پاره های شکافت مواد شکافت پذیر جدیدی مثل اورانیم235، پلوتونیم 239 وجود داشته و پلوتونیم 241 نیز به طور مصنوعی می تواند زایش پیدا کند. این فرآیندهای فیزیکی در راکتورهای هسته ای اتفاق می افتد. درون میله های سوخت فرآیندهای شکافت و زایش در اثر واکنش زنجیره ای صورت می گیرد و واکنش با تولید نوترون به طور دائم ادامه می یابد.
47

راکتورهای هسته برای اهداف فراوانی طراحی و ساخته می شوند که بعضی از آنها عبارتند از: – راکتورهای تولید حرارت و برق – راکتورهای کِشنده – راکتورهای تحقیقاتی – راکتورهای تولید پلوتونیم – راکتورهای اختصاصی برای مقاصدی همچون ساخت زیردریایی، فضا پیما، آب شیرین کن و… ساختار عمومی راکتورهای هسته ای: بخش مرکزی راکتور هسته ای جدا از آزمایشگاه ها، بخش های جانبی و خدماتی آن از یک ساختمان ویژه ای تشکیل شده است که ویژگی آن نه فقط به دلیل جادادن وسایل خاص راکتور، بلکه به لحاظ استحکام، ویژگی مصالح ساختمانی، ایزوله یا منزوی بودن از محیط زیست، مقاومت در مقابل زلزله، خوردگی و دسترسی به سرویس های مخصوص کاملاً استثنایی است. یک راکتور هسته ای جدا از سازه های ساختمانی به طور کلی از قسمت های زیر تشکیل شده است: 1 ـ مجموعه های سوخت 2 ـ کند کننده ها 3 ـ خنک کننده ها 4 ـ سیستم های ایمنی 5 ـ میله های کنترل 6 ـ حفاظ های مختلف
48

در اینجا به بحث مختصری درباره ی هرکدام از این قسمت ها پرداخته می شود: 1 ـ مجموعه های سوخت سوخت یک راکتور هسته ای را ممکن است شامل آنچه که در قلب راکتور به عنوان سوخت وجود دارد در نظر گرفت. به عبارت واقعی تر سوخت راکتور در چندین مجموعه سوخت و هر مجموعه متشکل از چندین میله سوخت و هر میله شامل تعداد معینی از قرص ها یا حبه های مواد شکافت پذیر هسته ای مثل اورانیم و یا در بعضی موارد پلوتونیم می باشد. میله های سوخت در راکتور به صورت صفحه ای(Plate) و غنای اورانیم 235 تا 95 درصد می رسد. هرمیله ی سوخت از غلاف زیر کالوی و شامل قطعاتی از قرص های دی اکسید اورانیم است. زیر کالوی 2 تا 4 یک آلیاژ زیر کونیم با عیار کمی از قلع، آهن، کرم و نیکل است؛ میله های سوخت ممکن است به صورت انفرادی در جاهای مخصوص خود گذاشته شود و یا ممکن است به صورت مجموعه های سوخت درون قلب راکتور به طور منظم قرارگیرند. سوخت راکتور مخصوصاً راکتورها مخصوصا راکتورهای قدرت به طور اصولی یا از عناصری شامل اتم های قابل شکافت تامین می شوند و یا از اتم های ایزوتروپ عناصری که قابلیت تبدیل به اتم های قابل شکافت را دارند بنابراین اتم های قابل شکافت عبارتند از:
اورانیم 235 ، پلوتونیم 239 و اورانیم 233
اتم های مستعد با قابلیت تبدیل به اتم های قابل شکافت عبارتند از: اورانیم 238 و توریم 232 سوخت راکتورها از نظر فرآیندهای استفاده در راکتورها بر اساس استراتژی کشور ممکن است به یکی از سه روش زیر عمل گردد:
• یکبار استفاده از اورانیم و ارسال سوخت مصرف شده به انبار موقت و سپس دفن همیشگی آن • استفاده چندباره از اورانیم و برقراری سیکل اورانیم-پلوتونیم با اعمال عملیات باز فرآوری روی آن • استفاده از سیکل اورانیم-توریم به این معنی که توریم 232 ابتدا تبدیل به اورانیم 233 می شود و سپس این اورانیم به عنوان سوخت در راکتورها مورد استفاه قرار می گیرد.
49

2 ـ کند کننده ها
کند کننده ماده ای است که برای کند کردن نوترون های سریع تا انرژی های حرارتی در راکتورهای هسته ای مورد استفاده قرار می گیرند. گاهی اوقات همین کندکننده ها عمل سرد کنندگی راکتور را هم انجام می دهد. موادی که می توانند به عنوان کننده مورد استفاده قرارگیرند عبارتند 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 مورد استفاده قرار می گیرد. به طور کلی هرچه ماده کندکننده دارای قابلیت کندکنندگی بهتری برای نوترون ها باشد درجه کمتری از سوخت غنی شده مورد نیاز خواهد بود. آب سنگین بهتر از گرانیت و گرانیت بهتر از آب دارای خاصیت کندکنندگی است، ولی تولید آب سنگین نسبتاً گران است و گرانیت هم تاثیرات نامطلوبی در نتیجه در نتیجه پرتوگیری از خود بروز می دهد.
2-14- مشخصات یک کند کننده خوب:
• نوترون ها نباید با کندکننده واکنش نشان دهد، چون در اینصورت بازدهی تولید نوترون کاهش یافته و راکتور به سمت خاموشی می رود. • نوترون ها باید در محیط کندکننده ها در فاصله های کوتاهی پس از چند برخود کند شوند زیرا در غیر اینصورت، نوترون توسط اورانیم 238 گیر افتاده و موجب تشدید ناخالصی های کند کننده می شود که این وضعیت اقتصادی نیست. • گرچه کند کننده ها باید ارزان باشند ولی در عین حال خواص ساختاری آنها باید رضایت بخش هم باشد. • کندکننده باید با سایر مواد ساختاری راکتور سازگار باشد و نباید خواص خورندگی، سایندگی و یا تحت تاثیر پرتوهای رادیواکتیو قرار گیرد. • کندکننده طی فرآیند دائمی بمباران های نوترونی نباید تحت تاثیرات و تغییرات نامطلوب فیزیکی یا شیمیایی قرار گیرد. • یک کند کننده خوب باید به طور موثر نوترون های سریع حاصل از شکافت را به نوترون های حرارتی تبدیل کند.
50

3 ـ خنک کننده ها:
خنک کننده برای انتقال حرارت از میله های سوخت به طور مستقیم مورد استفاده قرار می گیرد. این فقط در صورتی است که خنک کننده نقش کند کننده هم داشته باشد. در مواردی که ماده کند کننده دیگری مورد استفاده است در این صورت انتقال حرارت معمولا توسط خنک کننده مستقیماً از کندکننده و غیر مستقیم یا در بعضی موارد مستقیم از میله های سوخت انجام می پذیرد. اکثراً آب به عنوان سرد کننده مورد استفاده قرار می گیرد. به هر حال گاهی اوقات آب سنگین، فلزات مایع(سدیم و پتاسیم) یا حتی گازها(دی اکسیدکربن) هم ممکن است مورد استفاده واقع شوند. امروزه در اکثر راکتورهای تجاری آب به عنوان سردکننده مورد استفاده قرار می گیرد. در اینصورت آب علاوه بر نقش سرد کنندگی وظیفه کند کنندگی را نیز انجام می دهد.
2-15- خواص ایده آل برای یک خنک کننده:
• سطح مقطع جذب نوترونی کوچکی داشته باشد، در این صورت میزان تابش رادیواکتیویته در حین کارگردانی اپراتوری کاهش می یابد.
• فراوان و ارزان باشد.
• غیرخورنده یا خوردگی کمی داشته باشد، چون لوله ها و ساختارهای دیگر که با آن در تماس هستند باید سالم بمانند.
• ضریب انتقال حرارتی بالا داشته باشد. به این ترتیب حرارت به سهولت به سرد کننده انتقال یافته و جابجا خواهد شد.
• ویسکوزیته یا غلظت کم داشته باشد که سبب کاهش مصرف کمتر برق برای پمپ کردن آن می شود. • دارای توانایی نگهداری درجه حرارت های بالا به صورت مایع، حتی اگر تحت فشار باشد. خنک کننده هایی که در راکتورهای تحقیقاتی یا تجاری استفاده شده اند عبارتند از: • آب سبک یا سنگین(اولی شامل دو اتم هیدروژن است و دومی شامل دو یا یک اتم دوتریم می باشد) • فلز مایع (مثل سدیم، پتاسیم یا آلیاژی از ترکیب هر دو)• مواد آلی مایع (مثل اتانول، پروپان، پنتان، هوا یا گاز دی اکسید کربن)
51

4 ـ سیستم های ایمنی در راکتور
وظایف دستگاه ها و سیستم های کنترل(I&C) در راکتورهای هسته ای شامل اندازه گیری، کنترل، تنظیم، چک کردن و حفاظت است. عملیات اجرایی راکتور بر اساس نیازهای فیزیکی، شیمیایی، فرآیندهای مهندسی و اپراتوری است که به عهده سیستم ها و دستگاه های آن گذاشته شده است. سیستم دستگاهی و کنترل ممکن است به دوبخش ایمنی و اپراتوری یا کارگردانی تقسیم شوند. حفاظت راکتور و محیط زیست به عهده سیستم های ایمنی گذاشته شده است. این سیستم¬ها غالبا در مواقع ضروری کارمی کنند و در دوران بهره برداری و خارج از وضعیت اضطراری اکثرا غیرفعال هستند. قابلیت عملکرد این دستگاه های نصب شده اضافی دائما بطور خود مونیتورینگ و تست های دوره ای بررسی می شوند. کنترل قدرت راکتور معمولا در بخشی از I&C ایمنی ملحوظ و منظور می گردد. کنترل و دستگاه های اوپراتوری شامل تمام سیستم هایی است که کارگردانی و یا عملکرد طبیعی و بدون خطر یک راکتور هسته ای را تضمین و مطمئن می سازد. به همین دلیل ممکن است آنرا به گروه های اجرایی وکارهای پیچیده ای که در خط فرآیند است تقسیم نمود.
5 ـ میله های کنترل
میله های کنترل برای تنظیم توزیع قدرت در راکتور در زمان اپراتوری مورد استفاده قرار می گیرند. مهمترین وظیفه میله های کنترل که بین میله های سوخت قرار می گیرند، برای خاموش کردن یا متوقف کردن فرآیند شکافت هسته ای در زمان هایی که لازم است، چنین عملی انجام شود. خاموش کردن راکتور می تواند از طریق کنترل اتوماتیک یا توسط اپراتور انجام پذیرد. میله های کنترل از موادی ساخته شده اند که خیلی سریع با جذب نوترون ها واکنش های هسته ای را متوقف می کنند. موادی که به این منظور استفاده می شوند عبارتند از کربور نقره، ایندیم، کادمیم و هافنیوم. میله های کنترل به داخل وخارج از میله های سوخت حرکت کرده و نرخ واکنش هسته ای را تنظیم می نمایند.
52

در راکتورهای هسته ای دونوع کنترل وجود دارد:
• کنترل آرام، برای جلوگیری از به وجود آمدن قدرت زیاد و برقراری قدرت متعادل راکتور. این کنترل بیشتر توسط محلول های برن و یا افزایش یا کاهش آن در کندکننده ها اعمال می گردد. • کنترل سریع، برای کاهش سریع قدرت راکتور و یا خاموش کردن راکتور از مجموعه میله های کنترل که ممکن است به صورت دستی یا اتوماتیک باشند استفاده می شود. در مواقع اضطراری، میله های کنترل با شتاب به صورت اتوماتیک به داخل میله های سوخت سقوط می کنند و سبب خاموشی راکتور می گردند.
53

6 ـ حفاظت راکتور
وظیفه سیستم حفاظت از راکتور اطمینان از آشکارسازی تمام حوادث پیش بینی شده در طراحی و اعتماد از امکان انجام عملیات حفاظتی می باشد. این برنامه و تمهیدات باید اطمینان دهد راکتور همیشه بطور ایمن کار می کند. حوادث، بخش هایی از یک حادثه بزرگتر هستند که به کارگردانی راکتور دیکته می کند که به دلایل ایمنی کار راکتور باید قطع شود. بنابراین داده های آنالوگ سیستم ارزیاب، فرآیندهای ویژه منجر به حادثه احتمالی را شناسایی کرده و از طریق یک سیستم دیگر علائمی را تولید می کند که نشان می دهد حدود آن نارسایی ها و یا اشکالات از حد معینی فراتر رفته است. این علائم واقعی آغاز انحراف یا لغزش راکتور از حالت طبیعی است که ترجیحا تمام عملیات کارگردانی را تحت کنترل درمی آورد و متعاقبا فعال شدن تمام سیستم های مهندسی ایمنی را برای کنترل حادثه، باعث می گردد. در تمام موارد، شناسایی و آشکارسازی مبتنی بر فرآیندهای متفاوتی است که هر نوع ابهامی را در رابطه با سیستم آشکارسازی حادثه و قصورهای رایج در سیستم ارزیابی داده ها رفع می کند. وسایل و ابزار اضافی تکمیلی چنان، اطمینانی را فراهم می آورند که با حفاظت به موقع راکتور اثرات سوء حادثه های احتمالی کاهش یابد. وسایل اضافی مبتنی بر انجام وظیفه های انحصاری، به طور فیزیکی از نظر محل قرارگیری طوری از یکدیگر جداشده اند که در مقابل حوادث بیرونی می توانند سالم باقی بمانند. تابلوی وضعیت سیستم حفاظت راکتور را در تمام زمان های کار عادی راکتور و شرایط اضطراری به طور بسیار روشن و واضح به پرسنل کارگردانی اعلام می نماید. تست های دوره ای با دستگاه های مخصوص تست کردن انجام می شوند. قصورهای آشکار و نهان در کانال های مربوطه توسط خویش گزارشگر اعلام می شوند.
54

نوع دیگر حفاظت با نام حفاظت رادیولوژیکی و کنترل پرتوگیری وجود دارد که وظیفه آن عبارتست از کاهش پرتوگیری و آلودگی داخل راکتورها و محیط زیست در کمترین حد ممکن. سیستم های مختلف کنترل پرتوگیری، اندازه گیری و ثبت پرتوها را در تمام مناطق کنترل شده انجام می دهد. سیستم های مختلف کنترل پرتوگیری امکان بررسی میزان دز تابش محلی، منطقه ای، محیط زیست، پرتوگیری پرسنلی و همچنین میزان نشت پسمان های مایع، گاز و جامد را فراهم می کند. سیستم های کنترل پرتوگیری، دستگاه های نصب شده دائمی هستند که بخشی از مجموعه سیستم I&C محسوب می شوند. مونیتورهای ثابت بررسی نمونه های محلی را بطور دائم و یا متناوب انجام می دهند و مونیتورهای متحرک شامل دستگاه های اندازه گیری پرتو در محل های متفاوت نصب هستند. نیروگاههای هسته ای حدود 17 درصد برق را تامین می کنند برخی کشورها برای تولید نیروی الکتریکی خود، وابستگی بیشتری به انرژی هسته ای دارند. براساس آمار آژانس انرژی اتمی، 75 درصد برق کشور فرانسه در نیروگاههای هسته ای تولید می شود و در ایالات متحده، نیروگاههای هسته ای 15 درصد برق را تامین می کنند. بیش از چهارصد نیروگاه هسته ای در سراسر دنیا وجود دارد که بیش از یکصد عدد آنها در ایالات متحده واقع شده است. یک نیروگاه هسته ای بسیار شبیه به یک نیروگاه سوخت فسیلی تولید کننده انرژی الکتریکی است و تنها تفاوتی که دارد، منبع گرمایی تولید بخار است. این وظیفه در نیروگاه هسته ای برعهده رآکتور هسته ای است.
55

رآکتور هسته ای
همه رآکتورهای هسته ای تجاری از طریق شکافت هسته ای گرما تولید می کنند. همانطور که می دانید، شکافت اورانیوم نوترون های زیادی آزاد می کند، بیشتر از آنکه لازم باشد. اگر شرایط واکنش مساعد باشد فرآیند به طور خود به خودی انجام می شود و یک زنجیره از شکافت های هسته ای به وجود می آید. نوترونهایی که از فرآیند شکافت آزاد می شوند، بسیار سریعند و هسته های دیگر نمی توانند آنها را به راحتی جذب کنند. از این رو در اکثر رآکتورها قسمتی به نام کند کننده نوترون وجود دراد که در آن از سرعت نوترونها کاسته می شود و در نتیجه نوترونها به راحتی جذب می شوند. چنین نوترونهایی آن قدر کند می شوند تا با هسته راکتور به تعادل گرمایی برسند. نام گذاری این نوترونها به نوترونهای گرمایی یا نوترونهای کند هم از همین رو است. مقدار انرژی گرمایی که در یک رآکتور پارامتر بحرانی است و با کنترل آن می توان رآکتور را در حالت عادی نگاه داشت. این کار با تنظیم تعداد میله های کنترل درون رآکتور صورت می گیرد. میله کنترل از مواد جذب کننده نوترون ساخته شده است و با افزایش یا کاهش جذب نوترون، می توان گسترش واکنش زنجیره ای را کاهش یا افزایش داد. البته با استفاده از کند کننده های نوترون یا تغییر دادن نحوه قرار گیری میله های سوخت هم می توان انرژی خروجی رآکتور را کنترل کرد.
57

طراحی یک رآکتور
رآکتورهای هسته ای برای انجام واکنش های هسته ای در مقیاس وسیع طراحی می شوند. گرما، اتمهای جدید و تابش بسیار شدید نوترون، محصولات واکنش انجام شده در رآکتور هستند و بسته به استفاده ای که از رآکتور می شود، از یکی از محصولات استفاده می شود. در یک نیروگاه هسته ای تولید برق از انرژی گرمایی تولید شده برای چرخاندن توربین و درنهایت تولید انرژی الکتریکی استفاده می شود. در برخی رآکتورهای نظامی و آزمایشی بیشتر از باریکه نوترون پر انرژی استفاده می شود تا مواد ساده را به عناصر کم یاب و جدیدی تبدیل کنند.
هدف از رآکتور هر چه باشد، برای به دست آوردن این محصولات لازم است یک واکنش هسته ای زنجیره ای به طور پیوسته ادامه یابد. برای ادامه یک واکنش زنجیره ای هم رآکتور باید در حالت بحرانی یا فوق بحرانی قرار داشته باشد. کند کننده و وسیله کنترل در فراهم آوردن چنین شرایطی نقش بسیار مهمی برعهده دارند.
رآکتوری که از کند کننده استفاده می کند، رآکتور گرمایی یا رآکتور کند نامیده می شود. این رآکتورها با توجه به نوع کند کننده ای که مورد استفاده قرار می گیرد طبقه بندی می شوند. آب معمولی ( آب سبک )، آب سنگین و گرافیت، مواد رایج کند کننده هستند. البته گرافیت مشکلات فراوانی را به وجود می آورد و بسیار خطرآفرین است، مانند حادثه انفجار چرنوبیل یا آتش سوزی وانیدسکیل. رآکتورهایی که از کند کننده ها استفاده نمی کنند، رآکتورهای سریع خوانده می شوند. در این نوع رآکتورها فشار ذرات نوترون بسیار بالا است و از این رو می توان برخی واکنش های هسته ای را در آنها انجام داد که ترتیب دادن آنها در رآکتور کند بسیار مشکل است. شرایط خاصی که در رآکتورهای سریع وجود دارد، سبب می شود بتوان هسته اتم توریوم و برخی ایزوتوپ های دیگر را به سوخت هسته ای قابل استفاد تبدیل کرد. چنین رآکتوری می تواند سوختی بیش از حد نیاز خود را تولید کند و به همین دلیل به آن رآکتور سوخت ساز هم گفته می شود.
58

در همه رآکتورها، قلب رآکتور که دمای بسیار زیادی دارد باید خنک شود. در یک نیروگاه هسته ای، سیستم خنک ساز به نوعی طراحی می شود که از گرمای آزاد شده به بهترین شکل ممکن استفاده شود. در اغلب این سیستمها از آب استفاده می شود. اما آب نوعی کند کننده هم محسوب می شود و از این رو نمی تواند در رآکتورهای سریع مورد استفاده قرار گیرد. در رآکتورهای سریع از سدیم مذاب یا نمک های سدیم استفاده می شود و دمای عملیاتی خنک ساز بالاتر است. در رآکتورهایی که برای تبدیل مورد طراحی شده اند، به راحتی گرمای آزاد شده را در محیط آزاد می کنند. در یک نیروگاه هسته ای، رآکتور کند منبع آب را گرم می کند و آن را به بخار تبدیل می کند. بخار آب توربین بخار را به حرکت در می آورد ، توربین نیز ژنراتور را می چرخاند و به این ترتیب انرژی تولید می شود. این آب و بخار آن در تماس مستقیم با راکتور هسته ای است و از این رو در معرض تابش های شدید رادیواکتیو قرار می گیرند. برای پیشگیری از هر گونه خطر مرتبط با این آب رادیواکتیو، در برخی رآکتورها بخار تولید شده را به یک مبدل حرارتی ثانویه وارد می کنند و از آن به عنوان یک منبع گرمایی در چرخه دومی از آب و بخار استفاده می کنند. بدین ترتیب آب و بخار رادیواکتیو هیچ تماسی با توربین نخواهند داشت.
59

انواع رآکتورهای گرمایی
در در رآکتورهای گرمایی علاوه برکند کننده، سوخت هسته ای ( ایزوتوپ قابل شکافت القایی)، مخزن بخار و لوله های منتقل کننده آن، دیواره های حفاظتی و تجهیزات کنترل و مشاهده سیستم رآکتور نیز وجود دارند. البته بسته به این که این رآکتورها از کانالهای سوخت فشرده شده، مخزن بزرگ بخار یا خنک کننده گازی استفاده کنند، می توان آنها را به سردسته تقسیم کرد. الف – کانالهای تحت فشار در رآکتورهای RBMK و CANDU استفاده می شوند و می توان آنها را در حال کارکردن رآکتور، سوخت رسانی کرد.
ب – مخزن بخار پرفشار داغ، رایج ترین نوع رآکتور است و در اغلب نیروگاههای هسته ای و رآکتورهای دریایی ( کشتی، ناوهواپیمابر یا زیردریایی ) از آن استفاده می شود. این مخزن می تواند به عنوان لایه حفاظتی نیز عمل کند.
ج – خنک سازی گازی: در این رآکتورها به جای آب، از یک سیال گازی شکل برای خنک کردن رآکتور استفاده می شود. این گاز در یک چرخه گرمایی با منبع حرارتی راکتور قرار می گیرد و معمولاً از هلیوم برای آن استفاده می شود، هر چند که نیتروژن و دی اکسید کربن نیز کاربرد دارند. در برخی رآکتورهای جدید، رآکتور به قدری گرما تولید می کند که گاز خنک کن می تواند مستقیما یک توربین گازی را بچرخاند، در حالی که در طراحی های قدیمی تر گاز خنک کن را به یک مبدل حرارتی می فرستادند تا در یک چرخه دیگر، آب را به بخار تبدیل کند و بخار داغ، یک توربین بخار را بگرداند.
60

بقیه اجزای نیروگاه هسته ای
غیر از رآکتور که منبع گرمایی است، تفاوت اندکی بین نیروگاه هسته ای و یک نیروگاه حرارتی تولید برق با سوخت فسیلی وجود دارد.
مخزن بخار تحت فشار معمولا درون یک ساختمان بتونی تعبیه می شود که این ساختمان به عنوان یک سد حفاظتی در برابر تابش رادیواکتیو عمل می کند. این ساختمان هم درون یک مخزن بزرگتر فولادی قرار می گیرد. هسته رآکتور و تجهیزات مرتبط با آن درون این مخزن فولادی قرار گرفته اند و کارکنان می توانند راکتور را تخلیه یا سوخت رسانی کنند. وظیفه این مخزن فولادی، جلوگیری از نشت هر گونه گاز یا مایع رادیواکتیو از درون سیال است.
در نهایت این مخزن فولادی هم به وسیله یک ساختمان بتونی خارجی محافظت می شود. این ساختمان به قدری محکم است که در برابر اصابت یک هواپیمای جت مسافربری ( مشابه حادثه یازده سپتامبر ) هم تخریب نمی شود. وجود این ساختمان حفاظتی دوم برای جلوگیری از انتشار مواد رادیواکتیو در اثر هرگونه نشت از حفاظ اول ضروری است. در حادثه انفجار چرنوبیل، فقط یک ساختمان حفاظتی وجود داشت و همان موجب شد موادراکتیو در سطح اروپا پخش شود.
62

رآکتورهای هسته ای طبیعی
در طبیعت هم می توان نشانه هایی از رآکتور هسته ای پیدا کرد، البته به شرطی که تمام عوامل مورد نیاز به طور طبیعی در کنار هم قرار گرفته باشند. تنها نمونه شناخته شده یک رآکتور هسته ای طبیعی دو میلیارد سال پیش در منطقه اوکلو در کشور گابون ( قاره آفریقا ) فعالیتش را آغاز کرده است. البته دیگر چنین رآکتورهایی روی زمین شکل نمی گیرند، زیرا واپاشی رادیواکتیو این مواد ( به خصوص U-235 ) در این زمان طولانی 5/4 میلیارد ساله ( سن زمین )، فراوانی U-235 را در منابع طبیعی این رآکتورها بسیار کاهش داده است، به طوری که مقدار آن به پایین تر از حد مورد نیاز آغاز یک واکنش زنجیره ای رسیده است.
این رآکتورهای طبیعی زمانی شکل گرفتند که معادن غنی از اورانیوم به تدریج از آب زیرزمینی یا سطحی پر شدند. این آب به صورت کند کننده عمل کرد و واکنش های زنجیره ای شدیدی به وقوع پیوست. با افزایش دما، آب کند کننده بخار می شد و رآکتور خاموش شد. پس از مدتی، این بخارها به مایع تبدیل می شدند و دوباره رآکتور به راه می افتاد. این سیستم خودکار و بسته، یک رآکتور را کنترل می کرد و برای صدها هزار سال، این رآکتور را فعال نگاه می داشت.
مطالعه و بررسی این رآکتورهای هسته ای طبیعی بسیار ارزشمند است، زیرا می تواند به تحلیل چگونگی حرکت مواد رادیواکتیو در پوسته زمین کمک کند. اگر زمین شناسان بتوانند را از این حرکت ها را شناسایی کنند، می توانند راه حل های جدیدی برای دفن زباله های هسته ای پیدا کنند تا روزی خدای ناکرده، این ضایعات خطرناک به منابع آب سطح زمین نشت نکنند و فاجعه ای بشری به بار نیاورند.
63

فصل سوم
انواع رآکتورهای گرمایی

الف – کند سازی با آب سبک: a- رآکتور آب تحت فشار Pressurized Water Reactor(PWR) b- رآکتور آب جوشان Boiling Water Reactor(BWR) c- رآکتور D2G ب- کند سازی با گرافیت: a- ماگنوس Magnox b- رآکتور پیشرفته با خنک کنندی گازی Advanced Gas-Coaled Reactor (AGR) c- RBMK d- PBMR ج – کند کنندگی با آب سنگین: a – SGHWR b – CANDU
64

رآکتور آب تحت فشار، PWR رآکتور PWR یکی از رایج ترین راکتورهای هسته ای است که از آب معمولی هم به عنوان کند ساز نوترونها و هم به عنوان خنک ساز استفاده می کند. در یک PWR، مدار خنک اولیه از آب تحت فشار استفاده می کند. آب تحت فشار، در دمایی بالاتر از آب معمولی به جوش می آید، از این دوچرخه خنک ساز اولیه را به گونه ای طراحی می کنند که آب با وجود آنکه دمایی بسیار بالا دارد، جوش نیاید و به بخار تبدیل نشود. این آب داغ و تحت فشار در یک مبدل حرارتی، گرما را به چرخه دوم منتقل میکند که یک نوع چرخه بخار است و از آب معمولی استفاده می کند. دراین چرخه آب جوش می آید و بخار داغ تشکیل می شود، بخار داغ یک توربین بخار را می چرخاند، توربین هم یک ژنراتور و در نهایت ژنراتور، انرژی الکتریکی تولید می کند. PWR به دلیل دارابودن چرخه ثانویه با BWR تفاوت دارد. از گرمای تولیدی در PWR به عنوان سیستم گرم کننده درنواحی قطبی نیز استفاده شده است. این نوع رآکتور، رایج ترین نوع رآکتورهای هسته ای است و در حال حاضر، بیش از 230 عدد از آنها در نیروگاههای هسته ای تولید برق و صدها رآکتور دیگر برای تامین انرژی تجهیزات دریایی مورد استفاده قرار می گیرند. خنک کننده همان طور که می دانید، برخورد نوترونها با سوخت هسته ای درون میله های سوخت، موجب شکافت هسته اتمها می شود و این فرآیند هم به نوبه خود، گرما و نوترونهای بیشتری آزاد می کند. اگر این حرارت آزاد شده منتقل نشود، ممکن است میله های سوخت ذوب شوند و ساختار کنترلی رآکتور از بین برود ( و البته خطرهای مرگ آوری که به دنبال آن روی می دهند. ) در PWR، میله های سوخت به صورت یک دسته در ساختاری، ترسیمی قرار گرفته اند و آب از کف رآکتور به بالا جریان پیدا می کند. آب از میان این میله های سوخت عبور می کند و به شدت گرم می شود، به طوری که به دمای 325 درجه سانتی گراد می رسد. درمبدل حرارتی، این آب داغ موجب داغ شدن آب در چرخه دوم می شود و بخاری با دمای 270 درجه سانتی گراد تولید می کند تا توربین را بچرخاند.
65

کند کننده
نوترونهای حاصل از یک شکافت هسته ای بیش از آن حدی گرمند که بتوانند یک واکنش شکافت هسته ای را آغاز کنند. انرژی آنها را باید کاهش داد تا با محیط اطراف خود به تعادل گرمایی برسند. محیط اطراف نوترونها ( قلب رآکتور ) دمایی در حدود 450 درجه سانتی گراد دارد. در یک PWR، نوترونها در پی برخورد با مولکولهای آب خنک ساز، انرژی جنبشی خود را از دست می دهند؛ به طوری که پس از 8 تا 10 برخورد ( البته به طور متوسط ) با محیط هم دما می شوند. در این حالت، احتمال جذب نوترونها از سوی هسته U-235 بسیار زیاد است ودر صورت جذب، بالافاصله هسته U-236 جدید دچار شکافت می شود.
مکانیسم حساسی که هر رآکتور هسته ای را کنترل می کند، سرعت آزاد سازی نوترونها در طول یک فرآیند شکافت است به طور متوسط از هر شکافت، دونوترون و مقدار زیادی انرژی آزاد می شود. نوترونهای آزاد شده اگر با هسته U-235 دیگری برخورد کنند، شکافت دیگری را سبب می شوند و در نهایت یک واکنش زنجیره ای روی می دهد. اگر تمام این نوترونها در یک لحظه آزاد شوند، تعدادشان به قدری زیاد می شود که باعث ذوب شدن راکتور خواهد شد. ( تعداد ذرات پر انرژی، دمای یک سیستم را تعیین می کند. معادله بوتنرمن، این ارتباط را توصیف می کند. ) خوشبختانه برخی از این نوترونها پس از یک بازه زمانی نه چندان کوتاه ( حدود یک دقیقه ) تولید می شوند و سبب می شوند دیگر عوامل کنترل کننده از این تاخیر زمانی استفاده کرده، اثر خود را داشته باشند.یکی از مزیت های استفاه از آب در PWR، این است که اثر کند سازی آب با افزایش دما کاهش می یابد. در حالت عادی، آب در فشار 150 برابر فشار یک اتمسفر قرار دارد ( حدود 15 مگا پاسکال ) و در قلب رآکتور به دمای 325 درجه سانتی گراد می رسد. درست است که آب با فشار پانزده مگا پاکسال در این دما جوش نمی آید، ولی به شدت از خاصیت کند کنندگی اش کاسته می شود، بنابراین آهنگ واکنش شکافت هسته ای کاهش می یابد، حرارت کمتری تولید می شود و دما پایین می آید. دما که کاهش یابد، توان رآکتور افزایش می یابد و دما که افزایش یابد توان راکتور کاهش می یابد؛ پس خود سیستم PWR دارای یک سیستم خود تعادلی در رآکتور است و تضمین می کند توان رآکتور در کمترین میزان مورد نیاز برای تامین گرمای سیستم بخار ثانویه است.
66

در اغلب رآکتورهای PWR، توان رآکتور را در دوره فعالیت معمولی با تغییرات غلظت بورون ( در شکل اسید بوریک ) در چرخه خنک کننده اولیه کنترل اولیه کنترل می کنند سرعت جریان خنک کننده اول در رآکتورهای PWR معمولی ثابت است. بورون یک جذب کننده قوی نوترون است و با افزایش یا کاهش غلظت آن، می توان شدت فعالیت راکتور را کاهش یا افزایش داد. برای این کار، یک سیستم کنترلی پیچیده شامل پمپ های فشار بالا که آب را در فشار 15 مگا پاسکال از چرخه خارج می کند، تجهیزات تغییر غلظت اسید بوریک و تزریق مجدد آب به چرخه خنک ساز مورد نیاز است. یکی از اشکالات راکتورهای شکافت، این است که حتی پس از توقف واکنش شکافت، هنوز هم واپاشی های رادیواکتیوی انجام می شود و حرارت زیادی آزاد می شود که می تواند راکتور را ذوب کند. البته سیستم های حفاظتی و پشتیبانی متعددی برای جلوگیری از این واقعه وجود دارند، با این حال ممکن است در اثر پیچیدگی های این سیستم، برهمکنش های پیش بینی نشده یا خطاهای عملیاتی مرگ آفرینی در شرایط اضطراری روی دهند. در نهایت، هر رآکتور با یک حفاظ ساختمانی بتونی احاطه شده است که آخرین سد در برابر تشعشعات رادیواکتیو است.
67

رآکتور آب جوشان، BWR
در رآکتور آب جوشان، از آب سبک استفاده می شود. آب سبک، آبی است که در آن فقط هیدروژن معمولی وجود دارد. ) BWR اختلاف زیادی با رآکتور آب تحت فشار ندارد، غیر از اینکه در BWR فقط یک چرخه خنک کننده وجود دارد و آب مستقیما در قلب راکتور به جوش می آید. فشار آب در BWR کمتر از PWR است، به طوری که در بیشترین مقدار به 75 برابر فشار جو می رسد ( 5/7 مگا پاسکال ) و بدین ترتیب آب در دمای 285 درجه سانتی گراد به جوش می آید. رآکتور BWR به شکلی طراحی شده که بین 12 تا 15 درصد آب درون قلب رآکتور به شکل بخار در قسمت بالای آن قرار می گیرد. بدین ترتیب عملکرد بخش بالایی و پایینی هسته رآکتور با هم تفاوت دارند. در بخش بالایی قلب رآکتور، کند سازی کمتری صورت می گیرد و در نتیجه بخش بالایی کمتر است.
در حالت کلی دو مکانیسم برای کنترل BWR وجود دارد: استفاده از میله های کنترل و تغییر جریان آب درون راکتور.
الف – بالا بردن یا پایین آوردن میله های کنترل، روش معمولی کنترل توان رآکتور در حالت راه اندازی رآکتور تا رسیدن به 70 درصد حداکثر توان است. میله های کنترل حاوی مواد جذب کننده نوترون هستند؛ در نتیجه پایین آوردن آنها موجب افزایش جذب نوترون در میله ها، کاهش جذب نوترون در سوخت و درنهایت کاهش آهنگ شکافت هسته ای و پایین آمدن توان رآکتور می شود. بالا بردن میله های سوخت دقیقاً نتیجه معکوس می دهد.
ب – تغییرات جریان آب درون رآکتور، زمانی برای کنترل رآکتور مورد استفاده قرار می گیرد که راکتور بین 70 تا صد درصد توان خود کار می کند. اگر جریان آب درون رآکتور افزایش یابد، حباب های بخار در حال جوش سریع تر از قلب راکتور خارج می شوند و آب درون قلب رآکتور بیشتر می شود. افزایش مقدار آب به معنی افزایش کندسازی نوترون و جذب بیشتر نوترونها از سوی سوخت است و این یعنی افزایش توان راکتور. با کاهش جریان آب درون رآکتور، حباب ها بیشتر در رآکتور باقی می مانند، سطح آب کاهش می یابد و به دنبال آن کندسازی نوترونها و جذب نوترون هم کاهش می یابد و در نهایت توان رآکتور کاهش می یابد.
68

بخار تولید شده در قلب رآکتور از شیرهای جدا کننده بخار و صفحات خشک کن ( برای جذب هر گونه قطرات آب داغ ) عبور می کند و مستقیماً به سمت توربین های بخار که بخشی از مدار رآکتور محسوب می شوند، می رود. آب اطراف رآکتور همواره در معرض تابش و آلودگی رادیواکتیو است و از آنجا که توربین هم در تماس مستقیم با این آب است، باید پوشش حفاظتی داشته باشد. اغلب آلودگی های درون آب عمر کوتاهی دارند ( مانند N16 که بخش اعظم آلودگی های آب را تشکیل می دهد و نیمه عمرش تنها 7 ثانیه است )، بنابراین مدت کوتاهی پس از خاموش شدن رآکتور می توان به قسمت توربین وارد شد.
در رآکتور BWR، افزایش نسبت بخار آب به آب مایع درون رآکتور موجب کاهش گرمای خروجی می شود. با این حال، یک افزایش ناگهانی در فشار بخار، سبب بروز یک کاهش ناگهانی در نسبت بخار به آب مایع درون رآکتور می شود که خود، سبب افزایش توان خروجی می شود. این شرایط و دیگر حالت های خطرساز، موجب شده است از سیستم کنترلی اسید بوریک ( بورون ) نیز استفاده شود، بدین شکل که در سیستم پشتیبان خاموش کننده اضطراری، محلول اسید بوریک با غلظت بالا به چرخه خنک کننده تزریق می شود. خوبی این سیستم این است که اسید اوریک، یک خورنده قوی است و معمولا در PWR سبب می شود تلفات ناشی از خوردگی قابل توجه باشد. در بدترین شرایط اضطراری که تمام سیستم های امنیتی از کار افتاد، هر رآکتور به وسیله یک ساختمان حفاظتی از محیط اطراف جدا شده است. در یک رآکتور BWR جدی، حدود 800 دسته واحد سوخت قرار می گیرد و در هر دسته بین 74 تا 100 میله سوخت قرار می گیرد. این چنین حدود 140 تن اورانیوم در قلب رآکتور ذخیره می شود.
69

رآکتورD2G رآکتور هسته ای D2G را می توان در تمام ناوهای دریایی ایالات متحده می توان پیدا کرد. D2G مخفف عبارت زیراست:
رآکتور ناو جنگی D=Destroyer-sized reactor
نس دوم 2=Second Geneation
ساخت جنرال الکتریک G= General – Electric built
بدین ترتیب، D2G را می توان مخفف این عبارت دانست: رآکتور هسته ای نسل دوم ویژه ناوهای جنگی ساخت جنرال الکتریک. این رآکتور برای تولید حداکثر 150 مگا وات انرژی الکتریکی و عمر مفید 15 سال مصرف معمولی طراحی شده است.
در این رآکتور، 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 به سرعت 32 گره می رسد. اگر یک رآکتور فعال باشد و توربین ها متصل به هم باشند، سرعت ناو به 25 تا 27 گره خواهد رسید و اگر فقط یک رآکتور فعال باشد ولی توربین ها جدا باشند، سرعت فقط 15 گره خواهد بود
70

3-1- راکتورهای اتمی
اولین انرژی کنترل شده ناشی از شکافت هسته در دسامبر 1942 بدست آمد. با رهبری فرمی ساخت و راه اندازی یک پیل از آجرهای گرافیتی ، اورانیوم و سوخت اکسید اورانیوم با موفقیت به نتیجه رسید. این پیل هسته ای ، در زیر میدان فوتبال دانشگاه شیکاگو ساخته شد و اولین راکتور هسته ای فعال بود.
71

3-3- تعریف راکتور هسته ای:
راکتورهای هسته ای دستگاه هایی هستند که در آنها شکافت هسته ای کنترل شده رخ می دهد. راکتورها برای تولید انرژی الکتریکی و نیز تولید نوترون ها بکار می روند. اندازه و طرح راکتور بر حسب کار آن متغیر است. فرآیند شکافت که یک نوترون بوسیله یک هسته سنگین (با جرم زیاد) جذب شده و بدنبال آن به دو هسته کوچکتر همراه با آزاد سازی انرژی و چند نوترون دیگر شکافته می شود. راکتورها در اصل سیستمهایی هستند که واکنش های هسته ای مثل شکافت هسته ای در آنها صورت می گیرد. و انرژی تولیدی در آنها تحت کنترل در می آید. به عنوان مثال خورشید یک راکتور هسته ای طبیعی است که در آن عناصر سبک هسته ای به هم جوش می خورند (همجوشی هسته ای) و تولید انرژی می کنند.
وسیله ای که در آن واکنش شکافت زنجیری کنترل شده انجام می شود راکتور هسته ای نام دارد. ‏‏اورانیوم یا پلتونیوم ( عنصر پرتوزای مصنوعی با عدد اتمی 94‏‎ ( Z=‎به عنوان ماده شکافت پذیر ‏‏«سوخت هسته ای ) به کار می رود. از راکتور ها جهت تولید انرژی ، برای به دست آوردن ‏‏ایزوتوپ های پرتوزا (از جمله عناصر فوق اورانیوم ، یعنی عناصری و 92‏‎ Z =‎ و چشمه های ‏باریکه های قوی نوترون استفاده می کنند‎.‎ پاره های شکافت در اورانیوم در فاصله کوتاهی (کمتر ازμm ‏ 5)کند می شوند. در نتیجه ، تقریبا تمامی ‏انرژی آزاد شده در راکتور به صورت گرما در توده اورانیوم ظاهر می شود. از این گرما مثلا می توان ‏برای گرم کردن و تبخیر مایع جاری از اورانیوم که بعدا به کمک ‏‎‎توربین بخار یا بعضی از ماشین ‏های گرمایی دیگر به صورت انرژی الکتریکی یا مکانیکی درمی آید استفاده کرد‎.‎ ‎اولین نیروگاه هسته ای بر این اساس در سال 1945 در روسیه ساخته شد. ساختمان این راکتور بیانگر ‏این است که بخش اصلی این راکتور عناصر سوختش است که شامل اورانیوم می باشد. عناصر "سوخت" به ‏صورت دو دیوار نازک از لوله های فولادی ضد زنگ ساخته شده اند که یکی‎ ‎ درون دیگری قرار دارد.
72

اورانیوم را بدون درز در فضای میان لوله محکم می کنند، در حالی که از کاواک داخلی به عنوان کانال ‏برای عبور آب استفاده می شود که گرمای آزاد شده از اورانیوم را در ضمن کار راکتور به خارج می برد. ‏محکم کردن بدون درز از این نظر لازم است که اورانیوم از لحاظ شیمیایی ناپایدار است و دیگر اینکه مانع ‏نشت گازهای پرتوزا خطرناکی شود که در نتیجه واکنش تشکیل می شوند‏‎.‎ ‎برای تسهیل گسترش واکنش زنجیری ، عناصر "سوخت" را از اورانیومی که با ایزوتوب سریعا ‏شکافت پذیر اورانیوم 235 غنی شده اند، درست می کنند «اورانیوم غنی شده که در راکتور مصرف می کنند. ‏دارای 5 درصد‏‎ 235U‎در حالی که اورانیوم طبیعی فقط دارای 0.7 درصد از این ایزوتوپ است ). کار ‏راکتور اورانیوم با پرتوزایی شدید همراه است. جهت حفاظت کارکنان از تابش پرتوزا و نوترون ها که مقادیر ‏زیاد آن نیز زیانبار است، راکتور را در محفظه ای با دیوار های ضخیم که از سیمان و مواد دیگر ساخته ‏شده اند قرار می دهند‎.‎
‎امتیاز بزرگ راکتور هسته ای به عنوان چشمه تولید انرژی هزینه کم سوخت آن است. مقدار گرمایی که ‏در ضمن شکافت یک گرم‎ U 235 ‎آزاد می شود برابر با مقدار گرمایی است که از سوختن چند تن ذغال ‏سنگ به دست می آید. این امر امکان می دهد که راکتورها را در نواحی دور از‏‎ ‎ذخایر ذغال سنگ و نفت و حتی ‏دور از راه های حمل و نقل ( با کشتی، زیردریایی و هواپیما ) برپا سازند‎.‎
در روسیه ، چندین نیروگاه اتمی در مقیاس بزرگ در حال کارند. چندین یخ شکن مجهز به ‏موتور های اتمی و زیر دریایی های اتمی نیز ساخته شده است. در آینده نقش ‏‏مهندسی انرژی هسته ای مهم تر از این خواهد شد‎.‎
‎بر طبق محاسبات انجام شده، با آهنگ امروزی مصرف انرژی کمبود ذغال سنگ و نفت حتی در 50 سال آینده حس ‏خواهد شد. استفاده از اورانیوم راهی برای خروج از این مشکل است. زیرا انرژی ذخیره شده در ذخایر ‏اورانیوم 10 تا 20 برابر انرزی ذخیره شده در سوخت های آلی است. مسئله منابع انرژی پس ‏از مهار شدن واکنش های گداخت به کلی حل خواهد شد‎.‎
درنتیجه بمباران اورانیوم با نوترون ، ایزوتوپ‎ U 238 ‎به‎ U 239 ‎تبدیل می شود. این ایزوتوپ ‏ناپایدار است و در نتیجه واپاشی ««ذره بتا به ایزوتوپ نپتونیوم 93‏‎ ( Np 239 ) ‎تبدیل می شود. این ‏ایزوتوپ به نوبه خود ، با تحمل واپاشی بتا ، پس از زمان کوتاهی ( نیم عمر آن 2.35 روز است ) به ‏ایزوتوپ پلتونیوم 94 ، یعنی‏‎ Pu 239 ‎تبدیل می شود. پلتونیوم 239 نیز ناپایدار است ، ولی به کندی ‏وا می پاشد ( نیم عمر آن 24000 سال است). به این دلیل ممکن است به مقدار انبوهی انبار شود‎.‎
73

پلتونیوم 239 مانند اورانیوم 235 ، ( سوخت هسته ای )خوبی است که برای راکتورهای هسته ای و بمب ‏های اتمی مناسب است. پلوتونیوم از راکتورهای هسته ای مبتنی بر اورانیوم طبیعی و کند کننده به دست می ‏آید. در چنین راکتورهایی بیشتر نوترون ها را‎ 238U ‎جذب می کند که نتیجه آن تشکیل پلتونیوم است‎.‎
‎پلتونیوم انبار شده در اورانیوم را می توان با روش های شیمیایی جدا کرد. سوخت هسته ای مصنوعی ‏دیگر ایزوتوپ‎ 233U با نیم عمر 162000 است که در اورانیوم طبیعی وجود ندارد‏‎. 233U ‎نیز مانند ‏پلتونیوم ، در نتیجه بمباران توریم با نوترون تشکیل می شود. به این طریق مواد با شکافت پذیری کم‎) ‎ 238U و توریم ) می توانند به سوخت هسته ای با ارزش تبدیل شوند. این امکان پذیری بسیار اساسی ‏است زیرا در پوسته زمین‎ 238U ‎و توریم خیلی بیشتر از‎ 236U ‎است‎.‎
‎نپتونیم و پلتونیوم معرف عناصر فوق اورانیوم هستند و در جدول تناوبی بعد از اورانیوم می آیند‎.‎ رشته عناصر فوق اورانیوم بعد از پلتونیوم تا عنصری به عدد اتمی 107 ادامه دارد. عناصر فوق اورانیوم ‏در طبیعت کشف نشده اند. زیرا همه آنها پرتوزا بوده در مقایسه با سن زمین شناسی زمین نیم عمر کوتاهی ‏دارند‎.‎
‎‎‎در راکتور در حال کار ،جریان شدید نوترون ها در نتیجه شکافت مشاهده می شود. از بمباران مواد ‏با نوترون ها می توان ایزوتوب های پرتوزای مصنوعی گوناگون در راکتور به دست آورد. چشمه پرتوزای دیگر در راکتور پاره های شکافت اورانیوم هستند که اغلب شان ناپایدارند‎.‎ عناصر پرتوزای مصنوعی کاربرد گسترده ای در علم و صنعت پیدا کرده اند. از موادی که اشعه ‏گاما گسیل می کنند به جای رادیم خیلی گران ، برای امتحان اجسام فلزی کلفت با نور عبوری ، برای ‏‏مداوای سرطان و جز اینها استفاده می شود. از خاصیت کشنده بودن مقادیر زیاد تابش گاما در موجودات ذره بینی برای نگهداری مواد غذایی استفاده می ‏شود. اکنون از تابش پرتوزا در صنایع شیمیایی استفاده می شود. زیرا انجام بسیاری از واکنش های شیمیایی مهم را آسان می کند‎.‎

انواع سوختهای راکتور اتمی
اورانیوم متداول ترین ماده سوخت برای راکتورهای هسته ای اورانیوم است، که می تواند به صورت خالص ، یعنی اورانیوم فلزی و یا به صورت ترکیب مثل اکسید اورانیوم و یا کربور اورانیوم بکار برود. اورانیوم ، فلز نسبتا نرم و قابل کششی است که در دمای بالا به آسانی در هوا و آب اکسید می شود. نقطه ذوب آن 1133 درجه سانتیگراد است. پلوتونیوم چون فلز پلوتونیوم تا رسیدن به نقطه ذوب 640 درجه سانتیگراد دارای تعداد زیادی فاز بلوری است، سوخت مناسبی برای راکتور نمی باشد. به عنوان سوخت راکتور ، پلوتونیوم را به صورت ، PUO2 بکار می برند. نقطه ذوب این ترکیب 2400 درجه سانتیگراد است.
توریوم به جز در چند راکتور با خنک کننده گازی دما – بالا ، توریوم تاکنون به عنوان سوخت راکتور کاربرد زیادی نداشته است. نقطه ذوب فلزات توریوم خالص حدود 1700 درجه سانتیگراد است. به علت پایداری بهتر ، این عنصر برتر از اورانیوم است. اما ما به صورت خالص به عنوان سوخت بکار نمی رود. بلکه ان را به صورت دی اکسید توریوم ThO2 کربوتریوم ThC2 بکار می برند.
کند کننده ها
ویژگیهای لازم برای کند کننده های راکتورهای حرارتی ، یعنی عدد جرمی پایین ، سطح مقطع جذب نوترون خیلی پایین ، سطح مقطع پراکندگی بالا و گزینش را به چند ماده محدود می کنند. هیدروژن و دوتریوم ، کربن و برلیوم تنها عناصری هستند که برای کند کنندگی مناسب اند. هیدروژن و دوتریم ، به علت گاز بودن ، به اندازه کافی چگال نیستند و باید به صورت ترکیب بکار روند. بنابراین انتخاب کند کننده برای راکتورهای حرارتی به سه ماده زیر محدود می شود.
75

آب : آب یک انتخاب بدیهی برای کند کننده راکتورهای حرارتی است و می تواند به عنوان خنک کننده هم بکار رود. آب دارای سطح مقطع جذب نسبتا بالایی است. کند کننده آب برای بحرانی شدن نیاز به اورانیوم غنی شده دارند.
آب سنگین :
بسیاری از خواص فیزیکی و ترمودینامیکی آب سنگین شبیه آب معمولی است. فرق اساسی آب سنگین با آب معمولی در این است که دوتریم سطح مقطع جذب خیلی کمتری نسبت به هیدروژن دارد. گرافیت : ویژگیهای هسته ای این ماده ، مثل قدرت کند کنندگی و سطح مقطع جذب به خوبی ویژگیهای آب سنگین نیست. اما نوع خالص آن را می توان تهیه کرد. خواص ساختاری و گرمایی آن خوب است اما در دماهای بالا و هوا ترکیب می شود. گرافیت دارای رسانندگی گرمایی بالایی است. خنک کننده ها
ویژگیهای خنک کننده ها
خواص ترمودینامیکی خوب ، یعنی رسانندگی گرمایی ، گرمای ویژه بالا و چسبندگی پایین. عدم برهمکنش شیمیایی با قسمتهای دیگر راکتور.
سطح مقطع جذب نوترونی خیلی پایین.
پرتوزا نشدن در اثر واکنش های گاما – نوترون که ممکن است هنگام عبور خنک کننده از قلب راکتور رخ بدهد.
76

3-4-مواد مناسب خنک کننده
هلیوم هلیوم گازی است بی اثر ، دارای خواص ترمودینامیکی خوب و خطر تابش هم ایجاد نمی کند. بنابراین ظاهرا می توان آن را به عنوان خنک کننده ایده آل راکتورهای گازی تلقی کرد. اما متاسفانه به سادگی مقدار زیاد آن قابل دسترسی نیست. در حال حاضر کاربرد این گاز به عنوان خنک کننده راکتور محدود به چند راکتور دما – بالای گازی در آمریکا و آلمان است.
فلزات مایع
فلزات مایع ، به دلیل خواص ترمودینامیکی خوبشان ، به خصوص رسانندگی گرمایی بالای آنها ، خنک کننده های با لقوه خیلی خوبی برای راکتورها هستند. سدیم ، لیتیم ، جیوه و آلیاژهای سدیم – پتاسیم همه مناسب اند. ولی از میان آنها سدیم به مقدار قابل ملاحظه ای ، منحصرا در راکتورهای سریع زاینده مورد استفاده قرار گرفته است.
حفاظ های راکتور
راکتورهای هسته ای
ویژگی های مواد محافظ
سطح مقطع جذب نوترون خیلی پایین است.
رسانندگی گرمایی بالا دارند.
استحکام خوب در دماهای بالا برای مقاومت در مقابل تنش حرارتی
تغییر شکل سوخت و فشار ناشی از انباشت پاره های شکافت در داخل حفاظ

کاربردهای راکتورهای هسته ای
راکتورها انواع مختلف دارند برخی از آنها در تحقیقات ، بعضی از آنها برای تولید رادیو ایزتوپهای پر انرژی برخی برای راندن کشتی ها و برخی برای تولید برق بکار می روند. دوگروه اصلی راکتورهای هسته ای بر اساس تقسیم بندی کاربرد آنها . راکتورهای قدرت و راکتورهای تحقیقاتی هستند. راکتورهای قدرت مولد برق بوده و راکتورهای تحقیقاتی برای تحقیقات هسته ای پایه ، مطالعات کاربردی تجزیه ای و تولید ایزوتوپها مورد استفاده قرار می گیرند.
کاربرد حرارتی انرژی هسته ای
گرمای حاصل از واکنش هسته ای در محیط راکتور هسته ای تولید و پرداخته می شود. بعبارتی در طی مراحلی در راکتور این گرما پس از مهارشدن انرژی آزاد شده واکنش هسته ای تولید و پس از خنک سازی کافی با آهنگ مناسبی به خارج منتقل می شود. گرمای حاصله آبی را که در مرحله خنک سازی بعنوان خنک کننده بکار می رود را به بخار آب تبدیل می کند. بخار آب تولید شده ، همانند آنچه در تولید برق از زعال سنگ ، نفت یا گاز متداول است، بسوی توربین فرستاده می شود تا با راه اندازی مولد ، توان الکتریکی مورد نیاز را تولید کند. در واقع ، راکتور همراه با مولد بخار ، جانشین دیگ بخار در نیروگاه های معمولی شده است.
78

3-6-سوخت راکتورهای هسته ای
ماده ای که به عنوان سوخت در راکتورهای هسته ای مورد استفاده قرار می گیرد باید شکاف پذیر باشد یا به طریقی شکاف پذیر شود.235U شکاف پذیر است ولی اکثر هسته های اورانیوم در سوخت از انواع 238U است. این اورانیوم بر اثر واکنشهایی که به ترتیب با تولید پرتوهای گاما و بتا به 239Pu تبدیل می شود. پلوتونیوم هم مثل 235U شکافت پذیر است. به علت پلوتونیوم اضافی که در سطح جهان وجود دارد نخستین مخلوطهای مورد استفاده آنهایی هستند که مصرف در آنها منحصر به پلوتونیوم است.
میزان اورانیومی که از صخره ها شسته می شود و از طریق رودخانه ها به دریا حمل می شود، به اندازه ای است که می تواند 25 برابر کل مصرف برق کنونی جهان را تامین کند. با استفاده از این نوع موضوع ، راکتورهای زاینده ای که بر اساس استخراج اورانیوم از آب دریاها راه اندازی شوند قادر خواهند بود تمام انرژی مورد نیاز بشر را برای همیشه تامین کنند، بی آنکه قیمت برق به علت هزینه سوخت خام آن حتی به اندازه یک درصد هم افزایش یابد.
مزیتهای انرژی هسته ای بر سایر انرژیها
بر خلاف آنچه که رسانه های گروهی در مورد خطرات مربوط به حوادث راکتورها و دفن پسماندهای پرتوزا مطرح می کند از نظر آماری مرگ ناشی ازخطرات تکنولوژی هسته ای از 1 درصد مرگهای ناشی از سوختن زغال سنگ جهت تولید برق کمتر است. در سرتاسر جهان تعداد نیروگاههای هسته ای فعال بیش از 419 می باشد که قادر به تولید بیش از 322 هزار مگاوات توان الکتریکی هستند. بالای 70 درصد این نیروگاه ها در کشور فرانسه و بالای 20 درصد آنها در کشور آمریکا قرار دارد

3-7- کاربرد انرژی هسته ای
استفاده از انرژی هسته ای، یکی از اقتصادی ترین شیوه ها در دنیای صنعتی است و گستره عظیمی از کاربردهای مختلف، شامل تولید برق هسته ای، تشخیص و درمان بسیاری از بیماریها، کشاورزی و دامداری، کشف منابع آب و … را در بر می گیرد.
انرژی هسته ای در مجموع، مانند یکی از انرژی های موجود در جهان مثل انرژی بادی، آبی، گاز و نفت و … است، اما در مقایسه با آنها جزو انرژی های پایان ناپذیر شمرده می شود، که از نظر میزان تولید انرژی پاسخگوی نیازهای بشر خواهد بود. یعنی انرژی حاصل از تبدیل ماده به انرژی برابر است با جرم ماده ضرب در سرعت نور به توان 2 که نشان دهنده انرژی زیاد حاصل از تبدیل مقدار کمی ماده به انرژی است.
انرژی هسته ای کاربردهای متعددی دارد که در یک تقسیم بندی کلی میتوان آن را به نظامی و غیرنظامی یا صلح جویانه تقسیم کرد. تولید برق، یکی از نیازهای روزمره و فوق العاده تاثیر گذار بر زندگی مردم است که اگر با صرفه اقتصادی بیشتر و آلودگی هرچه کمتر زیست محیطی همراه باشد به یقین خواهد توانست در اقتصاد کشور نقش بسزایی ایفا کند. انرژی هسته ای که از این دو شاخصه مهم برخوردار است، می تواند در این زمینه به کمک نیروگاه ها آمده و جهان را از بحران محدودیت منابع فسیلی رهایی بخشد. به همین دلیل، نیروگاه برق اتمی، اقتصادی ترین نیروگاهی است که امروزه در دنیا احداث می شود.
80

یکی از روشهای تشخیصی و درمانی ارزشمند در طب، پزشکی هسته ای است که در آن از ایزوتوپهای رادیو اکتیو (رادیو ایزوتوپ) برای پیشگیری، تشخیص و درمان بیماریها استفاده می شود. گفتنی است از رادیو ایزوتوپ ها 60 سال است که برای شناسایی و درمان بیماریها استفاده می شود. با کشف شیوه های درمانی بیشتر و پیشرفت این راهها استفاده از رادیو ایزوتوپ هم گسترده تر شده است. پرتودهی مواد غذایی، عبارت است از قرار دادن ماده غذایی در مقابل مقدار مشخصی پرتو گاما، به منظور جلوگیری از جوانه زنی بعضی محصولات غذایی مانند پیاز و سیب زمینی و همچنین کنترل آفات انباری، کاهش بار میکربی و قارچی بعضی از محصولات مانند زعفران و ادویه و تاخیر در رسیدن بعضی میوه ها به منظور افزایش زمان نگهداری آنها ….. در بخش کودها مطالعات مربوط به تغذیه گیاهی نیز از این روش استفاده می شود مانند نحوه جذب کودها و عناصر و … . با استفاده از تکنیک پرتوتابی هسته ای می توان تغییرات ژنتیکی مورد نظر را برای اصلاح محصول در توده های گیاهی به کار برد. برای نمونه کشور پاکستان که بیابان های وسیع و زمین های بایر فراوانی دارد، از راه کشاورزی هسته ای، ارقام پرمحصولی از گیاهان را در همین مناطق پرورش داده است. نقش تکنیک های هسته ای در پیشگیری، کنترل و تشخیص بیماریهای دامی، نقش تکنیک های هسته ای در تولید مثل دام، نقش تکنیک های هسته ای در تغذیه دام، نقش تکنیک های هسته ای در اصلاح نژاد دام، نقش تکنیک های هسته ای در بهداشت و ایمنی محصولات دامی و خوراک دام. کاربرد تکنیک های هسته ای در مدیریت منابع آب همان بهبود دسترسی به منابع آب جهان، یکی از زمینه های بسیار مهم توسعه شناخته شده است. بیش از یک ششم جمعیت جهان در مناطقی زندگی می کنند که دسترسی مناسب به آب آشامیدنی بهداشتی ندارند. تکنیک های هسته ای برای شناسایی حوزه های آبخیز زیرزمینی، هدایت آبهای سطحی و زیرزمینی، کشف و کنترل آلودگی و کنترل نشت و ایمنی سدها به کار می رود. از این تکنیک ها، برای شیرین کردن آب شور و آب دریا نیز استفاده می شود.
81

نمونه هایی برای طرح کاربرد انرژی هسته ای در بخش صنعت عبارتند از: تهیه و تولید چشمه های پرتوزایی کبالت برای مصارف صنعتی، تولید چشمه های ایریدیم برای کاربردهای صنعتی و بررسی جوشکاری در لوله های نفت و گاز، تولید چشمه های پرتوزا برای کاربردهای مختلف در علوم و صنعت از قبیل طراحی و ساخت انواع سیستم های هسته ای برای کاربردهای صنعتی مانند سیستم های سطح سنجی، ضخامت سنجی، چگالی سنجی و نظایر آن، اندازه گیری زغال سنگ، بررسی کوره های مذاب شیشه سازی برای تعیین اشکالات آنها، نشت یابی در لوله های انتقال نفت با استفاده از تکنیک هسته ای و … .
سازمان انرژی اتمی ایران سازمان انرژی اتمی ایران که مقدمات ایجاد آن از اوایل سال ۱۳۵۳ فراهم گردیده بود، با تصویب قانون «سازمان انرژی اتمی» در تاریخ۱۳۵۳/۴/۱۶ عملا به صورت یک شخصیت حقوقی رسمیت یافت. قبل از پیروزی انقلاب اسلامی ایران، این سازمان با گسترش سریع و بی رویه، عهده دار تعهدات سنگین از بابت قراردادهای بیشمار در نقاط مختلف کشور و در راستای نصب و راه اندازی ۲۳۰۰۰ مگاوات برق هسته ای شده بود. بعد از پیروزی انقلاب اسلامی با تجدید نظر اساسی در کل برنامه های سازمان و ایجاد تغییرات بنیادی در اهداف و وظایف آن، قدم های موثری در جهت کاربرد و استفاده صلح آمیز از انرژی اتمی در کشور برداشته شده است. این اقدامات که از نیمه دوم دهه هفتاد کاملا مشهود بوده است، در جهت دستیابی به خودکفایی نسبی و با توجه به محدودیت های شدید اعمال شده توسط کشورهای غربی صورت گرفته است.
82

عناوین مهم راهبردهای سازمان که برنامه ها و فعالیت های آن در این چهارچوب در حال انجام می باشند، عبارتند از:
برخی از دستاوردهای مهم سازمان در سالهای اخیر عبارتند از:
ساختار و تشکیلات سازمان
3-8- راکتور هسته ای

دید کلی
راکتورهای هسته ای دستگاه هایی هستند که در آنها شکافت هسته ای کنترل شده رخ می دهد. راکتورها برای تولید انرژی الکتریکی و نیز تولید نوترون ها بکار می روند. اندازه و طرح راکتور بر حسب کار آن متغیر است. فرآیند شکافت که یک نوترون بوسیله یک هسته سنگین (با جرم زیاد) جذب شده و به دنبال آن به دو هسته کوچکتر همراه با آزاد سازی انرژی و چند نوترون دیگر شکافته می شود.
اولین انرژی کنترل شده ناشی از شکافت هسته در دسامبر 1942 بدست آمد. با رهبری فرمی ساخت و راه اندازی یک پیل از آجرهای گرافیتی ، اورانیوم و سوخت اکسید اورانیوم با موفقیت به نتیجه رسید. این پیل هسته ای ، در زیر میدان فوتبال دانشگاه شیکاگو ساخته شد و اولین راکتور هسته ای فعال بود.
83

ساختمان راکتور
با وجود تنوع در راکتور ها ، تقریبا همه آنها از اجزای یکسانی تشکیل شده اند. این اجزا شامل سوخت ، پوشش برای سوخت ، کند کننده نوترونهای حاصله از شکافت ، خنک کننده ای برای حمل انرژی حرارتی حاصله از فرآیند شکافت ماده کنترل کننده برای کنترل نمودن میزان شکافت می باشد.
سوخت هسته ای
سوخت راکتورهای هسته ای باید به گونه ای باشد که متحمل شکافت حاصله از نوترون بشود. پنج نوکلئید شکافت پذیر وجود دارند که در حال حاضر در راکتورها بکار می روند. 232Th ، 233U ، 235U ، 238U ، 239Pu . برخی از این نوکلئیدها برای شکافت حاصله از نوترونهای حرارتی و برخی نیز برای شکافت حاصل از نوترونهای سریع می باشند. تفاوت بین سوخت یک خاصیت در دسته بندی راکتورها است.
در کنار قابلیت شکافت ، سوخت بکار رفته در راکتور هسته ای باید بتواند نیازهای دیگری را نیز تامین کند. سوخت باید از نظر مکانیکی قوی ، از نظر شیمیایی پایدار و در مقابل تخریب تشعشعی مقاوم باشد، تا تحت تغییرات فیزیکی و شیمیایی محیط راکتور قرار نگیرد. هدایت حرارتی ماده باید بالا باشد بطوری که بتواند حرارت را خیلی راحت جابجا کند. همچنین امکان بدست آوردن ، ساخت راحت ، هزینه نسبتا پایین و خطرناک نبودن از نظر شیمیایی از دیگر فایده های سوخت است.
84

3-9- غلاف سوخت راکتور
سوختهای هسته ای مستقیما در داخل راکتور قرار داده نمی شوند، بلکه همواره بصورت پوشیده شده مورد استفاده قرار می گیرند. پوشش یا غلاف سوخت ، کند کننده و یا خنک کننده از آن جدا می سازد. این امر از خوردگی سوخت محافظت کرده و از گسترش محصولات شکافت حاصل از سوخت پرتو دیده به محیط اطراف جلوگیری می کند. همچنین این غلاف می تواند پشتیبان ساختاری سوخت بوده و در انتقال حرارت به آن کمک کند. ماده غلاف همانند خود سوخت باید دارای خواص خوب حرارتی و مکانیکی بوده و از نظر شیمیایی نسبت به برهمکنش با سوخت و مواد محیط پایدار باشد. همچنین لازم است غلاف دارای سطح مقطع پایینی نسبت به بر همکنشهای هسته ای حاصل از نوترون بوده و در مقابل تشعشع مقاوم باشد.
مواد کند کننده نوترون
یک کند کننده ماده ای است که برای کند یا حرارتی کردن نوترونهای سریع بکار می رود. هسته هایی که دارای جرمی نزدیک به جرم نوترون هستند بهترین کند کننده می باشند. کند کننده برای آنکه بتواند در راکتور مورد استفاده قرار گیرد بایستی سطح مقطع جذبی پایینی نسبت به نوترون باشد. با توجه به خواص اشاره شده برای کند کننده ، چند ماده هستند که می توان از آنها استفاده کرد. هیدروژن ، دوتریم ، بریلیوم و کربن چند نمونه از کند کننده ها می باشند. از آنجا که بریلیوم سمی است، این ماده خیلی کم به عنوان کند کننده در راکتور مورد استفاده قرار می گیرد. همچنین ایزوتوپهای هیدروژن ، به شکل آب و آب سنگین و کربن ، به شکل گرافیت به عنوان مواد کند کننده استفاده می شوند.
85

خنک کننده ها
گرمای حاصله از شکافت در محیط راکتور یا باید از سوخت زدوده شود و یا در نهایت این گرما بقدری زیاد شود که میله های سوخت را ذوب کند. حرارتی که از سوخت گرفته می شود ممکن است در راکتور قدرت برای تولید برق بکار رود. از ویژگیهایی که ماده خنک کننده باید داشته باشد، هدایت حرارتی آن است تا اینکه بتواند در انتقال حرارت موثر باشد. همچنین پایداری شیمیایی و سطح مقطع جذب پایین تر از نوترون دو خاصیت عمده ماده خنک کننده است. نکته دیگری که باید به آن اشاره شود این است که این ماده نباید در اثر واکنشهای گاما دهنده رادیواکتیو شوند. از مایعات و گازها به عنوان خنک کننده استفاده شده است، مانند گازهای دی اکسید کربن و هلیوم. هلیوم ایده آل است ولی پر هزینه بوده و تهیه مقادیر زیاد آن مشکل است. خنک کننده های مایع شامل آب ، آب سنگین و فلزات مایع هستند. از آنجا که برای جلوگیری از جوشیدن آب فشار زیادی لازم است خنک کننده ایده آلی نیست.
86

3-10- مواد کنترل کننده شکافت
برای دستیابی به فرآیند شکافت کنترل شده و یا متوقف کردن یک سیستم شکافت پس از شروع ، لازم است که موادی قابل دسترس باشند که بتوانند نوترونهای اضافی را جذب کنند. مواد جاذب نوترون بر خلاف مواد دیگر مورد استفاده در محیط راکتور باید سطح مقطع جذب بالایی نسبت به نوترون داشته باشند. مواد زیادی وجود دارند که سطح مقطع جذب آنها نسبت به نوترون بالاست، ولی ماده مورد استفاده باید دارای چند خاصیت مکانیکی و شیمیایی باشد که برای این کار مفید واقع شود. انواع راکتورها
راکتورها بر حسب نوع فرآیند شکافت به راکتورهای حرارتی ، ریع و میانی (واسطه) ، بر حسب مصرف سوخت به راکتورهای سوزاننده ، مبدل و زاینده ، بر حسب نوع سوخت به راکتورهای اورانیوم طبیعی ، راکتورهای اورانیوم غنی شده با 235U (راکتور مخلوطی Be) ، بر حسب خنک کننده به راکتورهای گاز (CO2مایع (آب ، فلز) ، بر حسب فاز سوخت کند کننده ها به راکتورهای همگن ، ناهمگن و بالاخره بر حسب کاربرد به راکتورهای قدرت ، تولید نوکلید و تحقیقاتی تقسیم می شوند.
87

3-11-کاربردهای راکتورهای هسته ای
راکتورها انواع مختلف دارند برخی از آنها در تحقیقات ، بعضی از آنها برای تولید رادیو ایزتوپهای پر انرژی برخی برای راندن کشتیها و برخی برای تولید برق بکار می روند.
دوگروه اصلی راکتورهای هسته ای بر اساس تقسیم بندی کاربرد آنها. راکتورهای قدرت و راکتورهای تحقیقاتی هستند. راکتورهای قدرت مولد برق بوده و راکتورهای تحقیقاتی برای تحقیقات هسته ای پایه ، مطالعات کاربردی تجزیه ای و تولید ایزوتوپها مورد استفاده قرار می گیرند.

3-12-انرژی شکافت هسته ای
کشف انرژی هسته ای در جریان جنگ جهانی دوم صورت گرفت و اکنون برای شبکه برق بسیاری از کشورها هزاران کیلو وات تهیه می کند (نیرو گاه هسته ای). بحران انرژی بر اثر بالارفتن قیمت نفت در سال 1973 استفاده از انرژی شکافت هسته ای بیشتر وارد صحنه کرد. در حال حاضر ممالک اروپایی انرژی هسته ای را تنها انرژی می داند. که می تواند در اکثر موارد جایگزین نفت شود. استفاده از انرژی شکافت هسته ای که بر روی یک ماده قابل احتراق کانی که بصورت محدود پایه گذاری می شود. برای سایر کشورها خطرات بسیار دارد در حال حاضر تولید الکتریسته با استفاده از شکافت هسته ای کنترل شده به میزان زیادی توسعه یافته و مورد قبول واقع شده است. تولید انرژی هسته ای در کشورهای توسعه یافته بخش مهمی از طرح انرژی ملی را تشکیل می دهد.
88

3-13-انرژی بستگی هسته ای
می توان تصور کرد که جرم هسته ، M ، با جمع کردن Z (تعداد پروتونها) ضربدر جرم پروتون و N تعداد نوترونها ضربدر جرم نوترون بدست می آید.
از طرف دیگر M همیشه کمتر از مجموع جرمهای تشکیل دهنده های منزوی هسته است. این اختلاف به توسط فرمول انیشتین توضیح داده می شود که رابطه بین جرم و انرژی هم ارزی جرم و انرژی را برقرار می سازد. اگر یک دستگاه مادی دارای جرم باشد در این صورت دارای انرژی کلی E است. E = M C2 که در آن C سرعت نور در خلا و M جرم کل هسته مرکب از نوکلئونها و E مقدار انرژیی است که در اثر فروپاشی جرم M تولید می شود. بنابر این اصول انرژی هسته ای بر آزاد سازی انرژی پیوندی هسته استوار است. هر سیستمی که دارای انرژی پیوندی بیشتر باشد پایدار می باشد. در واقع جرم مفقود شده در واکنشهای هسته ای طبق فرمول E = M C2 به انرژی تبدیل می شود. پس انرژی بستگی اختلاف جرم هسته و جرم نوکلئونهای تشکیل دهنده آن است، که معرف کاری است که باید انجام شود تا نوکلئونها از هم جدا شوند.
89

3-14-مواد شکافتنی
مواد ناپایدار برای اینکه به پایداری برسند، انرژی گسیل می کنند تا به حالت پایدار برسد. معمولا عناصری شکافت پذیر هستند که جرم اتمی آنها بالای 150 باشد ،235U و 238U در معادن یافت می شود. 99.3 درصد اورانیوم معادن 238U می باشد.و تنها 7% آن 235U می باشد. از طرفی 235U با نوترونهای کند پیشرو واکنش نشان می دهد. 238Uتنها با نوترونهای تند کار می کند، البته خوب جواب نمی دهد. بنابر این در صنعت در نیروگاههای هسته ای 235U به عنوان سوخت محسوب می شود. ولی به دلایل اینکه در طبیعت کم یافت می شود. بایستی غنی سازی اورانیوم شود، یعنی اینکه از 7 درصد به 1 الی 3 درصد برسانند.
3-15-شکافت 235U
در این واکنش هسته ای وقتی نوترون کند بر روی 235U برخورد می کند به 236U تحریک شده تبدیل می شود. نهایتا تبدیل به باریوم و کریپتون و 3 تا نوترون تند و 177 Mev انرژی آزاد می شود. پس در واکنش اخیر به ازای هر نوکلئون حدود 1 Mev انرژی آزاد می شود. در واکنشهای شیمیایی مثل انفجار به ازای هر مولکول حدود 30 Mev انرژی ایجاد می شود. لازم به ذکر است در راکتورهای هسته ای که با نوترون کار می کند، طبق واکنشهای به عمل آمده 2 الی3 نوترون سریع تولید می شود. حتما این نوترونهای سریع باید کند شوند
90

تعداد صفحات : 90 | فرمت فایل : pptx

بلافاصله بعد از پرداخت لینک دانلود فعال می شود