پروژه بررسی راکتورهای هسته ای



راکتورهای هسته ای

فهرست مطالب:
مقدمه
خنک شدن
انواع رآکتورهای گرمایی
رآکتور آب تحت فشار، PWR
رآکتور آب جوشان، BWR
رآکتور D2G
عملکرد راکتور هسته ای
خنک کننده
انرژی شکافت هسته ای (FISSION)
ساختار عمومی راکتورهای هسته ای
مجموعه های سوخت
کند کننده ها
مشخصات یک کند کننده خوب
خنک کننده ها
خواص ایده آل برای یک خنک کننده
سیستم های ایمنی در راکتور
میله های کنترل
حفاظت راکتور
راکتورهای تحقیقاتی تانکی
راکتور تحقیقاتی تریگا
راکتور تحقیقاتی آب سنگین
راکتور تحقیقاتی زاینده سریع
راکتورهای آب سبک تحت فشار
راکتور های آب سبک جوشان (BWR)
راکتور های خنک شونده با گاز (GCR)
راکتور های خنک شونده با آب سبک و کند کننده گرافیتی
راکتور های آب سنگین تحت فشار (CANDU)
راکتور های زاینده سریع با فلز مایع (LMFBR/FBR)
راکتور های خنک شونده با مواد آلی
راکتور های گداخت هسته ای
فیزیک گداخت هسته ای: واکنش ها
زنجیره پروتون- پروتون
واکنش های دوتریم-دوتریم
واکنش های دوتریم- تریتیم
شرایط راکتور گداخت هسته ای
راکتور همجوشی هسته ای (FUSION)
ساختار همجوشی هسته ای
شرایط لازم برای یک راکتور همجوشی هسته ای
سوخت های همجوشی
محصور سازی مغناطیسی
محصور سازی مغناطیسی: پروژه ITER
مدیریت زباله های هسته ای
انبارداری موقتی
بازفرآوری انبار نهایی
پسماند های هسته ای
پسماندهای هسته ای جهان
تقسیم بندی پسماند های پرتو زا
استحاله پسماند
مشکلات بین المللی پسماند های هسته ای

مقدمه
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. 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 زیردریایی های هسته ای و کشتی های بزرگ مانند ناوهای هواپمابر 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.

خنک شدن
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.

انواع رآکتورهای گرمایی
الف – کند سازی با آب سبک:
– رآکتور آب تحت فشار Pressurized Water Reactor (PWR)
– رآکتور آب جوشان (BWR) Boiling Water Reactor
– رآکتور D2G

ب- کند سازی با گرافیت:
– ماگنوس Magnox
– رآکتور پیشرفته با خنک کنندی گازی Advanced Gas-Coaled Reactor (AGR)
– راکتور RBMK

– راکتور PBMR
ج – کند کنندگی با آب سنگین:
– راکتور SGHWR
– راکتور CANDU

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.

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.
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.

رآکتور D2G
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 نسل 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.

عملکرد راکتور هسته ای
تولید الکتریسیته از راکتورهای هسته ای در مقیاس صنعتی در سال ‪۱۹۵۶‬ در انگلستان آغاز شد. تا سال ‪ ۱۹۶۵‬روند ساخت نیروگاههای هسته ای از رشد محدودی برخوردار بود اما طی دو دهه ‪ ۱۹۶۶‬ تا ‪ ۱۹۸۵‬ جهش زیادی در ساخت نیروگاههای هسته ای بوجود آمد. این جهش طی سالهای ‪ ۱۹۷۲‬تا ‪ ۱۹۷۶‬ که بطور متوسط هر سال ‪ ۳۰‬ نیروگاه شروع به ساخت می کردند، بسیار زیاد و قابل توجه است. پس از دوره جهش فوق یعنی از سال ‪ ۱۹۸۶‬ تاکنون روند ساخت نیروگاهها کاهش یافته بطوریکه هم اکنون بطور متوسط سالیانه کار ساخت ‪ ۴‬راکتور هسته ای آغاز می شود.
در سالهای گذشته گسترش استفاده از انرژی هسته ای برای تولید برق در کشورهای مختلف روندهای گوناگونی داشته است. به عنوان مثال کشور انگلیس تا سال ‪ ۱۹۶۵‬پیشرو در ساخت نیروگاه های هسته ای بود، اما پس از آن تاریخ ساخت نیروگاه هسته ای در این کشور کاهش یافت. برعکس کشور آمریکا که تا اواخر دهه ‪ ۱۹۶۰‬تنها ‪ ۱۷‬نیروگاه هسته ای داشت در طول دهه های ‪۱۹۷۰‬و ‪ ۱۹۸۰‬بیش از ‪ ۹۰‬نیروگاه هسته ای دیگر ساخت. هم اکنون کشور فرانسه ‪ ۷۵‬درصد از برق مورد نیاز خود را توسط نیروگاه های هسته ای تولید می کند که از این بابت در صدر کشورهای جهان قرار دارد.
گرچه ساخت نیروگاههای هسته ای و تولید برق هسته ای در جهان از رشد انفجاری اواخر دهه ‪ ۱۹۶۰‬تا اواسط ‪ ۱۹۸۰‬برخوردار نیست اما کشورهای مختلف همچنان درصدد تامین انرژی مورد نیاز خود از طریق انرژی هسته ای هستند. طبق پیش بینی های به عمل آمده روند استفاده از برق هسته ای تا دهه های آینده همچنان روند صعودی خواهد داشت و در این زمینه، منطقه آسیا و اروپای شرقی به ترتیب مناطق اصلی جهان در ساخت نیروگاه هسته ای جدید خواهند بود.
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 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.

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.
طی سال های گذشته اغلب کشورها به استفاده از این نوع انرژی هسته ای تمایل داشتند و حتی دولت ایران 15 نیروگاه اتمی به کشورهای آمریکا، فرانسه و آلمان سفارش داده بود. ولی خوشبختانه بعد از وقوع دو حادثه مهم تری میل آیلند (Three Mile Island) در 28 مارس 1979 و فاجعه چرنوبیل (Tchernobyl) در روسیه در 26 آوریل 1986، نظر افکار عمومی نسبت به کاربرد اتم برای تولید انرژی تغییر کرد و ترس و وحشت از جنگ اتمی و به خصوص امکان تهیه بمب اتمی در جهان سوم، کشورهای غربی را موقتاً مجبور به تجدیدنظر در برنامه های اتمی خود کرد.
نیروگاه اتمی در واقع یک بمب اتمی است که به کمک میله های مهارکننده و خروج دمای درونی به وسیله مواد خنک کننده مثل آب و گاز، تحت کنترل درآمده است. اگر روزی این میله ها و یا پمپ های انتقال دهنده مواد خنک کننده وظیفه خود را درست انجام ندهند، سوانح متعددی به وجود می آید و حتی ممکن است نیروگاه نیز منفجر شود، مانند فاجعه نیروگاه چرنوبیل شوروی.
عمل سوختن اورانیوم در داخل نیروگاه اتمی متفاوت از سوختن زغال یا هر نوع سوخت فسیلی دیگر است. در این پدیده با ورود یک نوترون کم انرژی به داخل هسته ایزوتوپ اورانیوم 235 عمل شکست انجام می گیرد و انرژی فراوانی تولید می کند. بعد از ورود نوترون به درون هسته اتم، ناپایداری در هسته به وجود آمده و بعد از لحظه بسیار کوتاهی هسته اتم شکسته شده و تبدیل به دوتکه شکست و تعدادی نوترون می شود. تعداد متوسط نوترون ها به ازای هر 100 اتم شکسته شده 247 عدد است و این نوترون ها اتم های دیگر را می شکنند و اگر کنترلی در مهار کردن تعداد آنها نباشد واکنش شکست در داخل توده اورانیوم به صورت زنجیره ای انجام می شود که در زمانی بسیار کوتاه منجر به انفجار شدیدی خواهد شد.
در واقع ورود نوترون به درون هسته اتم اورانیوم و شکسته شدن آن توام با انتشار انرژی معادل با 200 میلیون الکترون ولت است این مقدار انرژی در سطح اتمی بسیار ناچیز ولی در مورد یک گرم از اورانیوم در حدود صدها هزار مگاوات است. که اگر به صورت زنجیره ای انجام شود، در کمتر از هزارم ثانیه مشابه بمب اتمی عمل خواهد کرد. اما اگر تعداد شکست ها را در توده اورانیوم و طی زمان محدود کرده به نحوی که به ازای هر شکست، اتم بعدی شکست حاصل کند شرایط یک نیروگاه اتمی به وجود می آید. به عنوان مثال نیروگاهی که دارای 10 تن اورانیوم طبیعی است قدرتی معادل با 100 مگاوات خواهد داشت و به طور متوسط 105 گرم اورانیوم 235 در روز در این نیروگاه شکسته می شود و همان طور که قبلاً گفته شد در اثر جذب نوترون به وسیله ایزوتوپ اورانیوم 238 اورانیوم 239 به وجود می آمد که بعد از دو بار انتشار پرتوهای بتا (یا الکترون) به پلوتونیم 239 تبدیل می شود که خود مانند اورانیوم 235 شکست پذیر است. در این عمل 70 گرم پلوتونیم حاصل می شود. ولی اگر نیروگاه سورژنراتور باشد و تعداد نوترون های موجود در نیروگاه زیاد باشند مقدار جذب به مراتب بیشتر از این خواهد بودو مقدار پلوتونیم های به وجود آمده از مقدار آنهایی که شکسته می شوند بیشتر خواهند بود. در چنین حالتی بعد از پیاده کردن میله های سوخت می توان پلوتونیم به وجود آمده را از اورانیوم و فرآورده های شکست را به کمک واکنش های شیمیایی بسیار ساده جدا و به منظور تهیه بمب اتمی ذخیره کرد.

انرژی شکافت هسته ای (FISSION)
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.
شکافت هسته ای برای اولین بار در سال 1939 توسط اتوهان و لییزمیتنر در انیستیتوی شیمی قیصر ویلهلم در برلین کشف شد . نتایج بمباران اورانیوم به وسیله نوترون، هم جالب بود و هم سوال برانگیز. این آزمایش اولین بار در سال 1934 توسط انریکوفرمی (Enrico Fermi) و همکارانش انجام شد اما تا سالها بعد نتوانستند به خوبی آن را تفسیر کنند.
16ژانویه سال 1939 نیلزبوهر (Niles Bohr) از کپنهاگ دانمارک به ایالات متحده آمد تا چند ماهی را در پرینستون بگذراند و درباره برخی مسائل با آلبرت اینشتن به بحث بپردازد ( سال بعد بوهر مجبور شد برای فرار از دست نازیها به سوئد فرار کند ) درست قبل از اینکه بوهر دانمارک را ترک کند دو تن از همکارانش به نام اتورابرت فریچ (Oto Robert Frich) و لیز میتنر (Lise Meitner) که هر دو از آلمان فرار کرده بودند درباره تحقیقاتشان با بوهر صحبت کردند آنها حدس زده بودند که احتمالاً جذب یک نوترون توسط هسته اورانیوم در برخی موارد منجر به شکسته شدن هسته به دو بخش تقریباً مساوی همراه با آزاد شدن مقدار زیادی انرژی خواهد شد فرآیندی که آنها اسمش را " شکافت " گذاشتند.
شکافت هسته ای را می توان با روشهای مختلفی القا کرد. یکی از این روشها بمباران کردن هسته اتم قابل شکافت به وسیله ذره دیگری است که انرژی مناسبی داشته باشد. این ذره دوم معمولاً یک نوترون آزاد است که با سرعت بسیار بالا حرکت می کند. هسته این نوترون را جذب می کند. جذب نوترون باعث ناپایدار شدن هسته می شود پس از آن هسته به 2 یا چند قسمت شکسته می شود به این قسمتهای تولید شده، محصولات شکافت می گویند که شامل 2 هسته سبک تر، 2 یا 3 نوترون آزاد دیگر و تعدادی فوتون می باشد. انرژی آزاد شده این فرآیند در مقایسه با واکنش های شیمیایی بسیار زیاد است. این انرژی هم به صورت تابش فوتون ( مثل پرتوهای گاما ) و هم به صورت انرژی جنبیش ( انرژی حرکتی ) هسته و نوترونهای آزاد می شود. یک واکنش شکافت به طور معمول حدود 200Mev انرژی آزاد می کند.
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. مجموعه های سوخت
2. کند کننده ها
3. خنک کننده ها
4. سیستم های ایمنی
5.میله های کنترل
6. حفاظ های مختلف

در اینجا به بحث مختصری درباره ی هرکدام از این قسمت ها پرداخته می شود:

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.

کند کننده ها
کند کننده ماده ای است که برای کند کردن نوترون های سریع است 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.
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.

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.
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)

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.

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.
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.

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.
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 پسماند 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.

راکتورهای تحقیقاتی تانکی
استفاده از این نوع راکتورآسان تر است، زیرا کنترل عبور آب پمپاژ شده در این سیستم آسان تر است،البته در راکتور های با توان پایین که مخصوص آموزش هستند نیز ممکن است تانکی باشند. طرز قرار گرفتن قلب و باز تابنده راکتور در نوع تانکی با سوخت ورقه ای، همانند سیستم های نوع استخری است و متغیر های یکسانی نیز دارند با این تفاوت که در آن به جای محافظ آب از بتن جامد بدور قسمتهایی از آن بهره گرفته می شود.
راکتور تحقیقاتی تریگا
راکتور تریگا نوع دیگری است که تا کنون 40واحد از آن در نقاط مختلف جهان مورد استفاده قرار گرفته است. قلب آن شامل 60 الی 100 عنصر سوختی استوانه ای با قطرmm36 و غلاف آلومینیمی و حاوی ترکیبی از سوخت اورانیم و هیدرید زیر کونیم (به عنوان کند کننده) می باشد.
قلب این راکتور در استخر آب قرار دارد و معمولاً از گرافیت و برلیم به عنوان باز تابنده استفاده می کنند.این نوع راکتور در ایمنی کامل و در کسر کوچکی از ثانیه میتواند به درجات بالای قدرت برسد.سوخت راکتور تریگا به آن، ضریب حرارتی منفی بالایی عرضه می دارد و افزایش سریع قدرت آن هم به وسیله اثر فعالیت منفی ناشی از هیدرید کند کننده به سرعت متوقف می شود.

راکتور تحقیقاتی آب سنگین
نوع دیگری از راکتور تحقیقاتی است که نوترون ها به وسیله آب سنگین یا گرافیت، کند می شوند.این راکتور ها در تولید بمب هسته ای نقش بسزایی دارند.

راکتور تحقیقاتی ((زاینده سریع))
راکتور زاینده سریع BFS،دارای دها هزار دیسک یا صفحه سوختی شامل پلوتونیم و اورانیم بسیار غنی شده، با کاربرد های نظامی می باشد.
مزایای راکتور های زاینده سریع
•عدم نیاز به کند کننده
•استفاده از مشخصه بسیار عالی برداشت حرارت توسط سدیم
•عدم واکنش سدیم با اورانیم و توریم
•سوخت می تواند از طریق فلز مایع محصور شود
معایب راکتور های زاینده سریع :
•سدیم شدیداً با آب و هوا وارد واکنش می شود.
•اثر سوء تابش پرتو ها به جز در مورد مایع ذوب شده یک مساله جدی است.
•سدیم باید شدیداً از مجاورت با اکسیژن بر حذر داشته شود.
• تنش حرارتی بالا طراحی مخزن راکتور و مولد بخار را پیچیده می کند.
•جابجایی و سوخت گذاری خیلی مشکل است.
• سدیم توسط بمباران هسته ای شدیداً رادیو اکتیو می شود.
• احتیاط های ویژه به منظور عدم نشست سدیم از مدار اولیه و ثانویه و
تماس آن با آب و هوا باید به عمل آید.
• راهای مناسب برای حرارت دادن خنک کننده در صورت منجمد شدن باید در نظر گرفته شود.

راکتورهای آب سبک تحت فشار
راکتورهای آب سبک تحت فشار PWR(همچنینVVER که از نوع طراحی روسی است) مولدهای نیرو هستند. راکتور های نیروی هسته ای که معمولا از آب تحت فشاربالا (آب زیاد از حد گرم شده ) به عنوان ماده سرد کننده برای انتقال گرمای تولید شده توسط واکنش زنجیره ای هسته ای از سوخت هسته ای استفاده می کنند و به عنوان یک تعدیل کنند? حرارتی نوترون گدازآور آنچنان که این با سوخت هسته ای فعل و انفعالات داخلی برای نگهداری و حفظ واکنش زنجیره ای دارد. اولین حلق? ماده سرد کننده برای جلوگیری از رسیدن آب به حد جوشان تحت فشار بالا قرار می گیرد. ،همان طور که از اسم آن مشخص استPWR متداول ترین نمونه از راکتور تولید نیروی هسته ای است و در بسیاری از موارد درنیروگاه ها ، کشتی ها و زیر دریایی ها ، در همه جای دنیا مورد استفاده قرار می گیرد. بیش از 230 عدد از آنها در تاسیسات نیروی هسته ای برای ساخت نیروی الکتریکی مورد استفاده قرار می گیرند، و بیش از چند صد عدد دیگر در نیروی محرکه دریایی در ناوهای (حمل کننده)هواپیما ها و جت ها ، زیر دریایی ها و یخ شکن ها. آنها اساسا در آزمایشگاه ملیOak Ridge در آمریکا به دنبال کار انجام داده شده توسط آزمایشگاه نیروی اتمی Bettis برای استفاده درتاسیسات نیروی هسته ای زیر دریایی طراحی شده بودند.

راکتور های آب سبک جوشان (BWR)
طراحی این نوع راکتور (BWR) شباهت زیادی به PWR دارد بجز اینکه فقط دارای یک مدار آب خنک کننده با فشار کم (حدود 75 اتمسفر ) می باشد.در این شرایط حرارت آب به حدود 285 درجه سانتیگراد رسیده و این آب در قلب راکتور جوشان خواهد شد.طراحی این راکتور طوری است که 15_12 درصد آب در بالای قلب به صورت بخار وجود دارد،لذا در این وضعیت خاص کند کنندگی و راندمان نوترون های م?ثر کمتر خواهد بود.
بخار حاصل از گرمای راکتور از صفحاتی عبور کرده و به بالای قلب راکتور می رسد که از آنجا مستقیماً به توربین ها هدایت می شود که این خود بخشی از مدار راکتور محسوب می گردد.
مجتمع سوخت راکتور های BWR هر یک شامل 100_90 میله سوخت هستند.تعداد مجتمع های سوخت این راکتور ها به 750 می رسد که اورانیم موجود در آنها حدود 140 تن می باشد. سیستم کنترل ثانویه، محدود کردن عبور آب و بخار به قسمت های بالایی قلب راکتور را به عهده دارد که این سبب کاهش قدرت کند کنندگی آب در راکتور می گردد.

راکتور های خنک شونده با گاز(GCR)
راکتور های خنک شونده با گاز اصولاً در کشور انگلستان ساخته شده و توسعه یافته است.در راکتور های GCR گرافیت به عنوان کند کننده و دی اکسید کربن به عنوان خنک کننده در مدار اول نقش انتقال حرارت را بعهده دارد.این حرارت به مدار بعدی که آب است منتقل و بخار حاصل توربین را به حرکت در می آورد.
راکتور های AGCR نسل دوم راکتور های خنک شونده با گاز هستند. در این دسته از راکتور ها هم گرافیت به عنوان کند کننده و دی اکسید کربن به عنوان ماده خنک کننده مورد استفاده قرار گرفته است. سوخت این راکتور ها، قرص های اکسید اورانیم که تا 5/3_5/2 درصد غنی شده و در غلاف های استیل زنگ نزن قرار داده شده اند.

راکتور های خنک شونده با آب سبک و کند کننده گرافیتی
این یک نوع طراحی روسی است که از راکتور های تولید پلوتونیم اقتباس و توسعه یافته است.این راکتور یک محفظه تحت فشار(قلب) عمودی دارد که در آن لوله هایی از بین کند کننده های گرافیتی عبور کرده است. لذا حرارت های تولید شده به آب خنک کننده منتقل گشته و در قلب راکتور تا 290 درجه سانتیگراد جوشان می شود. این وضعیت تا اندازه زیادی شبیه به راکتور های BWR است. سوخت این راکتور، از اکسید اورانیم کم غنی شده می باشد و در مجموعه های سوخت بطول 5/3 متر قرار قرار می گیرد. کند کنندگی حاصل از گرافیت جاگذاری شده در راکتور و جوشش اضافی به سادگی سبب کاهش خنک کنندگی و جذب نوترون می شود،بدون اینکه از واکنش شکافت جلوگیری نموده باشد و لذا یک باز خور مثبت میتواند پدیدار شود.

راکتور های آب سنگین تحت فشار (CANDU)
راکتور های فوق از نوع آب سنگین تحت فشار است که با سوخت اورانیم طبیعی کار می کند.نام دیگر این راکتور ها به CANDU موسوم است.
در راکتور های "کندو" از اورانیم طبیعی به عنوان سوخت و از آب سنگین به منظور کند کننده و خنک کننده راکتور (کند کننده و خنک کننده هر یک دارای سیستم جدا از هم می با شد)استفاده می شود. از آنجاییکه این راکتور نیز توانایی جا دادن صدها مجتمع سوخت در لوله ها یا کانال های تحت فشار خود را در قلب راکتور دارد،لذا عمل سوخت گذاری راکتور در حال کار با تمام ظرفیت قابل اجرا است.

راکتور های زاینده سریع با فلز مایع (LMFBR/FBR)
در راکتور های زاینده سریع دو فرایند تولید انرژی و ساخته شدن هسته های جدید پلوتونیم با هم اتفاق می افتند.قلب این راکتور از دو قسمت تشکیل می شود.میله های سوخت که مخلوطی است، از دی اکسید پلو تونیم و دی اکسید اورانیم که در قسمت داخلی قراردارند .
در اینجا واکنشهای شکافت غالب هستند درحالی که در قسمت بیرونی فرایند غالب عبارت است از اورانیم_238 پلوتونیم_239 . این قسمت بیرونی حاوی اورانیم شده است (اورانیومی که کسر غنی شده آن حتی از 7/0 درصد یعنی مقدار طبیعی آنهم کمتر است) . در چنین راکتوری در واحد زمان ،پلوتونیم شکافت، پذیر بیشتری حاصل میشود، تا مقداری که تحت واکنش شکافت قرار گرفته میشود (از این رو اسم "زاینده " بر آن اطلاق شده است). از طرف دیگر نوترون ها کند نمیشوند ، چرا که برای انجام فرآیندهای مورد بحث در بالا وجود نوترون های سریع الزامی هستند .

راکتور های خنک شونده با مواد آلی
در راکتورهای خنک شونده با مواد آلی از یک سری مواد آلی مایع مخصوصاً از مخلوط هایی از دی فینل و دی فینل اکسید به عنوان یک عامل انتقال حرارت مناسب استفاده شده است .

راکتور های گداخت هسته ای
اخیراً راکتور های گداخت هسته ای به وسیله تاثیر مهمی که به روی منابع نیرو دارند مورد توجه بیشتری قرار گرفته اند،راکتور های گداخت هسته ای،نسبت به راکتور های شکافت هسته ای موجود به منابع سوخت بیشتری احتیاج خواهند داشت. نفوذ اشعه در آنها کمتر از درجات معمول پیشین می باشد و زباله های اتمی کمتری را تولید خواهند کرد.
تا به حال کسی این تکنولوژی را به کار نبرده است ولی به کار گیری آن چندان هم دور از دسترس نیست. راکتور های گداخت هسته ای در مراحل آزمایشی در چندین آزمایشگاه در کشور ایلات متحده و دیگر کشور ها در حال انجام است. کنسرسیوم متشکل از آمریکا، روسیه، اتحادیه اروپا و ژاپن پیشنهاد ساخت راکتور گداخت هسته ای بنام "راکتور آزمایشی بین المللی هسته ای حرارتی" ITER را در منطقه کداراش(Cadarache) فرانسه در دستور کار قرار داده اند.این عمل جهت نشان دادن امکان بکارگیری راکتور های گداخت هسته ای مورد نظر در تولید برق است.

فیزیک گداخت هسته ای: واکنش ها
راکتور های هسته ای موجود برای تولید نیرو از شکست هسته ای اتم استفاده می کنند. در شکست هسته ای اتم تولید انرژی از شکستن یک اتم به دو اتم حاصل می شود. در راکتور های اتمی متداول نوترونهای با انرژی بالا اتم های سنگین اورانیم را به دو قسمت تقسیم می کنند و حجم زیادی را از انرژی، اشعه و زباله های رادیو اکتیو باطول عمر بالا بر جای می گذارند. در گداخت هسته ای اتم انرژی از ترکیب دو اتم و به وجود آمدن یک اتم حاصل می شود. در یک راکتور گداخت هسته ای از ترکیب اتم های هیدروژن با هم،اتم هلیوم،نوترونها و مقدار بسیار زیادی انرژی حاصل می شود.
ین واکنش از نوع واکنشی است که باعث ایجاد قدرت بمبهای هیدروژنی و به وجود آمدن اشعه خورشید می باشد. این نسبت به شکست هسته ای آشکارتر، ایمن تر وکار آمد تر خواهد بود و همچنین منابع و نیروی بیشتری را عرضه خواهد نمود. انواع مختلفی از واکنش های گداخت هسته ای وجود دارند در اکثر آنها ایزوتوپ های هیدروژن به نام های تریتیم و دوتریم وجود دارند.

زنجیره پروتون- پروتون
این زنجیره طرح قالب و یا بارزی از واکنش گداخت هسته ای است که در ستاره ها از قبیل خورشید مورد استفاده می باشد.
1) دو جفت پروتون با هم دو اتم دوتریم را بوجود می آورند.
2) هر اتم دو تریم با یک پروتون پیوند خورده و یک اتم هلیم-3 را به وجود می آورند.
3) دو اتم هلیم-3 با هم ترکیب شده و باعث به وجود آمدن برلیوم-6 می شوند که ناپایدار است.
4) برلیوم-6 به دو اتم هلیم-? تبدیل می شود. این واکنش ها موجب تولید ذرات با انرژی فراوانی از قبیل (پروتون،الکترون،نوترون و پزیترون ها) و اشعه های نور و پرتوهای گاما می شود.

واکنش های دوتریم-دوتریم
دو اتم دوتریم با هم ترکیب شده و یک اتم هلیم- و یک نوترون را به وجود می آورند.

واکنش های دوتریم- تریتیم
یک اتم دوتریم ویک اتم تریتیم ترکیب شده و تشکیل یک هلیم-? و یک نوترون را می دهند.
اکثر انرژی آزاد شده به صورت نوترونهای با انرژی بالا می باشند. از لحاظ عقلی مهار کردن گداخت هسته ای، در یک راکتور کار ساده ای به نظر می آید. اما برای دانشمندان پیدا کردن یک راه حل قابل کنترل و امن برای انجام این کار، موضوع را دشوار کرده بود و برای فهمیدن این مطلب، ما محتاج درک شرایط مورد نیاز برای گداخت هسته ای اتم هستیم.

شرایط راکتور گداخت هسته ای
زمانیکه اتم های هیدروژن به هم جوش می خورند، هسته ها باید با هم ترکیب شوند. با این وجود پروتون های هر هسته، به خاطر دارا بودن بار همنام(+) همدیگر را می رانند. اگر تا به حال سعی کرده اید که دو آهن ربای هم نام را به هم نزدیک کنید و احساس کرده اید که آنها از هم فرار می کنند پس می توان گفت که این اصل را تجربه کرده اید. برای دریافت چگونگی گداخت هسته ای شما باید شرایط ویژه ای را به وجود آورید تا بر این خواسته غالب شوید. در ذیل شرایطی که گداخت هسته را ممکن می سازد ارائه شده است.
دمای بالا
دمای بالا به اتم های هیدروژن انرژی کافی برای غلبه بر رانش الکتریکی بین پروتون ها را فراهم می کند.
1) گداخت هسته ای به دمای حدود 100 میلیون کلوین نیاز دارد(حدود 6 برابر داغ تر از هسته خورشید)
2) در این دما هیدروژن دیگر به صورت گاز نیست بلکه به صورت پلاسما می باشد.پلاسما یک وضعیت با انرژی بالا از ماده می باشد که در آن الکترون ها از اتم جدا شده و به صورت آزاد به هر طرف حرکت می کند.
3) خورشید این دما را از طریق توده عظیم خود و نیروی جاذبه ای که این توده را در هسته به هم می فشارد بدست می آورد. ما باید با استفاده از انرژی ماکروویو،لیزر،ذرات یونی به این دما دست پیدا کنیم.
فشار بالا
1) تحت فشار بالا اتمهای هیدروژن به هم فشرده می شوند.آنها باید در 15-10متر از همدیگر قرار گیرند تا به هم جوش بخورند.
2) خورشید با استفاده از توده خود و نیروی گرانش اتم های هیدروژن را در هسته به هم می فشرد.
3) ما باید با استفاده از میدانهای وسیع مغناطیسی،لیزر های قوی ویا اشعه یونی،اتم های هیدروژن را به هم بفشاریم.
با تکنولوژی موجود ما تنها دما و فشار لازم برای گداخت هسته ای از نوع دوتریم-تریتیم را میتوانیم حاصل کنیم. گداخت هسته ای از نوع دوتریم-دوتریم به دمای بالا تری نیاز دارد که شاید در آینده به آن برسیم. اساساً گداخت هسته ای هسته ای از نوع دوتریم-دوتریم بهتر است. چراکه استخراج دوتریم از آب دریا ساده تر از بدست آوردن تریتیم از لیتیم می باشد. همچنین دوتریم رادیو اکتیو نبوده و واکنش های دوتریم-دوتریم انرژی بیشتری را آزاد می کند.

راکتور همجوشی هسته ای (FUSION)

همجوشی هسته ای یک منبع انرژی پتاسیل است. که آلودگی آن نسبتاً کم ، تقریبا پایان ناپذیر ، ارزان قیمت و می تواند در دسترس همگان قرارگیرد. استفاده از انرژی همجوشی هسته ای به صورت عملی در ابعاد بزرگ در مرحله آزمایش است.
به نظر می رسد که به وجود آمدن ماشین های بزرگ در حوزه همجوشی گرما هسته ای کنترل شده می توان مسئله انرژی سیاره زمین را حل کرد. تشریح جز به جز تمام سازکارهایی که در همجوشی دخالت دارند امکان پذیر نیست.

ساختار همجوشی هسته ای
دوتریوم و تریتیوم ، ایزوتوپ های هیدروژنی مواد قابل احتراق همجوشی هسته ای راتشکیل می دهند. هسته دوتریوم از یک نوترون و یک پروتون تشکیل می یابد. و هسته تریتیوم دارای دو نوترون و یک پروتون است چون بار الکتریکی تمام هسته مثبت است.
هسته ها درحالت آزاد همدیگر را دفع می کنند. برای اینکه همجوشی هسته ای بین دو هسته صورت گیرد، باید که انرژی هسته ها نسبت به رانش کولنی به قدر کافی زیادباشد. وقتی هسته ها به حد کافی به هم نزدیک می شوند یک نیروی جاذبه ای هسته ای قوی سبب اتصال هسته ها می شود. و در این صورت انرژی آزاد شده مساوی با انرژی همبستگی هسته دارد.
هسته های ترکیب یافته ناپایدار هستند. و با تجزیه به یک عده از ذرات هسته های دیگر به حالت پایای نهایی می رسد. انرژی بستگی حالت کمتر پایا از انرژی هسته ترکیب یافته است و بنابر این انرژی آزاد شده بصورت انرژی جنبشی محصولات تجزیه ظاهر می شود. حالتی از ماده که در آن باید هسته ها وجود داشته باشد، تا همجوشی صورت پذیرد، پلاسما نامیده می شود. برای تشکیل پلاسما گاز مورد نظر باید به قدری گرم شود و به دمایی برسد که الکترون ها ازاتم ها جدا شوند.
در انرژی های بالا احتمال برخورد در یون با نیروی کافی برای نفوذ به سد های کولنی رانش نسبی آنها که قادر می سازد، تا نیروی هسته ای این یون ها را به هم جوش دهد، کوچک است. بنابر این برای همجوشی هسته ای تراکم یون ها باید خیلی زیاد باشد.

شرایط لازم برای یک راکتور همجوشی هسته ای
انرژی تولید شده به توسط واکنش گرما هسته ای باید زیادتر از اتلاف های گوناگون باشد. نخست از اتلاف های حرارتی صرف نظر می شود در یک پلاسما اتلاف به علت یونش وجود ندارد. ولی گاز تشعشع هسته ای می کند و انرژی اتلافی در این حالت می تواند بسیار قابل ملاحظه باشد. قسمت بیشتر اتلاف توسط اشعه ایکس یا تابش ترمزی است، که بر اثر گذشتن الکترون ها از میدان الکتریکی هسته های پلاسما این اشعه تولیدمی شود.

سوخت های همجوشی

فرایندهای طبیعی و نتایج حاصل از آنها نشان داده است که واکنش ها ی همجوشی هسته ای گوناگون وجود دارد. تفاوت واکنش های مختلف هسته های در میزان سوختی است که از واکنش ها خارج می شود. مقدار Q واکنش (انرژی حاصل از واکنش) و بستگی احتمال انجام واکنش به خواص جنبشی مواد واکنش کننده ها می باشد. واکنش همجوشی که درشرایط آزمایشگاهی انجام می شود و جهت تولید توان مناسب واکنش واکنش دوتریوم با تریتیوم است که از این واکنش یک اتم هلیوم ویک نوترون و به مقدار 17.6 Mev انرژی تولید می شود.
واکنش همجوشی قابل دسترسی دیگر ، در برگیرنده هسته دوتریوم به عنوان سوخت است. از ترکیب دو تا دوتریوم یک پروتون و یک تریتیوم و مقداری انرژی آزاد می شود (حدود 4.1 Mev )
ازآنجا که راکتورها ی همجوشی هسته ای سوختشان دوتریوم و ترینیوم می باشد، تحقیقات انجام شده نشان می دهد که اقیانوس های جهان و همچنین دریاچه های آب شیرین و رودخانه ها نیز در برگیرنده ی دوتریوم ، کافی هستند. ولی ترینیوم یک ماده ی رادیو اکتیو پخش کننده ذره بتا با نیم عمر 12.3 سال کمیاب است.
موجودی تریتیوم در اقیانوس ها در اتمسفر در حال تعادل که بوسیله پرتوهای کیهانی تولید می شود، نزدیک به 20 کیلو گرم بر آورد می شود. در صورتی که ممکن است برای هر راکتور قدرت پایه که بر اساس ایستگاه مرکزی پایه گذاری شده، یک حسابرسی کمیتی چند کیلو گرم لازم باشد. یک نیروگاه در هرروز کاری نزدیک به 153 گرم تریتیوم مصرف می کند.

محصور سازی مغناطیسی
دو راه برای رسیدن به فشار و دمای لازم برای همجوشی یا گداخت هسته ای هیدروژن وجود دارد:
1) محصور سازی مغناطیسی: استفاده از میدان های مغناطیسی والکترونیکی برای گرما دادن و فشردن پلاسمای هیدروژن پروژه ITER در فرانسه از این متد استفاده می کند.
2) محصور سازی لختی: از اشعه لیزر و یا اشعه یونی برای گرما دادن پلاسمای هیدروژن استفاده می کند.
دانشمندان این دستیابی آزمایشگاهی را در مرکز ملی گداخت در آزمایشگاه "لارنس لیور مور" در ایالات متحده آمریکا مطالعه می کنند.
در ابتدا روش محصور سازی مغناطیسی را مورد بررسی قرار می دهیم:
میکروویو ها، پرتوهای الکتریکی و ذرات خنثی شتاب دهنده ها،جریان گاز هیدروژن را گرم می کنند. این گرما گاز را به پلاسما تبدیل می کند؛ پلاسما توسط یک میدان مغناطیسی قوی و با هدایت پذیری بالای این میدان مغناطیسی فشرده می شود. و به این وسیله باعث می شود که گداخت هسته ای اتفاق بیفتد.
کار آمد ترین میدان مغناطیسی این پلاسما به صورت حلقه ای است. میدان چنبره ای که یون ها در مسیر مارپیچی حرکت می کنند. راکتوری که به این صورت است " توکامک" نامیده می شود.
پروژه توکامک ITER یک راکتور جامع می باشد که در کاست های گوناگونی تقسیم شده است. این کاست ها به آسانی می توانند اضافه یا کم شوند، بدون اینکه پاره پاره و یا متلاشی شوند. توکامک دارای پلاسمای مارپیچی با شعاع داخلی 2 متر و شعاع خارجی 6.2 متر است.

محصور سازی مغناطیسی: پروژه ITER
– قسمتهای اصلی راکتور توکامک ITER:
1) لوله خلا: پلاسما را نگه می دارد و از محفظه فعل و انفعال محافظت می کند.
2) انژکتور پرتو خنثی(سیکلوترون یون): ذرات پرتو را از شتاب دهنده به پلاسما تزریق می کند تابه پلاسما برای رسیدن به دمای بحرانی کمک نماید.
3) میدان مغناطیسی مارپیچ: رفتار مغناطیسی بسیار قوی که شکل و محتوای پلاسمای استفاده شده در میدان مغناطیسی را محدود می کند.
4) ترانسفورماتور/سولنوئید مرکزی: الکتریسیته را برای میدان مغناطیسی مار پیچ تامین می کند.
5) سیستم خنک کننده: آهن ربا را خنک می کند.
6) سیستم عایق: ساخته شده از لیتیم است؛گرما و انرژی بالای نوترون را از راکتور گداخت هسته ای جذب می کند.
7) دایورتور: خروج محصولات هلیم از راکتور گداخت
– نحوه انجام فرایند:
1) راکتور گداخت هسته ای جریان دوتریم و تریتیم سوخت را به شکل دمای بالای پلاسما گرم خواهد کرد. لاسما فشرده می شود و گداخت اتفاق می افتد. نیرویی که نیاز است تا واکنش گداخت شروع شود حدود 70 مگا وات است.اما نیروی بازده این واکنش حدود 500 مگا وات است.واکنش گداخت حدود 300 تا 500 ثانیه طول خواهد کشید.
2) روکش لیتیم بیرون محفظه فعل و انفعال پلاسما،برای ساختن سوخت تریتیم بیشتر،انرژِی بالای نوترون را از واکنش گداخت جذب خواهد کرد.همچنین روکش لیتیم به وسیله نوترون گرم می شود.
3) گرما با حلقه خنک کننده آب تبادلگر گرمایی انتقال می یابد و به بخار تبدیل می شود.
4) بخار،توربین الکتریکی را برای تولید الکتریسیته حرکت می دهد.
5) بخار متراکم می شود و برای جذب بیشتر گرما در تبادلگر گرمایی،به آب تبدیل می شود.
در ابتدا توکامک ITER مناسب بودن راکتور گداخت هسته ای مورد را آزمایش می کند و در نهایت به نیروگاه برق گداخت هسته ای آزمایشی تبدیل می شود.

مدیریت زباله های هسته ای
در نیروگاه هسته ای هم مثل دیگر فعالیت های بشری، ضایعاتی تولید می شود که به دلیل حساسیت مضاعف زباله های رادیواکتیو، مدیریت زمان ضایعات باید تحت قوانین و محدودیت های خاصی صورت بگیرد.
در هر هشت مگاوات ساعت انرژی الکتریکی تولید شده در نیروگاه هسته ای، 30 گرم زباله رادیواکتیو به وجود می آید. برای تولید همین مقدار برق با استفاده از زغال سنگ پر کیفیت، هشت هزار کیلوگرم دی اکسید کربن تولید می شود که در دما و فشار جو، 3 استخر المپیک را پر می کند.
می بینید حجم زباله های رادیواکتیو بسیار کمتر است، ولی خطر آنها به مراتب بیشتر است و مراقبت از آنها به مراتب بیشتر است و مراقبت از آنها ضرورتی تر و دشوارتر. زباله های رادیواکتیو براساس مقدار و نوع ماده رادیواکتیو به 3 گروه تقسیم می شوند:
الف- سطح پایین: لباس حفاظتی، لوازم، تجهیزات و فیلترهایی که حاوی مواد رادیواکتیو با عمر کوتاه هستند. این ها نیازی به پوشش حفاظتی ندارند و معمولاً فشرده شده یا آتش زده می شوند و در چاله های کم عمق دفن شده و انبار می شوند.
ب- سطح متوسط: رزین ها، پس مانده های شیمیایی، پوشش میله سوخت و مواد نیروگاههای برق هسته ای جزو زباله های سطح متوسط طبقه بندی می شوند. اینها عموما عمر کوتاهی دارند، ولی نیاز به پوشش محافظ دارند. این زباله ها را می توان درون بتون قرار داد و در مخزن زباله ها گذاشت.
ج- سطح بالا: همان سوخت مصرف شده راکتورها است و نیاز به پوشش حفاظتی و سردسازی دارند. مراحل مدیریت این ضایعات عبارتند از:

انبارداری موقتی
سوخت مصرف شده که از رآکتور خارج می شود، بسیار داغ و رادیواکتیو است و تشعشع و یونهای فراوانی را می تاباند. از این رو باید هم آن را سرد کرد و هم از تابیدن پرتوهای رادیواکتیو آن به محیط جلوگیری کرد. در کتار هر رآکتور، استخرهایی برای انبار کردن سوخت مصف شده وجود دارد. این استخرها، مخزن هایی بتونی مسلح به لایه های فولاد زنگ نزن هستند که 8 متر عمق دارند و پر از آب هستند. آب هم میله های سوخت مصرف شده را خنک می کند و هم به عنوان پوششی حفاظتی در برابر تابش رادیواکتیو عمل می کند. به مرور زمان، شدت گرما و تابش رادیواکتیو کاهش می یابد، به طوری که پس از چهل سال، به یک هزارم مقدار اولیه ( زمانی که از رآکتور خارج شده بود ) می رسد.

بازفرآوری انبار نهایی
3 درصد سوخت مصرف شده در یک رآکتور آب سبک را ضایعات بسیار خطرناک رادیواکتیو است. این مواد را می توان با روش های شیمیایی از یکدیگر جدا کرد و اگر شرایط اقتصادی و قوانین حقوقی اجازه دهد، می توان سوخت مصرف شده را برای تهیه سوخت هسته ای جدید بازیافت کرد.
کارخانه هایی در فرانسه و انگلستان وجود دارند که مرحله بازفرآوری سوخت نیروگاههای کشورهای اروپای و ژاپن را انجام می دهند. البته این کار در ایالات متحده ممنوع است.
رایج ترین شیوه بازفرآوری، purex نام دارد که مخفف عبارت جداسازی اورانیوم و پلوتونیوم است. ابتدا میله های سوختی را از یکدیگر جدا می کنند و در اسید نیتریک حل می کنند؛ سپس با استفاده از مخلوطی از فسفات تری بوتیل و یک حلال هیدرو کربن، اورانیوم و پلوتونیوم مصرف نشده را جدا می کنند و به عنوان سوخت جدید به مراحل تهیه سوخت می فرستند. ضایعات هسته ای سطح بالا را پس از جدا سازی، حرارت می دهند تا به پودر تبدیل شود.
پس از فرآیند که آهی کردن خوانده می شود، پودر را به شیشه مخلوط می کنند تا ضایعات را در محفظه ای محبوس کنند. این فرآیند شیشه سازی نام دارد. شیشه مایع برای ذخیره سازی درون محفظه هایی از جنس فولاد ضد زنگ قرار می گیرند و این محفظه ها را در منطقه ای پایدار ( از نظر جغرافیایی ) انبار می کنند. پس از یک هزار سال، شدت تابش های رادیواکتیو ضایعات هسته ای به مقدار طبیعی کاهش پیدا می کند. این نقطه تا به امروز، انتهای چرخه سوخت هسته ای است

پسماند های هسته ای
مهمترین مسئله ای که امروزه فکر دست اندر کاران و متخصصین هسته ای در این رشته و همچنین متخصصین محیط زیست را به خود مشغول داشته است،برخورد منطقی و علمی با پسماند های هسته ای می باشد.
پسماند پرتو زا موادی هستند که حاوی و یا آلوده به مواد پرتوزا در غلظت های مشخصی که هیچ گونه استفاده بعدی برای آنها در نظر گرفته نشده است و رفع آلودگی آنها،اقتصادی و مقرون به صرفه نباشد.
پسماند های هسته ای شامل موادی به ظاهر زاید و باقیمانده از انجام عملیات و آزمایشهای گوناگون با مواد پرتو زا می باشند.
تا اوایل دهه 1950 کشور آمریکا که دارای مواد هسته ای قابل ملاحظه و پسماند زایی گسترده ای بوده است،از روش های رقیق سازی و یا پخش در هوا و گاهی دفن در قعر اقیانوس ها و بعضی دشت ها استفاده می کرده است .از آن تاریخ به بعد تصمیمات دیگری از جمله دفن در زیر زمین های چند لایه ای مطرح شد و تکنولوژی پسماند ها در انجماد سازی و غیره به وجود آمده است و در اولین کنفرانس "بهره برداری صلح جویانه از انرژی اتمی" که در سال 1995 در ژنو برگزار گردید استفاده از معادن متروکه برای خنثی کردن پسماند های هسته ای مطرح شد.

پسماندهای هسته ای جهان
با توجه به 575 راکتور هسته ای در جهان،مسئله پسماند هسته ای به یک معضل و تنگنای جهانی تبدیل شده است. انرژی هسته ای منبع تولید الکتریسیته برای 31 کشور جهان است که فعلاً 17% انرژی جهان از این طریق به دست می آید.چندین کشور به خصوص ژاپن،چین،روسیه در فکر گسترش برنامه ساخت نیروگاهای هسته ای هستند.با این حال سایر کشور ها مواد سمی تولید شده از انرژی هسته ای را مانعی بزرگ برای استفاده بیش از پیش از این منبع می دانند.آلمان،سوئد،بلژیک از کشور هایی هستند که برای انرژی هسته ای خود ضرب الاجل تعیین کرده اند.این کشور ها چه در فکر توسعه انرژی هسته ای باشند و چه در فکر از کار اندازی نیرو گاههای موجود،با مسئله های پسماند های هسته ای موجودمواجه هستند.
در کارخانه جات غنی سازی اورانیم معمولاً فرآیند به صورت جریان متقابل می باشد.بدین گونه که پسماند در هر مرحله،مراحل پایین تر را تغذیه می کندکه هم بازده کارخانه افزایش می یابد و هم آبشاری به طور به طور افزایشی در ایجاد پسماند شکل می گیرد که البته کلیه مراحل اعم از مراحل غنی کننده و فقیر کننده در دو جهت متقابل،مصارف خاص خود را دارند.
بدیهی است یکی از ویژگی های سوخت هسته ای نسبت به سوخت های دیگر،وجود مقدار زیادی از مواد قابل استفاده در سوخت مصرف شده پس از پایان یک دوره بهره برداری از آن است.به عنوان نمونه از اورانیوم با غنای 2تا 4%که ماده اصلی سوخت اکثر راکتور های قدرت را تشکیل می دهد،تنها 1 تا 2% برای تولید انرژی،مورد استفاده قرار می گیرد و بقیه آن به اضافه پلوتونیم و ایزوتوپ های قابل استفاده دیگر و پاره های شکافت در سوخت مصرفی باقی می مانند.در فرایند باز فرآوری،این عناصر و مواد جدا سازی اورانیم و پلوتونیم آن،دوباره به چرخه سوخت بازگردانده می شوندکه آرایش پرتوزایی این رادیو نوکلوئید ها و هسته های ویژه در این پسماند ها محرز است. همچنین خطرات بحرانی شدن مواد قابل شکافت در مخازن نیز وجود دارد و حسابرسی این مواد این معضل را چندین برابر می سازد. لازم به ذکر است که مشکل اساسی در کلیه مراحل،جلوگیری از نفوذ پرتو گاما است.
همانطور که در طراحی و ساخت غلاف میله سوخت، نهایت دقت به عمل می آید تا امکان پخش پاره های شکافت به خنک کننده ها و محیط روی ندهد در طراحی پیمانگور ها نیز این ترتیب باید رعایت شود تا امکان عبور مواد پرتو زا به گذر گاه های جانبی وجود نداشته باشد.

تقسیم بندی پسماند های پرتو زا
-پسماند سطح پایین(LLW)، کمتر از 0.1 کوری بر متر مکعب
– پسماند سطح متوسط(ILW)، بین 0.1 تا 10000 کوری بر متر مکعب
– پسماند سطح بالا (HLW)، بزرگتر از 10000 کوری بر متر مکعب،

استحاله پسماند
استحاله به معنی تبدیل یک عنصر به دیگری و الحاق یک ایزوتوپ به دیگری است.فرایند فیزیکی اصلی که باعث استحاله میشود شکافت هسته ای نام دارد.
روش متداول آزمایش پسماند های مایع:
– تصفیه و سانتریفیوژ
– تبادل یونی
– تبخیر کردن
– رسوب گیری
– اسمز کردن
– جذب
– تزریق در لایه های زمین

مشکلات بین المللی پسماند های هسته ای
– عدم وجود موقعیت مناسب زمین شناسی برای دفن پسماند ها
– نداشتن حمایت مالی و اقتصادی کافی
– نبود نیروی انسانی ماهر برای نگهداری پسماند ها

معیار های انتخاب محل:
– تاریخچه پایداری زمین شناسی
– وضعیت تکتونیکی
– وضعیت منطقه از لحاظ آتشفشانی بودن
– سطح آبهای زیر زمینی و وضعیت مناطق عبور
– وضعیت لایه بندی و سطوح تماس لایه های زمین شناسی در محیط اطراف
– خواص شکاف های بسته شده و تاریخچه آنها
– خواص شکاف های پر شده و تاریخچه آنها
– خواص و تاریخچه دگر گونی سنگ،شیمی سنگ وقابلیت جریان سیال در آن
– میدان فشار سیال در محیط
– وضعیت توپو گرافی منطقه
– وضعیت و پرا کنش خاک در منطقه
– آب و هواهای اقلیمی منطقه و تغییرات آن
– شناخت آبهای سطحی و بیو لوژی زمینی وآبی
– معیار های اقتصادی،سیاسی وفرهنگی منطقه
– میزان بارندگی
– حیات وحش و پوشش گیاهی منطقه
– شناخت درز ها و شکاف ها
– ژئو شیمی محیط
– فاصله از مناطق مسکونی و مردم
– دسترسی به راههای ارتباطی