نیروگاه هسته ای
نیروگاه با برج های خنک کننده
نیروگاه با خنک کنندگی مستقیم آب دریا
در سال ۲۰۰۴ انرژی هستهای در تولید کل انرژی مصرفی جهان سهمی در حدود ۶٫۵٪ و در تولید انرژی الکتریکی سهمی در حدود ۱۵٫۷٪ داشتهاست که کشورهای ایالات متحده, فرانسه و ژاپن باهم حدود ۵۷٪ از کل انرژی الکتریکی هستهای جهان را به خود اختصاص دادهاند. در سال ۲۰۰۷ آژانس بینالمللی انرژی هستهای (IAEA) از وجود ۴۳۹ راکتور هستهای در حال ساخت در ۳۱ کشور در سراسر جهان خبر داد.
ایالات متحده با تولید حدود ۲۰٪ از انرژی مورد نیاز خود در راکتورهای هستهای جایگاه اول جهان در میزان استفاده از انرژی هستهای دارد. در حالی که فرانسه با تولید ۸۰٪ از انرژی الکتریکی مورد نیاز خود در ۱۶ نیروگاه هستهای از نظر درصد دارای رتبه اول در جهان است و این درحالی است در کل اروپا انرژی هستهای ۳۰٪ از برق مصرفی را تامین میکند. البته سیاستهای هستهای در کشورهای اروپایی باهم متفاوتند بطوریکه در کشورهایی نظیر ایرلند یا اتریش هیچ راکتور هستهای فعالی وجود ندارد. همچنین در بسیاری از کشتیها و زیردریاییهای نظامی و یا حتی غیر نظامی (کشتیهای یخ شکن) از انرژی هستهای به عنوان نیروی محرکه استفاده میشود.
به دلیل مزیتهای بیشمار استفاده از انرژی هستهای, امروزه تکنولوژی هستهای با سرعت رو به افزایشی در حال گسترش است و هر روز به روشهای استفاده صلح آمیز (مانند استفاده از انرژی هستهای برای گرمایش یا نمک زدایی آب) از انرژی هستهای افزوده میشود.
منابع تامین انرژی در سالهای ۱۹۸۰تا۲۰۳۰
انرژی هستهای در ابتدا به وسیله یک دانشمند با نام انریکو فرمی (Enrico Fermi) در سال ۱۹۳۴ در یک آزمایشگاه شناخته شد. این اتفاق زمانی رخ داد که تیم او مشغول بمباران کردن هسته اورانیوم با نوترون بودند. در ۱۹۳۸ زمانیکه دو شیمیدان آلمانی و دو فیزیکدان اتریشی در حال آزمایش بر روی اورانیوم بمباران شده بودند متوجه شدند که نوترون شلیک شده میتواند یک نتیجه باورنکردنی داشته باشد و هسته اورانیوم را به دو یا چند قسمت تقسیم کند. بعدها دانشمندان زیادی (که لیو زیلارد «Leo Szilard» اولین آنها بود) متوجه شدند که از آنجایی که در یک شکافت هستهای تعدادی نوترون در فضا پخش میشوند میتواند یک واکنش زنجیرهای را از این قابلیت به وجود آورد. این کشف دانشمندان را در برخی کشورها (از جمله ایالات متحده, انگلستان, فرانسه, آلمان و اتحاد جماهیر شوروی) بر آن داشت تا از دولتهای خود برای ادامه تحقیقات در این زمینه درخواست پشتیبانی مالی کنند.
در ایالات متحده فرمی و زیلارد که هر دو به این کشور مهاجرت کرده بودند, تلاشهایی را برای ساخت اولین راکتور هستهای ساخته دست بشر آغاز کردند (که با نام Chicago Pile-۱ شناخته شدهاست) که با فوریت تمام در ۲ دسامبر ۱۹۴۲ به بهرهبرداری رسید. این کار بعدها به بخشی از پروژه منهتن (Manhattan Project - اولین پروژه سری برای دستیابی به بمب هستهای) تبدیل شد. در این پروژه راکتورهای بزرگی را برای دستیابی به پلوتونیم و استفاده از آن در سلاح هستهای در هانفورد واشنگتون راهاندازی کردند.
پس از جنگ جهانی دوم ترس از اینکه تحقیقات هستهای میتواند باعث اتشار دانش هستهای و در نتیجه سلاح هستهای شود باعث شد تا دولت ایلات متحده کنترلهای سختگیرانهای در مورد تحقیقات هستهای اعمال کند و بطور کلی بیشتر تحقیقات هستهای بر روی اهداف نظامی متمرکز شوند.
در ۲۰ دسامبر ۱۹۵۱ برای اولین بار در یک پایگاه آزمایشگاهی با نام EBR-I از راکتور هستهای برای تولید انرژی الکتریکی (در حدود ۱۰۰ کیلووات) استفاده شد.
در ۱۹۵۴ لویس اسراوس (Lewis Strauss) و پس از آن چیرمن رییس کمسیون انرژی اتمی ایالات متحده درباره تولید انرژی الکتریکی به وسیله انرژی هستهای گفتگوهایی را انجام دادند و در رابطه با تولید انرژی الکتریکی ارزانتر مطالبی را شرح دادند. اما مسئولین آن زمان ایالات متحده بدلیل بد گمانی درباره انرژی هستهای بیشتر تمایل داشتند تا از همجوشی هستهای برای این کار استفاده کنند و بنابراین فرصت را از دست دادند.
سرانجام در ۲۷ ژوئن ۱۹۵۴ اولین نیروگاه هستهای جهان در اتحاد جماهیر شوروی به بهرهبرداری رسید. این نیروگاه توانی در حدود ۵ مگاوات تولید میکرد. در ۱۹۵۶ اولین نیروگاه بزرگ هستهای جهان در انگلستان به بهرهبرداری رسید که توانی در حدود ۵۰ مگاوات تولید میکرد.
اولین سازمانی که شروع به توسعه دانش هستهای کرد نیروی دریایی ایالات متحده بود که در نظر داشت از انرژی هستهای به عنوان سوخت زیردریاییها و ناوهای هواپیمابر استفاده کند. عملکرد مناسب این سازمان و پافشاری دریاسالار هیمن ریکاور باعث شد تا سر انجام اولین زیردریایی اتمی جهان با نام ناتیلوس (USS Nautilus) در دسامبر ۱۹۵۴ به آب انداخته شود.
نمودار رشد استفاده از انرژی هسته ای
با راهاندازی اولین نیروگاههای هستهای استفاده از این نیروگاهها شتاب گرفت به طوری که استفاده از برق هستهای از کمتر از ۱ گیگاوات در دهه ۱۹۶۰ به بیش از ۱۰۰ گیگاوات در دهه ۱۹۷۰ و نزدیک به ۳۰۰ گیگاوات در اواخر دهه ۱۹۸۰ رسید. البته در اواخر دهه ۱۹۸۰ از شتاب رشد استفاده از برق هستهای به شدت کاسته شد و به این ترتیب به حدود ۳۶۶ گیگاوات در سال ۲۰۰۵ رسید که بیشترین گسترش پس از دهه ۱۹۸۰ مربوط به جمهوری خلق چین است. باید به این نکته نیز اشاره کرد که بیش از دو سوم از طرحهای مربوط به احداث نیروگاه هستهای که شروع اجرای آنها پس از ۱۹۷۰ بود, لغو شدند.
در طول دهههای ۱۹۷۰ و ۱۹۸۰ کاهش قیمت سوختهای فسیلی و افزایش قیمت ساخت یک نیروگاه هستهای از تمایل دولتها برای ساخت نیروگاه هستهای به شدت کاست. البته بحران سوخت ۱۹۷۳ باعث شد تا کشورهایی مانند فرانسه و ژاپن که از منابع نفت زیادی برخوردار نیستند به فکر ساخت نیروگاههای هستهای بیشتری بیفتند به طوری که این دو کشور به ترتیب ۸۰٪ و ۳۰٪ از انرژی الکتریکی حال حاضر خود را از این منابع تامین میکنند.
در سی سال انتهایی قرن بیستم ترس از حوادث هستهای مانند فاجعه چرنوبیل در ۱۹۸۶, مشکلات مربوط به دفع زبالههای هستهای, بیماریهای ناشی از تششع هستهای و... باعث به وجود آمدن جنبشهایی برای مقابله با توسعه نیروگاههای هستهای شد و این خود از دلایل کاهش توسعه نیروگاههای هستهای در بسیاری از کشورها بود.
تا سال ۲۰۰۷ آخرین راکتور هستهای مورد بهرهبرداری قرار گرفته در ایالات متحده Watts Bar ۱ بود که در ۱۹۹۵ به شبکه متصل شد و این مدرک محکمی بر موفقیت تلاشهای زد گسترش نیروگاههای هستهای است. با این حال تلاشها در برابر گسترش نیروگاههای هستهای تنها در برخی کشورهای اروپایی, فیلیپین, نیوزیلند و ایالات متحده موفق بودهاست و در عین حال در این کشورها نیز این جنبشها نتوانستند تحقیقات هستهای را متوقف کنند و در این کشورها نیز تحقیقات مربوط به انرژی هستهای ادامه دارد. برخی کارشناسان پیشبینی میکنند که نیاز روز افزون به منابع انرژی, افزایش قیمت سوخت و بحران افزایش دمای زمین در اثر استفاده از سوختهای فسیلی باعث شود که بقیه کشورها نیز به سوی استفاده از نیروگاههای هستهای روی آورند و همچنین باید یادآوری کرد که با پیشرفت تکنولوژی هستهای, امروزه امکان بروز فجایج هستهای بسیار کمتر شده.
با تمام مخالفتها, بسیاری از کشورها در گسترش نیروگاههای هستهای ثابت قدم بودهاند از جمله این کشورها میتوان به ژاپن, چین و هند اشاره کرد. در بسیاری از کشورهای دیگر جهان نیز طرحهای وسیعی برای گسترش استفاده از انرژی هستهای در حال تدوین است.
تمامی نیروگاههای گرمایی متداول از نوعی سوخت برای تولید گرما استفاده میکنند برای مثال گاز طبیعی, زغال سنگ یا نفت. در یک نیروگاه هستهای این گرما از شکافت هستهای که در داخل راکتور صورت میگیرد تامین میشود. هنگامی که یک هسته نسبتاً بزرگ قابل شکافت مورد برخورد نوترون قرار میگیرد به دو یا چند قسمت کوچکتر تقسیم میشود و در این فرآیند که به آن شکافت هستهای میگویند تعدادی نوترون و مقدار نسبتاً زیادی انرژی آزاد میشود. نوترونهای آزاد شده از یک شکافت هستهای در مرحله بعد خود با برخورد به دیگر هستهها موجب شکافتهای دیگری میشوند و به این ترتیب یک فرآیند زنجیرهای به وجود میآید. زمانی که این فرآیند زنجیرهای کنترل شود میتوان از انرژی آزاد شده در هر شکافت (که بیشتر آن به صورت گرماست) برای تبخیر آب و چرخاندن توربینهای 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 شکافتهای هستهای بر اثر فرآیند زنجیرهای, انفجار هستهای ایجاد میشود. اما فرآیند زنجیرهای موجب ایجاد انفجار هستهای در یک راکتور نخواهد شد چراکه تعداد شکافتهای راکتور به اندازهای زیاد نخواهد بود که موجب انفجار شوند و این به دلیل درجه غنی سازی پایین سوخت راکتورهای هستهای است. اورانیوم طبیعی دارای درصد اندکی (کمتر از ۱٪) از اورانیوم-۲۳۵ است و بقیه آن اورانیوم-۲۳۸ است. اکثر راکتورها نیروگاههای هستهای از اورانیوم با درصد غنیسازی بین ۳٪ تا ۴٪ استفاده میکنند اما برخی از آنها طوری طراحی شدهاند که با اورانیوم طبیعی کار کنند و برخی از آنها نیز به سوختهای با درصد غنیسازی بالاتر نیاز دارند. راکتورهای موجود در زیردریاییهای هستهای و کشتیهای بزرگ مانند ناوهای هواپمابر معمولاً از اورانیوم با درصد غنیسازی بالا استفاده میکنند. با اینکه قیمت اورانیوم با غنیسازی بالاتر بیشتر است اما استفاده از این نوع سوختها دفعات سوختگیری را کاهش میدهد و این قابلیت برای کشتیهای نظامی بسیار پر اهمیت است. راکتورهای CANDU قابلیت دارند تا از اورانیوم غنینشده 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 نترونها را جذب نمیکند.
کنترل فرآیند شکافت زنجیرهای با استفاده از موادی که میتوانند نوترونها را جذب کنند (در اکثر موارد کادمیوم) ممکن میشود. سرعت نوترونها در راکتور باید کاهش یابد چراکه احتمال اینکه یک نوترون با سرعت کمتر در لحظه تصادم با هسته اورانیوم-۲۳۵ موجب شکافت هستهای گردد بیشتر است. در راکتورهای آب سبک از آب معمولی برای کم کردن سرعت نوترونها و همچنین خنک کردن راکتور استفاده میشود. اما زمانی که دمای آب افزایش مییابد چگالی آب کاهش مییابد و تعداد سرعت کمتری نوترون به اندازه کافی کم میشود و به این ترتیب تعداد شکافتهای کاهش مییابند بنابراین یک بازخور (فیدبک) منفی همیشه ثبات سیستم را تثبیت میکند. در این حالت برای آنکه بتوان دوباره تعداد شکافتهای صورت گرفته را افزایش داد باید دمای آب را کاهش داد.
شکافت هستهای صورت گرفته در یک راکتور فقط بخشی از یک چرخه هستهای است. این چرخه از معادن شروع میشود. اورانیوم استخراج شده از معدن معمولاً فرمی پایدار و فشرده مانند کیک زرد دارد. این اورانیوم معدنی به تأسیسات فرآوری فرستاده میشود و در آنجا کیک زرد به هگزافلوراید اورانیوم (که پس از غنی سازی به عنوان سوخت راکتورها مورد استفاده قرار میگیرد) تبدیل میگردد. در این مرحله درجه غنیسازی اورانیوم یعنی درصد اورانیوم-۲۳۵ در حدود ۰٫۷٪ است. در صورت نیاز بسته به نوع سوخت نیروگاه (درصد غنی سازی لازم برای سوخت نیروگاه) اورانیوم غنی سازی شده و سپس از آن برای تولید میلهای سوختی مورد استفاده در نیروگاه (شکل میلهها در نیروگاههای مختلف متفاوت است) استفاده میکنند. عمر هر میل تقریباً سه سال است به طوری که حدود ۳٪ از اورانیوم موجود در آن مورد مصرف قرار گیرد. پس از گذشت امر اورانیوم, آن را به حوضچه سوخت مصرف شده میبرند. اورانیوم باید حداقل ۵ سال در این حوضچهها باقی بماند تا ایزوتوپهای به وجود آمده در اثر شکافت هستهای از آن جدا شوند. پس از گذشت این زمان اورانیوم را در بشکههای خشک انبار میکنند و یا اینکه دوباره آن را به چرخه سوخت باز میگردانند.
میزان اورانیوم موجود در پوسته زمین نسبتاً زیاد است به طوری که با منابع فلزاتی همچون قلع و ژرمانیوم برابری میکند و تقریباً ۳۵ برابر میزان نقره موجود در پوسته زمین است. اورانیوم ماده تشکیل دهنده بسیاری از اجسام اطراف ما مانند سنگها و خاک است. طبق آمارگیری جهانی معادن شناخته شده جهان در حال حاضر برای تامین بیش از ۷۰ سال انرژی الکتریکی جهان کافی هستند. بهای متوسط اورانیوم در حال حاضر ۱۳۰ دلار به ازای هر کیلوگرم است. به این ترتیب ثبات تامین سوخت هستهای از بسیاری از دیگر مواد معدنی بیشتر است. به تناسب دیگر مواد معدنی با افزایش دو برابری هزینه تامین سوخت, میتوان به ده برابر منابع کنونی اورانیوم دست یافت. باید توجه داشت که قیمت تامین سوخت در یک نیروگاه هستهای نسبت به دیگر تجهیزات موجود نسبتاً اندک است و بنابراین چند برابر شدن قیمت اورانیوم تأثیر چندانی بر روی قیمت انرژی الکتریکی تولیدی نخواهد داشت. برای مثال افزایش دو برابری در قیمت سوخت مصرفی یک نیروگاه هستهای آب سبک هزینه راکتورها را در حدود ۲۶٪ و هزینه برق تولیدی را در حدود ۷٪ افزایش میدهد در حالی که افزایش دوبرابری قیمت سوخت در یک نیروگاه گازی قیمت برق تولیدی را تا ۷۰٪ افزایش میدهد.
نیروگاههای آب سبک موجود در استفاده از سوخت هستهای بهرهوری پایینی دارند چراکه تنها قابلیت ایجاد شکافت هستهای در ایزوتوپهای اورانیوم-۲۳۵ (حدود ۰٫۷٪ از اورانیوم معدنی) را دارند. در مقابل راکتورهای متداول آب سبک برخی راکتورهای هستهای میتوانند از اورانیوم-۲۳۸ استفاده نیز استفاده کنند که حدود ۹۹٫۳٪ از اورانیوم معدنی معدنی را تشکیل میدهد. قبل از استفاده از اورانیوم-۲۳۸ در طی فرآیندی از آن برای تولید پلوتونیم-۲۳۸ استفاده میکنند و سپس از پلوتونیم در راکتورهای هستهای مورد استفاده قرار میگیرد. طبق برآیند گرفته شده با مصرف کنونی نیروگاههای جهان اورانیوم-۲۳۸ میتواند برای ۵ میلیون سال انرژی مورد نیاز این نیروگاهها را تامین کند.
این تکنولوژی در بسیاری از راکتورهای هستهای مورد استفاده قرار گرفته, اما هزینه بالای فرابری سوخت این نیروگاهها (۲۰۰ دلار به ازای هر کیلو) استفاده از آنها را با مشکل مواجه کرده. تا سال ۲۰۰۵ تنها در راکتور نیروگاه BN-۶۰۰ در «بلویارسک» روسیه از این تکنولوژی برای تولید برق استفاده شده بود, که البته روسیه برنامهریزیهای مربوط به ساخت نیروگاه دیگری از این نوع با نام BN-۸۰۰ را انجام دادهاست. ژاپن نیز قصد دارد تا پروژه راکتور Monju را مجدداً شروع کند (این پروژه از سال ۱۹۹۵ تعطیل شدهاست) و همچنین چین و هند نیز قصد دارند تا از این تکنولوژی برای سوخترسانی به راکتورها استفاده کنند.
راه حل دیگری که در این زمینه وجود دارد استفاده از اورانیوم-۲۳۳ است که از توریم به دست میآید. توریم حدوداً ۳٫۵ برابر بیشتر از اورانیوم در پوسته زمین وجود دارد و پراکندگی جغرافیایی متفاوتی نسبت به اورانیوم دارد. استفاده از این ماده میتواند میزان منابع سوختهای شکافت یافتنی را تا ۴۵۰٪ افزایش دهد. برعکس اورانیوم-۲۳۸ که برای مصرف آن را باید به صورت پلوتنیوم-۲۳۸ درآورد, اورانیوم-۲۳۳ نیازی به تبدیل ندارد. در حال حاضر کشور هند علاقه زیادی برای استفاده از این روش دارد چراکه این کشور دارای معادن بسیار زیاد توریم است درحالی که معادن اورانیوم این کشور اندک هستند.
اورانیوم تهی شده :
فرآیند غنیسازی اورانیوم چندین تن اورانیوم تهی شده نیز به وجود میآورد که شامل اورانیومی میشود که بیشتر ایزوتپهای ۲۳۵ آن گرفته شدهاست. اورانیوم-۲۳۸ نوعی فلز سخت است که استفادههای تجاری به خصوصی دارد برای مثال در صنایع هواپیما سازی, ساخت حفاظهای ضد تششع و ساخت تجهیزات نظامی. استفاده از این فلز به دلیل چگالی بالای آن است. با تمام کاربردهای این فلز نگرانیهایی درباره آثار زیانبار تششعات بر روی افرادی که زیاد در معرض آنها قرار دارند مانند سرنشینان تانک یا افراد غیر نظامی که در نزدیکی مناطق انباشت این فلز زندگی میکنند وجود دارد.
زباله های هسته ای :
یافتن راهی ارزان و ایمن برای انبار کردن زبالههای هستهای چالشی پر اهمیت در زمینه چرخه سوخت هستهای است. در میان مواد باقی مانده در یک چرخه هستهای اورانیوم مصرف شده از همه مهمتر است. یک راکتور هستهای بزرگ هر سال در حدود سه متر مکعب (۲۵ تا ۳۰ تن) اورانیوم مصرف شده تولید میکند. این مواد مصرف شده از مقداری اورانیوم و همچنین مقداری پلوتونیم و کوریوم تشکیل شدهاست و به طور کلی حدود سه درصد از آن از مواد باقی مانده از شکافت تشکیل شده. اکتینیدها (اورانیوم, پلونیوم و کریوم) موجود در این ترکیب موجب به وجود آمدن تششعات بلند مدت و کوتاه مدت رادیواکتیویته میشوند.
سوخت مصرف شده دارای خاصیت رادیواکتیو بالایی است و برای حمل آنها باید تمام جوانب احتیاط را رعایت کرد. البته خاصیت رادیواکتیو این مواد در طول زمان کاهش مییابد. پس از ۴۰ سال تششعات رادیواکتیو این مواد تا ۹۹٪ کاهش مییابند ولی با این حال هنوز هم خطرناک هستند.
میلهای سوخت مصرف شده به طور حفاظت شده در حوضچههای مخصوص (spent fuel pools) نگه داری میشوند. آب داخل حوضچه گذشته از خنک کردن اورانیوم از خروج تششعات رادیواکتیو جلوگیری میکند. پس از گذشت چند ده سال سوختها را که حالا از خاصیت تششع پراکنی آنها در حد قابل توجهی کم شده از حوضچهها خارج کرده و به انبارهای خشک انتقال میدهند. در این انبارها سوختها را در داخل محفظههای فلزی یا بتنی نگه میدارند, در این مرحله نیز تششعات ایجاد شده توسط سوختها هنوز خطرناک است. مدت نگهداری سوختها در این مرحله بسته به نوع سوخت میتواند از چند سال تا دهها سال متغیر باشد, ولی به هر ترتیب سوختها باید آنقدر در این مرحله بمانند تا میزان تششعات آنها به حد استاندارد برسد.
تا سال ۲۰۰۳ ایالات متحده بیش از ۴۹۰۰۰ تن از انواع سوختهای مصرف شده در راکتورهای خود را انبار کرده بود. یکی از پیشنهاداتی که درباره انبار کردن سوخت در ایالات متحده مطرح شده انبار کردن سوختهای مصرف شده در انبارهای زیرزمینی در کوههای یوکای است. به عقیده «آژانس حفاظت محیط زیست ایالات متحده» پس از گذشت ۱۰۰۰۰ سال, سوختهای مصرف شده هستهای دیگر هیچ تهدید زیستمحیطی برای انسانها و دیگر موجودات زنده نخواهند داشت.
البته راههایی برای کاهش میزان زبالههای هستهای نیز وجود دارد, یکی از بهترین روشها باز فرآوری سوخت هستهای است. در واقع زبالههای هستهای حتی اگر اکتینیدهای آنها را جداکنیم, حداقل برای مدت ۳۰۰ سال فعالیت رادیواکتیوی دارند البته مدت تششعات در صورتی که اکتینیدها وجود داشته باشند به هزاران سال میرسد. عدهای عقیده دارند بهترین راهحل ممکن در حال حاضر انباشتن زبالههای هستهای در انبارهاست چراکه احتمالاً در آینده با پیشرفت تکنولوژی راهی برای استفاده از این مواد پیدا خواهد شد به این ترتیب این مواد میتوانند خیلی با ارزشتر از آن باشند که دفن شوند.
همچنین صنایع هستهای حجمی از مواد کم تششع را نیز تولید میکنند. این مواد معمولاً در اثر سرایت مواد تششعزا به وجود میآیند که میتوانند شامل لباسها یا پوششها, ابزارآلات, تجهیزات پالاینده آب و دیگر موادی که به گونهای با راکتور و مواد تششعزا ارتباط دارند, باشند. در ایالات متحده «کمیسیون تنظیم فعالیتهای هستهای» مکرراً اعلام کرده که این مواد میتوانند جزیی از زبالههای عادی باشند و در زبالهدانها با زبالههای عادی دفع شوند و یا حتی بازیافت شوند. سطح تششع در بیشتر مواد کم تششع بسیار پایین است و تنها به دلیل استفاده شدن در فعالیتهای هستهای جزو زبالههای هستهای محسوب میشوند و نه برای سطح تششعشان. برای مثال براساس استاندارد NRC از نظر سطح تششع یک لیوان قهوه نیز به اندازه زبالههای کم تششع تششعزاست.
در کشورهایی که دارای نیروگاه هستهای هستند زبالههای تششعزا کمتر از ۱٪ از کل زبالههای سمی تولیدی را تشکیل میدهند. همچنین بسیاری از زبالههای سمی با گذشت زمان خاصیت خود را از دست نمیدهند و به هیچ وجه تجزیه پذیر نیستند. به طور کلی مواد تولیدی در اثر سوختن سوختهای فسیلی میتوانند از زبالههای تولید شده در یک نیروگاه هستهای خطرناکتر باشند. برای مثال یک نیروگاه زغال سنگی میتواند آثار عمیقی برروی طبیعت بگذارد و حجم زیادی از مواد سمی و پرتوزا را تولید میکنند. برخلاف عقیده عموم حجم مواد پرتوزای منتشر شده توسط یک نیروگاه زغال سنگی از یک نیروگاه هستهای بیشتر است.
زبالههای تولید شده بر اثر همجوشی هستهای با انبار شدن پس از صد سال دوباره قابل استفاده هستند, در مقابل زبالههای تولیدی از شکافت هستهای تا ۱۰۰۰۰ میتوانند آثار رادیواکتیوی داشته باشند.
برنامه هسته ای ایران :
برنامه هستهای ایران در دهه ۱۹۵۰ با کمک ایالات متحده به عنوان بخشی از برنامه «اتم برای صلح» آغاز شد. پس از رخ دادن انقلاب در ایران این برنامه به وسیله دولت موقت لغو شد و پس از مدتی این بار دولت ایران با کمکهای اندک دیگر کشورها اقدام به آغاز دوباره فعالیتهای مربوط به انرژی هستهای کرد. تمرکز دولتهای مختلف در ایران سبب شد ایران صاحب معدن اورانیوم, راکتور هستهای و تأسیسات فرآوری اورانیوم (که شامل تأسیسات غنی سازی نیز میشود) شود. در حال حاضر دولت ایران بر صلح آمیز بودن برنامه هستهای خود پافشاری میکند و هدف از ایجاد کل این تأسیسات را دستیابی به نیروگاه هستهای و تولید انرژی الکتریکی از انرژی هستهای میداند. با این حال ایالات متحده و برخی از دیگر کشورها هدف از این برنامه ایران را دستیابی به سلاح هستهای میدانند.
فرآیند عملیاتی نیروگاه اتمی بوشهر
علیرغم پیچیدگی فناوری یک نیروگاه هسته ای از نوع نیروگاه بوشهر، فرآیند تولید انرژی الکتریکی در نیروگاه هسته ای را می توان به طور ساده به سه مرحله کاملاً مجزا تقسیم نمود که در سه مدار مستقل شامل مدار اول، مدار دوم و مدار خنک کننده انجام می پذیرد.
مدار اول
شکافت اورانیوم غنی شده در راکتور منبع تولید انرژی به صورت گرمایی است. این انرژی گرمایی توسط آب مدار اول که در یک مسیر بسته (چهار حلقه) جریان دارد به مولد های بخار منتقل می شود. مولد بخار یک مبدل حرارتی است که آب مدار اول درون لوله های U شکل فولادی آن جریان دارد و آب مدار دوم در یک سیکل کاملاً مجزا با گردش در اطراف این لوله ها، ضمن برداشت حرارت به بخار تبدیل می شود. آب مدار اول پس از خروج از مولد بخار توسط پمپ مدار اول برای برداشت مجدد گرما به راکتور بازگردانده می شود.
مدار دوم
در مدار دوم، بخار تولید شده درمولد بخار به توربین هدایت شده و در آن جا به انرژی مکانیکی تبدیل می شود (چرخش توربین به طور مستقیم ژنراتور نیروگاه را به حرکت درآورده، که منجر به تولید انرژی الکتریکی می شود). سپس بخار خروجی از توربین، به وسیله کندانسور به آب تبدیل شده و مجدداً برای تکمیل و تکرار این چرخه به مولد بخار بازگردانده می شود.
مدار خنک کننده
برای چگالش بخار خروجی از توربین، آب دریا به عنوان خنک کننده، در یک مدار کاملاً مجزا از مدار دوم توسط پمپ های سیرکولاسیون به کندانسور هدایت می شود و پس از برداشت گرما، از طریق یک کانال روباز به طول 400 متر و به دنبال آن چهار تونل 1200 متری در زیر بستر دریا، در عمق 7 متری به دریا باز می گردد.
نقش اصلی راکتور در نیروگاه هسته ای تولید انرژی گرمایی است. فرآیندی که در این راکتور سبب تولید گرما می شود شکافت هسته ای نام دارد. شکافت، فرآیندی است که در طی آن یک هسته اتم سنگین به دو یا چند هسته کوچک تر تبدیل می شود و ضمن این عمل مقداری انرژی به صورت گرما و تابش ساطع می گردد.
در نیروگاه هسته ای با آب سبک، فرایند شکافت غالباً توسط نوترونهای حرارتی انجام می گیرد. هسته اورانیوم 235 پس از جذب نوترون ناپایدار شده، به دو یا چند جز به نام شکافپاره تقسیم می شود. علاوه بر شکافپاره ها، دو تا سه نوترون بعلاوه مقداری انرژی و ذرات آلفا، بتا و تابش گاما نیز در هر شکافت به دست میآید (نوترون های آزاد شده به طور متوسط دارای انرژی Mev2 بوده که برای انجام شکافت هسته اورانیوم 235 بایستی انرژی جنبشی خود را از دست داده، با اتم های محیط خود به تعادل حرارتی دست یابند؛ یعنی انرژی آنها به چند صدم ev برسد. این عمل در نتیجه برخوردهای متوالی نوترون با هسته اتم های هیدروژن مولکول های آب درون راکتور صورت می گیرد). به این طریق، یک عمل شکافت می تواند منجر به شکافتهای دیگری شود که آنها هم به نوبه خود شکافت های دیگری را به دنبال خواهند داشت. به این واکنش که به صورت تسلسلی شکل ادامه مییابد، واکنش شکافت زنجیره ای گویند. لازم به ذکر است که پایدار ماندن واکنش زنجیره ای در قلب راکتور مستلزم وجود جرم بحرانی در قلب راکتور میباشد.
انرژی آزاد شده از فرایند شکافت به گرما تبدیل می شود. حرارت تولید شده توسط آب مدار اول برداشت شده، به آب مدار دوم انتقال می یابد و در مدار دوم برای تولید بخار و چرخاندن توربین مورد استفاده قرار می گیرد.
تنظیم مقدار انرژی آزاد شده در یک راکتور هستهای با تعداد شکافتهایی که اتفاق میافتد، کنترل می گردد. این عمل با کنترل کردن تعداد نوترونهایی که برای انجام عمل شکافت موجود میباشد صورت میگیرد. هر چه تعداد چنین نوترون هایی کمتر باشد، تعداد شکافت ها نیز کمتر است. یکی از روشهای رسیدن به چنین کنترلی، این است که ماده ای را در راکتور قرار دهند که به آسانی نوترونها را جذب کند. بنابراین با تنظیم مقدار این ماده در راکتور، تعداد نوترونهای موجود برای عمل شکافت می تواند به میزان مطلوب تنظیم شود.
راکتور نیروگاه هسته ای بوشهر از نوع آب سبک تحت فشار میباشد که توان تولید Mw(t)3000 انرژی گرمایی را داشته و متشکل از یک پوسته از جنس فولاد کربنی است که با فولاد ضد زنگ پوشش داده شده است و درون آن قلب راکتور (Core)، سپر حرارتی و نوترونی (Core baffle)، نگهدارنده قلب (Core barrel، محافظ کانالهای هادی (Protective Tube Unit) قرار گرفته و توسط درپوش راکتور (Upper Unit) بسته میشود. آب که به عنوان کند کننده نوترون و خنک کننده استفاده میشود، توسط پمپهای مدار اول با فشار bar157 و حرارت ˚C291 از طریق 4 نازل خط سرد (Cold Leg) وارد راکتور میشود و پس از برداشت حرارت از قلب راکتور با حرارت ˚C321 از طریق 4 نازل خط گرم (Hot Leg) به سمت مولدهای بخار هدایت شده، و در آنجا با تبادل حرارت با آب مدار دوم بخار تولید میشود.
منبع تولید گرما، سوخت هسته ای از نوع دی اکید اورانیوم غنی شده با غنای 02/4%، 62/3%، 4/2%، 6/1% میباشد. سوخت هستهای به صورت قرصهای استوانهای به قطر 57/7 و ارتفاع 12 میلی متر ساخته شده که درون میلههای سوخت قرار دارد.
تعداد 311 میله سوخت با آرایش شش ضلعی، یک مجتمع سوخت را میسازند و تعداد 163 مجتمع سوخت در کنار هم قلب راکتور را تشکیل میدهند. مکانیزم تولید گرما، واکنش هستهای شکافت اورانیوم و تبدیل آن به پاره های شکافت سبک تر است که همراه با آزاد شدن انرژی و تولید نوترون برای ادامه این زنجیره است.
کنترل واکنش هستهای و در نتیجه کنترل راکتور به کمک اسیدبوریک محلول در آب، به همراه میلههای کنترل که به محرکهای سیستم کنترل و حفاظت متصل است، انجام میشود.
اجزای راکتور
1- محرک میلههای کنترل 5- محافظ کانالهای هادی
2- درپوش راکتور 6- قلب راکتور
3- پوسته اصلی راکتور 7- ورودی خنک کننده
4- نگهدارنده قلب راکتور 8- خروجی خنک کننده
مجموعه توربین بخار K – 1000 – 3000/60 – 3 با قدرت نامی 1000 مگاوات و سرعت 3000 دور در دقیقه جهت به حرکت درآوردن ژنراتور جریان متناوب به کار میرود. ژنراتور به همراه مجموعه توربین بر روی یک سازه بتنی سوار شده که این سازه به صورت مجزا از سازه اصلی ساختمان توربین، بر روی فنرهای مخصوصی (جهت خنثی کردن ارتعاشات ناشی از دورهای بحرانی) قرار گرفته است. توربوست نیروگاه اتمی بوشهر شامل چهار توربین از جمله یک توربین فشار بالا و سه توربین فشار پایین می باشد. مجموعه توربین مذکور تک محوری و هر چهار توربین از نوع دو طرفه متقارن است که در هر طرف دارای پنج ردیف پره می باشند. روتور توربین های فشار پایین و فشار بالا به روش آهنگری و به صورت یکپارچه و بدون سوراخ مرکزی ساخته می شود که این کار باعث کاهش تمرکز تنش در روتور خواهد شد.
سیکل آب و بخار نیروگاه اتمی بوشهر این گونه است که بخار تولید شده در مولدهای بخار به ساختمان توربین هدایت و با حداکثر، رطوبت 2/0% و فشار bar8/58 r وارد توربین فشار قوی شده و پس از انجام کار به علت کاهش فشار و حرارت اولیه مرطوب می شود. برای این که این رطوبت به پره های توربین فشار ضعیف آسیب نرساند، بخار خشک و مجدداً گرم می شود تا به پارامترهای مطلوب دست یابد و پس از آن با فشار bar8/6 r به توربین فشار ضعیف هدایت می شود، به دنبال آن در کندانسور تغییر حالت داده، طی مراحلی احیا شده (پیش گرم و گاززدایی گردیده و تا C˚ 222گرم می شود) و مجدداً به مولدهای بخار باز می گردد.
واحد توربین نیروگاه اتمی بوشهر دارای مدار پیشرفته احیاء از جمله چهار مرحله هیتر فشار پایین، دئراتور (هوازدا)، یک مرحله هیتر فشار بالا و پمپ انتقال کندانس بخار گرم کننده است. تمام هیترهای فوق به غیر از دئراتور که از نوع مخلوطی است. از نوع تبادل حرارت سطحی می باشند. تمام هیترهای احیاء کننده غیر از هیتر فشار پایین شماره چها ر و دئراتور، شامل دو پوسته می باشند و در دو خط موازی قرار دارند.
ژنراتور
ژنراتور نیروگاه اتمی بوشهر از نوع سنکرون سه فاز می باشد که سیم پیچ استاتور آن با آب خنک می گردد. خنک کننده روتور و هسته استاتور آن نیز هیدروژن می باشد. قدرت خروجی آن 1000 مگاوات و دارای دو قطب بوده و با مارک صنعتی TBB – 1000- 27/2 – T3 معرفی می گردد. ولتاژ خروجی استاتور آن نیز kv27 می باشد.
پست
نیروگاه اتمی بوشهر دارای دو پست kv230 و kv400 می باشد که پست kv400 از نوع GIS (گاز ایزوله کننده بین کنتاکت ها) بوده و از طریق دو خط به پست چغادک و شبکه سراسری متصل می گردد و پست kv230 از نوع AIS (هوا ایزوله کننده بین کنتاکت ها) می باشد و اتصال آن به شبکه سراسری توسط دو خط و از طریق پست بوشهر صورت می پذیرد.
اگر راکتور را قلب یک نیروگاه اتمی بدانیم، بدون شک سیستم کنترل و ابزار دقیق، مغز و شبکه عصبی این تأسیسات مهم و گسترده می باشد. سیستم کنترل و ابزار دقیق نیروگاه اتمی بوشهر یکی از پیشرفته ترین سیستم های اتوماسیون موجود در جهان و به صورت یک سیستم کنترل توزیع شده (DCS) بوده، که از نظر لایه های کنترلی به سه سیستم سطح بالا (TLSU)، میانی (TPTS) و پایین (سنسورها و عملگرها) تقسیم می شود.
(Top Level System of the power Unit) TLSU از یک شبکه کامپیوتری با سرعت MBit/s100 تشکیل شده است که بالاترین لایه کنترلی نیروگاه به حساب می آید، اطلاعات را از سطح میانی دریافت کرده، آنها را بر روی ایستگاه های کاری نشان داده و امکان کنترل مرکزی را ایجاد میکند. تابلوهای TPTS از چندین (Software Hardware Complex) SHC تشکیل شده که وظیفه نظارت و کنترل سیستم ها و تجهیزات فنی را بر اساس دستورالعمل های جاری بهره برداری نیروگاه اتمی بوشهر عهدهدار است. TPTS از طریق Gateway به TLSU متصل شده و تبادل داده مینماید.
نیروگاه اتمی بوشهر و محیط زیست
امروزه از انرژی هسته ای به عنوان یکی از رهیافتهای زیست محیطی باری مقابله با افزایش دمای کره زمین و کاهش آلودگی محیط زیست یاد می شود. در حال حاضر نیروگاه های هسته ای جهان با ظرفیت نصب شده فعلی توانسته اند سالانه از انتشار 8 درصد از گازهای گلخانه ای در فضا جلوگیری کنند.
ساخت و بهره برداری از تأسیسات هسته ای در هر کشور عضو آژانس بین المللی انرژی اتمی، مشمول ضوابط و مقررات ویژه ایمنی هستهای و نظارت مستمر قانونی بر کلیه فعالیتها در مراحل انتخاب محل، طراحی، ساخت قطعات و تجهیزات، احداث، راه اندازی، بهره برداری و از کاراندازی تأسیسات فوق الذکر است.
لازم به ذکر است در نیروگاه های اتمی تماماً خروجیها (گازها و مایعات) به محیط اطراف از نقطه نظر اکتیویته و شیمیایی کنترل میشود و ملزم به رعایت نُرمها و استانداردهای لازم می باشند، به طوری که در مسیر خروجی آب و گاز به محیط اطراف فیلترهای مختلفی وجود دارد که در آنها اکتیویته به صورت خودکار و پیوسته و همچنین به صورت دستی و دوره ای کنترل می شوند و تا اکتیویته آنها به حد مجاز قابل خروج نرسد، در محیط رهاسازی نمی شوند.
نُرم مجاز برای آب های خروجی 11-10 کوری بر لیتر و برای گازهای بی اثر خروجی از هواکش نیروگاه 50 کوری در شبانه روز می باشد. دُزِ مجاز دریافتی سالانه پرسنل گروه A (پرسنل راکتور) 20 میلی سیورت می باشد. در حالی که دز دریافتی سالانه مردم از منابع پرتوزای طبیعی، اشعه کیهانی، استفاده های پزشکی و انفجارات اتمی حدود 3/2 میلی سیورت می باشد. مقدار دز مجاز دریافتی ساکنین اطراف نیروگاه های هسته ای حداکثر برابر با 5/1 میلی سیورت می باشد که در مقایسه با دز دریافتی از دیگر منابع پرتوزا بسیار اندک است.
در حال حاضر در سراسر دنیا ایمنی نیروگاه های هسته ای بر پایه «دفاع در عمق» بنا نهاده می شود. چنین دیدگاهی طراحان را بر آن وا می دارد تا سلسله ای از حایل های فیزیکی را به صورت پشت سر هم در مسیر انتشار مواد رادیو اکتیو به محیط مدنظر قرار دهند. وجود چند لایه حایل فیزیکی از آثار سوء مواد رادیو اکتیو به پرسنل بهره بردار، محیط پیرامون نیروگاه و مردمی که در اطراف نیروگاه زندگی می کنند، جلوگیری می نماید. این حایل ها به ترتیب عبارتند از: شبکه سرامیکی قرص های سوخت، غلاف میله های سوخت، تجهیزات مدار اول، کره فولادی و در نهایت کره بتونی. لازم به ذکر است که بیش از 98% محصولات شکافت (مواد رادیواکتیو) در داخل شبکه سرامیکی قرص های سوخت محبوس می گردند.
واحد اول نیروگاه هسته ای بوشهر از راکتور آب تحت فشار نوع VVER – 1000 مدل V-446 تشکیل یافته که از نظر ساختاری و اساس کار، کاملاً با نیروگاه هسته ای چرنوبیل متفاوت بوده و متناظر با نیروگاه های هسته ای غربی با راکتور PWR می باشد که دارای ایمنی ذاتی هستند، بدین معنی که با افزایش قدرت نوترونی راکتور، دمای آب در آن افزایش یافته که این نیز به نوبه خود باعث کاهش قدرت نوترونی و مهار واکنش زنجیره ای شکافت پایا در قلب راکتور می گردد.
در صورت به خطر افتادن نیروگاه و پایین آمدن شاخص های ایمنی آن، طبق دستورالعمل های بهره برداری نیروگاه، قدرت راکتور تا سطح لازم کاهش داده شده، یا اساساً خاموش میگردد تا ایمنی راکتور به سطح مورد نظر رسانده شود. در صورت بروز احتمالی حادثه، سیستمهای چهارکاناله ایمنی، وظیفه خاموش کردن راتور و برداشت انرژی حرارتی پسماند قلب راکتور را به عهده دارند. وجود یک کانال و عملکرد درست آن در هنگام بروز حادثه کاملاً کفایت میکند و وجود سه کانال دیگر جهت بالا بردن ضریب اطمینان عمل سیستم در نظر گرفته شده است. این کانال ها کاملاً از همدیگر جدا بوده و مستقل عمل میکنند.
وظیفه سیستمهای ایمنی در هنگام بروز احتمالی حادثه:
1- متوقف کردن واکنش زنجیره ای شکافت هستهای پایا
2- خنک کردن راکتور
3- محدود نمودن آثار حادثه میباشد.
این سیستمها مجهز به دیزل ژنراتورهای خاص خود بوده که در صورت قطعی کامل برق در نیروگاه، میتوانند به کار خود ادامه دهند.
ساختمان راکتور در مقابل برخورد مستقیم هواپیمای غول پیکر بوینگ 747، هواپیماهای جنگی و زلزله ای به شدت 8 ریشتر مقاوم بوده و در صورت بروز چنین سوانحی هیچ صدمهای به تأسیسات راکتور و قلب آن وارد نمیشود و سیستم کنترل و حفاظت خودکار نیروگاه به راحتی آن را خاموش و به وضعیت ایمن میرساند.
نمودار ایمنی
نمودار ایمنی دارای بخش های زیر است:
1- راکتور 9- سیستم خنک کننده اضطراری قلب
2- مولد بخار 10- پمپ تزریق اضطراری
3- پمپ اصلی مدار اول 11- مخزن ذخیره محلول اسید بوریک
4- حفاظ بیولوژیکی 12- تأسیسات تهویه
5- محوطه تردد 13- تأسیسات فیلتراسیون
6- کره فولادی 14- سیستم دفع گرمای پسماند
7- پوشش بتنی 15- سیستم کنترل خلاء
8- هواکش 16- محفظه آب آلوده کره فولاد