فرایند تبدیل انرژی هسته ای به انرژی برق

مقدمه

انرژی هسته‌ای از جمله انرژی‌هایی است که کاربرد زیادی در سطح جهان دارد. در حال حاضر، ظرفیت نیروگاه‌های هسته‌ای جهان بیش از ۳۵۰ هزار مگاوات است که پیش‌بینی می‌شود تا سال ۲۰۲۰ به ۳۵۹ هزار گیگاوات برسد. انرژی هسته‌ای دارای مزایایی است که کاربرد آن را افزایش می‌دهد. به عنوان مثال، این انرژی کمترین تاثیر را بر محیط دارد، همچنین به صرفه و اقتصادی است و در زمینه امنیت ملی انرژی نقش عمده‌ای دارد. نیروگاه‌های هسته‌ای را بر اساس رآکتوری که در آن استفاده می‌شود تقسیم‌بندی می‌کنند. در حال حاضر ۵ کشورجهان از انرژی هسته‌ای برای تولید الکتریسیته استفاده می‌کنند. اگرچه تعداد نیروگاه‌های هسته‌ای کمتر از تعداد رآکتورهایی است که دردهه‌های ۷۰ و ۸۰ ساخته شده ولی میزان الکتریسیته تولیدی بیشتر است.

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. تولید الکتریسیته از راکتورهای اتمی در مقیاس صنعتی در سال 1956 در انگلستان آغاز گردید.

انواع انرژی هسته ای:

انرژی هسته ای – شکافت و گداخت

انرژی هسته ای، شکل اصلی دیگری از انرژی است که در داخل اتم قرار دارد . یکی از قوانین جهانی این است که انرژی نه تولید پذیر است و نه از بین رفتنی ، اما به شکلهای دیگر قابل تبدیل است.

ماده را می توان به انرژی تبدیل نمود. آلبرت انیشتن ، مشهورترین دانشمند جهان ، فرمول ریاضی خاصی را برای شرح این نظریه ارائه نموده است :E = MC²

سوخت هسته ای:‏

چرخه سوخت هسته ای اورانیوم:‏

اورانیومی که از زمین استخراج می‌شود، بلافاصله قابل استفاده در نیروگاههای تولید انرژی نیست. برای آنکه بتوان بیشترین بازده را از اورانیوم به دست آورد، فرآیندهای مختلفی روی سنگ معدن اورانیوم صورت می‌گیرد تا غلظت ایزوتوپ u-235 که قابل شکافت است، افزایش یابد.چرخه سوخت اورانیوم نسبت به سوخت های رایج دیگر، از جمله ذغال سنگ، نفت و گاز طبیعی، به مراتب پیچیده تر و متمایزتر است. چرخه سوخت اورانیوم را چرخه سوخت هسته ای نیز می‌گویند. چرخه سوخت هسته ای از دو بخش انتهای جلویی و انتهای عقبی ( front end , Back end ) تشکیل شده است. انتهای جلویی چرخه، مراحلی است که منجر به آماده سازی اورانیوم به عنوان سوخت رآکتور هسته ای می‌شود و شامل استخراج از معدن، آسیاب کردن، تبدیل، غنی سازی و تولید سوخت است.

اکتشاف و استخراج
ذخایر طبیعی اورانیوم، سنگ معدن اورانیوم است که براساس مقدار قابل استحصال از معدن محاسبه می‌شود. با تکنیک‌ها و روش های زمین شناسی، معدن اورانیوم شناسایی می‌شود و نمونه هایی از سنگ معدن به آزمایشگاه فرستاده می‌شود. در آنجا، محلولی از سنگ معدن تهیه می‌کنند و اورانیوم ته نشین شده را مورد بررسی قرار می‌دهند تا بفهمند چه مقدار اورانیوم را می‌توان از آن معدن استخراج کرد.

آسیاب کردن
پس از استخراج سنگ معدن، تکه سنگ‌ها به آسیاب فرستاده می‌شود تا خوب خرد شده، خرده سنگ هایی که با ابعاد یکسان تولید شود. اورانیوم توسط اسید سولفوریک از دیگر اتم‌ها جدا می‌شود، محلول غنی شده از اورانیوم تصفیه می‌شود و خشک می‌شود. محصول به دست آمده، کنستانتره جامد اورانیوم است که کیک زرد نامیده می‌شود.

تبدیل

کیک زرد جامد است، ولی مرحله بعد ( غنی سازی ) از تکنولوژی بخصوصی بهره می‌برد که نیازمند حالت گازی است. بنابراین کنستانتره اکسید اورانیوم جامد طی فرآیندی شیمیایی به هگزافلورایداورانیوم ( UF6 ) تبدیل می‌شود. UF6 در دمای اتاق جامد است، ولی در دمایی نه چندان بالا به گاز تبدیل می‌شود.

غنی سازی
برای ادامه یک واکنش زنجیره هسته ای در قلب یک رآکتور آب سبک، غلظت طبیعی اورانیوم 235 بسیار اندک است. برای آنکه UF6 به دست آمده در مرحله تبدیل، به عنوان سوخت هسته ای مورد استفاده قرار گیرد، باید ایزوتوپ قابل شکافت آن را غنی کرد. البته سطح غنی سازی بسته به کاربرد سوخت هسته ای متفاوت است. برای یک رآکتور آب سبک، سوختی با 5 درصد اورانیوم 235 مورد نیاز است؛ در حالی که در یک بمب اتمی، سوخت هسته ای باید حداقل 90 درصد غنی شده باشد.غنی سازی با استفاده از یک یا چند روش جداسازی ایزوتوپ های سنگین و سبک صورت می‌گیرد. در حال حاضر، دو روش رایج برای غنی سازی اورانیوم وجود دارد که عبارتند از انتشار گاز و سنتریفوژ گاز.

ساخت میله های سوخت تولید میله سوخت، آخرین مرحله انتهای جلویی در چرخه سوخت هسته ای است. اورانیوم غنی شده که هنوز به شکل UF6 است، باید به پودر دی اکسید اورانیوم (UO2) تبدیل شود تا به عنوان سوخت هسته ای قابل استفاده باشد، پودر UO2 سپس فشرده می‌شود و به شکل قرص در می‌آید. قرص های در معرض حرارت با دمای بالا قرار می‌گیرند تا به قرص های سرامیکی تبدیل شوند. پس از طی چند فرآیند فیزیکی، قرص هایی سرامیکی با ابعاد یکسان حاصل می‌شود. حال، متناسب با طراحی رآکتور و نوع سوخت مورد نیاز، این قرص های کوچک را در دسته دسته کرده و در لوله ای بخصوص قرار می‌دهند. این لوله از آلیاژ بخصوصی ساخته شده است که در برابر خوردگی بسیار مقاوم است و در عین حال از رسانایی حرارتی بسیار بالایی برخوردار است. حال میله سوخت آماده شده است و برای استفاده در رآکتور به نیروگاه فرستاده می‌شود.

سوخت هسته ای پلتونیوم:‏

پلتونیوم 238 خالص یک سم قوی است و به سادگی در هوا آتش می گیرد و در حین تجزیه ذرات آلفایی با انرژی حدود Mev‏ 5 آزاد می کند. ‏ ورود پلتونیوم بویژه در ارگانیسوم انسان یا حیوان خطرناک می باشد. زیرا نمی تواند به وسیله اعمال طبیعی از بدن خارج ‏شود. پلتونیوم در بدن ، به طور شدیدی اشعه گاما ساطع کرده و باعث بیماری های تشعشعی حاد و یا حتی مرگ می شود. ‏

نیروگاه هسته ای:

نیروگاه هسته ای (Nuclear Power Stotion) یک نیروگاه الکتریکی که از انرژی تولیدی شکست هسته اتم اورانیوم یا پلوتونیم استفاده می کند. اولین جایگاه از این نوع در 27 ژوئن سال 1958 در شوروی سابق ساخته شد. که قدرت آن 5000 کیلو وات است. چون شکست سوخت هسته ای اساساً گرما تولید می کند از گرمای تولید شده رآکتور های هسته ای برای تولید بخار استفاده می شود از بخار تولید شده برای به حرکت در آوردن توربین ها و ژنراتور ها که نهایتاً برای تولید برق استفاده می شود.

پیل برق هسته ای Nuclear Electric battery:

پیل هسته ای یا اتمی دستگاه تبدیل کننده انرژی اتمی به جریان برق مستقیم است ساده ترین پیل ها شامل دو صفحه است. یک پخش کننده بتای خالص مثل استرنیوم 90 و یک هادی مثل سیلسیوم.

جریان الکترون های سریعی که بوسیله استرنیوم منتشر می شود ازمیان نیم هادی عبور کرده و در حین عبور تعداد زیادی الکترون ها اضافی را از نیم هادی جدامی کند که در هر حال صدها هزار مرتبه زیادتر از جریان الکتریکی حاصل از ایزوتوپ رادیواکتیو استرنیوم 90 می باشد .

تعریف واکنش های هسته ای:

تبدیلات خود بخودی یا مصنوعی بعضی از هسته های اتمی به هسته دیگر که نتیجه بهم خوردن ترکیب ساختمان هسته یا تغییر در تعداد نوکلئون ها (ذرات هسته ای ) است واکنش های هسته ای نام دارند.

روش های انجام واکنش های هسته ای:

تجزیه کامل تمامی هسته ها زمانی که به وسیله یک ذره یا انرژی فوق العاده زیاد برخورد کند (یا ذره دیگری جذب کنند) معمولا نوترون است.

شکست هسته به دو هسته غیر مساوی توئم با انتشار پروتون ، نوترون، ذرات آلفا، اشعه گاما و واکنش های ترکیب هسته ای که تشکیل یک هسته سنگین تر در اثر تجدید ساختمان هسته عناصر سبک تر که همراه با ازاد شدن مقادیر زیاد انرژی است ، صورت می گیرد.

انرژی حاصل از واکنش های ترکیب یا (همجوشی) 8 برابر بیشتر از انرژی هسته ای واکنش های شکست هسته ای است.

راه های مختلف تولید انرژی هسته ای:

- شکافت هسته‌ای

- همجوشی هسته ای

شکافت هسته‌ای (Nuclear Fission):

فرض می شود نوترون منفردی به یک قطعه ایزوتوپ اوارنیوم235 نفوذ کند در اثربرخورد به هسته اتم اورانیوم 235 ، اورانیوم بدو قسمت شکسته می شود مقادیر زیادی نیز انرژی آزاد می گردد در حدود (200Mev) اما مسئله مهمتر اینکه نتیجه شکستن هسته اورانیوم 235 آزادی دو نوترون است که می تواند دو هسته دیگر را شکسته و چهار نوترون را بوجود آورد.این چهار نوترون نیز چهار هسته اورانیوم 235 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 نوترون ها 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 واکنش های کنترل شده تعدادشکست در واحد زمان و نیز مقدار انرژی به تدریج افزایش یافته و پس از رسیدن به مقداری دلخواه ثابت نگهداشته می شود.

همجوش هسته ای (Nuclear Fusion):

همجوشی هسته ای عبارت است از اتحاد عناصر سبک برای تشکیل عناصر سنگین تر که نوع واکنش را واکنش همجوشی گویند تا بحال در انفجار بمب هیدروژنی قوی و بسیار خوب تشخیص داده شده است. این واکنش برای انسان چندان مفید نیست و بنابر این دانشمندان بطور جدی کوشش می کنند تا واکنش همجوشی را کنترل کنند یعنی در کیف کاهش سرعت واکنش به درجه ای که بتواند برای مقاصد صلح جویانه مفید باشد.در مرحله اول این واکنش ها بصورت کنترل شده برای تولید برق استفاده می شود. همچنین انرژی تولید شده در این واکنش 8 برابر انرژی تولیدشده سر در شکافت هسته‌ای می باشد.منشا انرژی تابشی خورشید و دیگر ستاره ها یک سری از واکنش های هسته ای انرژی زا است اتم هایی که دراین واکنش ها در درون ستاره شرکت می کنند کاملا یونیزه اند.یعنی تمامی الکترون ها از آن کنده شده است.چنین مجموعه ای از ذرات باردار را پلاسما می نامند.

سوخت های همجوشی:

ملاحظات فرایند های طبیعی و نتایج حاصل از آنها نشان داده است که واکنش های همجوشی گوناگونی وجود دارد. از جمله از واکنش های همجوشی هسته ای واکنش دوترون با تریتیوم می باشد.

نیروگاه اتمی:

نیروگاه اتمی در واقع یک بمب اتمی است که به کمک میله‌های مهارکننده و خروج دمای درونی بوسیله مواد خنک کننده مثل آب و گاز ، تحت کنترل در آمده است. اگر روزی این میله‌ها و یا پمپهای انتقال دهنده مواد خنک کننده وظیفه خود را درست انجام ندهند، سوانح متعددی بوجود می‌آید و حتی ممکن است نیروگاه نیز ‏منفجر شود، مانند حادثه تری میل آیلند (Three Mile Island) در 28 مارس 1979 و فاجعه چرنوبیل (Tchernobyl) در روسیه ‏در 26 آوریل 1986.

ساختار نیروگاه اتمی:

نیروگاه اتمی از اجزا و مواد مختلفی شکل گرفته است که همه آنها نقش اساسی و مهم در تعادل و ادامه حیات آن را دارند. ‏این ساختار عبارت اند از:

راکتور هسته ای

راکتورهای هسته‌ای دستگاه‌هایی هستند که در آنها شکافت هسته‌ای کنترل شده رخ می‌دهد. راکتورها برای تولید انرژی الکتریکی و نیز تولید نوترون‌ها بکار می‌روند. 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 می‌شود.

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. این پیل هسته‌ای ، در زیر میدان فوتبال دانشگاه شیکاگو ساخته شد و اولین راکتور هسته‌ای فعال بود.

ساختمان راکتور

با وجود تنوع در راکتور‌ها ، تقریبا همه آنها از اجزای یکسانی تشکیل شده‌اند. این اجزا شامل سوخت ، پوشش برای سوخت ، کند کننده نوترونهای حاصله از شکافت ، خنک کننده‌ای برای حمل انرژی حرارتی حاصله از فرآیند شکافت ماده کنترل کننده برای کنترل نمودن میزان شکافت می‌باشد.

سوخت هسته‌ای

سوخت راکتورهای هسته‌ای باید به گونه‌ای باشد که متحمل شکافت حاصله از نوترون بشود. پنج نوکلئید شکافت پذیر وجود دارند که در حال حاضر در راکتورها بکار می‌روند. 232Th ، 233U ، 235U ، 238U ، 239Pu . برخی از این نوکلئیدها برای شکافت حاصله از نوترونهای حرارتی و برخی نیز برای شکافت حاصل از نوترونهای سریع می‌باشند. تفاوت بین سوخت یک خاصیت در دسته‌بندی راکتورها است.

در کنار قابلیت شکافت ، سوخت بکار رفته در راکتور هسته‌ای باید بتواند نیازهای دیگری را نیز تأمین 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 فایده‌های سوخت است.

غلاف سوخت راکتور

سوختهای هسته‌ای مستقیما در داخل راکتور قرار داده نمی‌شوند، بلکه همواره بصورت پوشیده شده مورد استفاده قرار می‌گیرند. پوشش یا غلاف سوخت ، کند کننده و یا خنک کننده از آن جدا می‌سازد. این امر از خوردگی سوخت محافظت کرده و از گسترش محصولات شکافت حاصل از سوخت پرتو دیده به محیط اطراف جلوگیری می‌کند. همچنین این غلاف می‌تواند 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 هسته‌ای حاصل از نوترون بوده و در مقابل تشعشع مقاوم باشد.

مواد کند کننده نوترون

یک کند کننده ماده‌ای است که برای کند یا حرارتی کردن نوترونهای سریع بکار می‌رود. هسته‌هایی که دارای جرمی نزدیک به جرم نوترون هستند بهترین کند کننده می‌باشند. نوترونهای گرمایی که در واقع نوترونهای کند می‌باشند احتمال بیشتری برای شکافتن U-235 دارند، اما نوترونهای آزاد شده در فرآیند شکافت سرعت بالایی دارند و از این نوع نوترونها نمی باشند. احتمال هر دو واکنش های شکافت و غیر شکافت بستگی به سرعت نوترونها دارد. متأسفانه، سرعتی که در آن احتمال انجام واکنش های غیر شکافت بیشترین مقدار است بین سرعت متوسط نوترونهای آزاد شده از فرآیند شکافت و سرعتی لازم برای انجام شکافت می‌باشد.
چند سال قبل از شکافت برای کند کردن نوترونها آنها را از مواد با وزن اتمی کم مثل مواد هیدروژنی عبور می‌دادند. فرآیند کند کردن نوترونها یک برخورد الاستیک ساده بین ذرات بسیار پر سرعت و ذراتی است که عملاً در حالت سکونند می‌باشد. هر چه جرم ذره برخورد کننده با نوترون کمتر باشد، نوترونها انرژی جنبشی بیشتری از دست می‌دهند. بنابراین عناصر سبک کند کننده های بهتری هستند.

کاهش جذب نوترون بدون شکافت با جداسازی ایزوتوپ ها :

مسئله دیگری که شکافت هسته ای را پیچیده تر می‌کند این است که اورانیوم طبیعی از 3 ایزوتوپ U-234 به میزان 600/0 درصد، U-235 به میزان 0.7 درصد و U-238 به میزان 3/99 درصد تشکیل شده است. همینطور که قبلاً توضیح دادیم احتمال وقوع شکافت برای ایزوتوپ های مختلف و هم چنین نوترونهای باانرژی های متفاوت به یک میزان نیست. نوترونهای با انرژی های متوسط ( در حدود چند الکترون ولت ) با احتمال زیادی جذب U-238 می‌شوند و U-239 تشکیل می‌شود اما این فرآیند منجر به شکافت نمی شود. احتمال قابل توجهی نیز برای برخورد غیر الاستیک نوترونهای پر انرژی با U-238 وجود دارد اما در یک برخورد غیر الاستیک هیچ نوترونی جذب نمی شود. بنابراین وجود U-238 هم باعث کاهش سرعت نوترونهای پر انرژی می‌شود و هم جذب نوترونهای با سرعت متوسط را تحت تأثیر قرار می‌دهد. اگر چه در مورد U-235 هم احتمال جذب نوترون بدون انجام شکافت هسته ای وجود دارد با این حال مشاهده شده که اگر U-238 را از U-235 جدا کنیم تعداد واکنش های جذب نوترون بدون شکافت کاهش یافته و در نتیجه واکنش زنجیره ای آغاز می‌شود. در واقع ممکن است که احتمال شکافت U-235 با نوترونهای پر انرژی، در غیاب U-238، آنقدر زیاد باشد که دیگری نیازی به یک کند کننده نباشد. متأسفانه در هر 140 واحد اورانیوم طبیعی فقط 1 واحد U-235 وجود دارد. از آنجایی که یکی از روشهای جداسازی ایزوتوپ‌ها استفاده از تفاوت جرم آنها است. جرم بسیار کم بین U-238 و U-235 جداسازی این دو ایزوتوپ را بسیار مشکل کرده است.

ویژگیهای لازم برای کند کننده‌های راکتورهای حرارتی ، یعنی عدد جرمی پایین ، سطح مقطع جذب نوترون خیلی پایین ، سطح مقطع پراکندگی بالا و گزینش را به چند ماده محدود می‌کنند. هیدروژن و دوتریوم ، کربن و برلیوم تنها عناصری هستند که برای کند کنندگی مناسب‌اند. 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 می‌شود:

آب :

آب یک انتخاب بدیهی برای کند کننده راکتورهای حرارتی است و می‌تواند 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 هسته‌ای این ماده ، مثل قدرت کند کنندگی و سطح مقطع جذب به خوبی ویژگیهای آب سنگین نیست. اما نوع خالص آن را می‌توان تهیه کرد. خواص ساختاری و گرمایی آن خوب است اما در دماهای بالا و هوا ترکیب می‌شود. گرافیت دارای رسانندگی گرمایی بالایی است.

خنک کننده‌ها ( مواد خنک کننده یا انتقال دهنده انرژی حرارتی):

این مواد انرژی حاصل از شکست اورانیوم را به خارج ‏از راکتور انتقال داده و توربین های مولد برق را به حرکت در می آورند و پس از خنک شدن مجدداً به داخل ‏راکتور برمی گردند. البته مواد در مدار بسته و محدودی عمل می کنند و با خارج از محیط رآکتور تماسی ندارند. ‏این مواد می توانند گاز CO2 ، آب ، آب سنگین، هلیم گازی و یا سدیم مذاب باشند.‏

ویژگیهای خنک کننده‌ها :

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 واکنش‌های گاما - نوترون که ممکن است هنگام عبور خنک کننده از قلب راکتور رخ بدهد.

مواد مناسب خنک کننده :

هلیوم :

هلیوم گازی است بی اثر ، دارای خواص ترمودینامیکی خوب و خطر تابش هم ایجاد نمی‌کند. بنابراین ظاهرا می‌توان 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 کننده‌های با لقوه خیلی خوبی برای راکتورها هستند. سدیم ، لیتیم ، جیوه و آلیاژهای سدیم – پتاسیم همه مناسب‌اند. ولی از میان آنها سدیم به مقدار قابل ملاحظه‌ای ، منحصرا در راکتورهای سریع زاینده مورد استفاده قرار گرفته است.

انواع راکتورها

راکتورهای اتمی را معمولا برحسب خنک کننده ، کند کننده ، نوع و درجه غنای سوخت در آن طبقه بندی می‌کنند. 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 می‌کنند. این راکتورها عموما تحت عنوان راکتورهای آب سبک (LWR) شناخته می‌شوند. راکتورهای PWR ، BWR و WWER از این دسته‌اند. 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 می‌کنند. این راکتورها به گاز - گرافیت معروفند. راکتورهای GCR ، AGR و HTGR از این نوع می‌باشند.

راکتور PHWR راکتوری است که از آب سنگین به عنوان کند کننده و خنک کننده و از اورانیوم طبیعی به عنوان سوخت استفاده می‌کند. نوع کانادایی این راکتور به CANDU موسوم بوده و از کارایی خوبی برخوردار می‌باشد. 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 می‌باشد) LWGR (راکتوری که از آب سبک به عنوان خنک کننده و از گرافیت به عنوان کند کننده استفاده می‌کند) از فراوانی کمتری برخوردار می‌باشند. در حال حاضر ، راکتورهای PWR و پس از آن به ترتیب PHWR ، WWER ، BWR فراوانترین راکتورهای قدرت در حال کار جهان می‌باشند.

حفاظ‌های راکتور

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 پاره‌های شکافت در داخل حفاظ .

مواد کنترل :

موادی که برای راکتور مورد استفاده قرار می‌گیرند باید دارای سطح مقطع جذب بالایی باشند.

بور :

بور متداول ترین ماده کنترل است. از بور به تنهایی نمی‌توان استفاده کرد. اما می‌توان آن را با فولاد در آمیخت یا به صورت کربور محبوس در کپسول‌های فولادی مورد استفاده قرار داد.

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 :

هافنیم 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 می‌رود.

کاربردهای راکتورهای هسته‌ای

•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 می‌روند.

•دوگروه اصلی راکتورهای هسته‌ای بر اساس تقسیم بندی کاربرد آنها. راکتورهای قدرت و راکتورهای تحقیقاتی هستند. راکتورهای قدرت مولد برق بوده و راکتورهای تحقیقاتی برای تحقیقات هسته‌ای پایه ، مطالعات کاربردی تجزیه‌ای و تولید ایزوتوپها مورد استفاده قرار می گیرند.

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 می‌شود که این ساختمان به عنوان یک سد حفاظتی در برابر تابش رادیواکتیو عمل می‌کند. این ساختمان هم درون یک مخزن بزرگتر فولادی قرار می‌گیرد. هسته رآکتور و تجهیزات مرتبط با آن درون این مخزن فولادی قرار گرفته اند و کارکنان می‌توانند 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 می‌شود. 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.

نتیجه گیری مقایسه هزینه‌های 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 می‌دهد که قیمت این دو نوع منبع انرژی صرفنظر از هزینه‌های اجتماعی ، تقریبا نزدیک به هم و قابل رقابت با یکدیگر 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.

در تازه ‌ترین مطالعه‌ای که برای تعیین هزینه‌های اجتماعی نیروگاههای هسته‌ای در 5 کشور اروپایی بلژیک ، آلمان ، فرانسه ، هلند و انگلستان صورت گرفته است، میزان هزینه‌های اجتماعی ناشی از نیروگاههای هسته‌ای در مقایسه با نیروگاههای فسیلی بسیار پائین است. در این مطالعه هزینه‌های خارجی هر کیلووات ساعت برق تولیدی در نیروگاههای هسته‌ای در حدود 0.39 سنت ( معادل 31.2 ریال) برآورده شده است. بنابراین در صورتیکه هزینه‌های اجتماعی تولید برق را در ارزیابیهای اقتصادی نیروگاههای فسیلی و هسته‌ای منظور نمائیم قطعا قیمت تمام شده هر کیلووات ساعت برق در نیروگاه هسته‌ای نسبت به فسیلی بطور قابل ملاحظه‌ای کاهش خواهد یافت.

به هر حال نیروگاههای فسیلی و هسته‌ای هر کدام دارای مزایا و معایب خاص خود می‌باشند و ایجاد هر یک متناسب با مقتضیات زمانی و مکانی هر کشور خواهد بود و انتخاب نهایی و تصمیم گیری در این زمینه می‌بایست با توجه به فاکتورهایی از قبیل عوامل تکنولوژیکی ، ارزشی ، سیاسی ، اقتصادی و زیست محیطی توأما اتخاذ گردد. قدر مسلم ایجاد تنوع در سیستم عرضه و تأمین 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 می‌باشد.