رآکتور هسته ای و کارکرد آن

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

کاربرد تابشهای پرتوزا
 

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

آشنایی با اجزای رآکتورهای هسته ای
 

در حالى كه توليد انرژى با استفاده از سوختهاى فسيلى در جهان روز بروز گرانتر مى شود، برق هسته اى كه در نيروگاههاى هسته اى و با استفاده از واكنش شكافت هسته اى توليد مى شود منبع بسيار خوبى براى توليد انرژى و جايگزينى آن با برق فسيلى به شمار مى رود. توليد برق به روش هسته اى - ضمن آنكه پايان ناپذير است - گازهاى گلخانه اى هم توليد نمى كند. تنها مشكل آن زباله هاى هسته اى است كه در صورتى كه از آنها درست محافظت کنیم، عملاً هيچ ضررى براى محيط زيست ندارد.

رآكتورهاى شكافت:
 

بر اثر شكافت هسته هاى سنگين مثل اورانيوم و تبديل آن به هسته هاى سبكتر و پرتوهای آلفا يا بتا و نوترون، مقدارى انرژى جنبشى هم آزاد مى شود. اگر جرم محصولات شكافت را از جرم ماده ابتدایی كم كنيم، مقدار ناچيزى باقى مى ماند. اين مقدار ناچيز طبق معادله معروف «اينشتين»، E=mc2، تبديل به انرژى جنبشى مى شود. گرماى توليد شده با شكافت در قلب رآكتور با ميله هايى تنظیم مى شود. نوترونها تحريك كننده شكافت اند.
با قرار دادن جذب كننده هاى نوترونى بين اورانيوم مى توان ميزان فرايند شكافت و سرعت آن و در نتيجه شدت گرماى توليدشده را مهار كرد. گرماى حاصل با آب به بيرون از رآكتور منتقل مى شود. دماى آب درون چرخه تحت فشار گاهى به چندين برابر نقطه جوش مى رسد. در بيرون از رآكتور، اين گرما آب موجود در منبع ديگر را بخار مى كند و بخار آب توليد شده با انرژى زيادى كه دارد توربينهاى بخار را به حركت در مى آورد و برق توليد مى شود.

قلب رآكتور:
 

فرايند شكافت معمولاً نوترونهاى سريع توليد مى كند؛ اما براى اينكه هسته اورانيوم شكافته شود، به نوترون كند نياز است. براى اين كار، از كندكننده هاى نوترونى استفاده مى شود. گرافيت و آب سنگين توان اين كار را دارند.

واكنش زنجيره اى:
 

هر نوترون كند اورانيوم را مى شكافد؛ حاصل علاوه بر هسته هاى كوچكتر تعدادى نوترون است كه خود هسته هاى اورانيوم ديگر را مى شكافد. به اين فرايند واكنش زنجيره اى مى گويند كه اساس كار رآكتور است.

نخستين رآكتورهاى هسته اى:
 

فرمى و زيلارد نخستين كسانى بودند كه توانستند واكنش زنجيره اى كاملی را در رآكتوری هسته اى انجام دهند. آنها در دهه ۱۹۴۰ كه روى طرح ساخت بمب هسته اى براى ايالات متحده (منهتن) كار مى كردند در دانشگاه شيكاگو و در آزمايشگاهشان اين كار را انجام دادند؛ اما در سال ۱۹۵۵ كه اندیشه اقتصادى شدن انرژى هسته اى رواج يافت، آنها اين كشف را در اداره اختراعات و اكتشافات ايالات متحده ثبت كردند.

انواع رآكتورها:
 

رآكتورها از لحاظ سرعت عملشان به دو دسته تقسيم مى شوند:
1 ـ رآكتورهاى گرمايى؛ كه سرعت كمى دارند و فرايند شكافت و توليد گرما در آنها به آرامى انجام مى شود. بیشتر اين رآكتورها استفاده صلح آميز دارند.
۲- رآكتورهاى سريع: هدف اصلى اين رآكتورها توليد سوخت لازم براى سلاحهاى هسته اى است. پلوتونيوم و اورانيوم ۲۳۵ از محصولات اين رآكتورهاست

راکتورهای هسته ای
 

مقدمه:
 

شکافت هسته ای اتم اورانیم 235 در واقع در اثر نفوذ یک نوترون حرارتی به درون هسته یک اتم سنگین است که باعث شکافت آن به دوپاره از هسته های جدید و سبکتر می گردد. در ضمن در عمل شکافت به طور متوسط 2-3 نوترون ایجاد شده و مقداری انرژی تابشی گاما آزاد می گردد. انرژی سینتیک محصولات شکافت و نوترون ها به مواد اطراف خود از طریق برخورد و جذب پرتو به تولید گرما منجر خواهد شد. انرژی آزاد شده از هر شکافت حدود 11-10*3.2 ژول است در حالیکه تولید انرژی از منابع متعارف سوخت فسیلی که حاصل تشکیل یک مولکول دی اکسید کربن هست حدود
19-10*6.7 می باشد.
نوکلوییدهای غیر قابل شکافت هم در طی فرآیندهای بالا با دریافت و یا برخورد با یک نوترون با ایزوتوپ هایی به تعداد نوترون بالاتر تبدیل خواهد شد. بدین ترتیب رادیونوکلوئید های جدیدی خواهیم داشت که درمیان آنها پاره های شکافت مواد شکافت پذیر جدیدی مثل اورانیم235، پلوتونیم 239 وجود داشته و پلوتونیم 241 نیز به طور مصنوعی می تواند زایش پیدا کند.
این فرآیندهای فیزیکی در راکتورهای هسته ای اتفاق می افتد. درون میله های سوخت فرآیندهای شکافت و زایش در اثر واکنش زنجیره ای صورت می گیرد و واکنش با تولید نوترون به طور دائم ادامه می یابد.
راکتورهای هسته برای اهداف فراوانی طراحی و ساخته می شوند که بعضی از آنها عبارتند از:
- راکتورهای تولید حرارت و برق
- راکتورهای کِشنده
- راکتورهای تحقیقاتی
- راکتورهای تولید پلوتونیم
- راکتورهای اختصاصی برای مقاصدی همچون ساخت زیردریایی، فضا پیما، آب شیرین کن و...
ساختار عمومی راکتورهای هسته ای:
بخش مرکزی راکتور هسته ای جدا از آزمایشگاه ها، بخش های جانبی و خدماتی آن از یک ساختمان ویژه ای تشکیل شده است که ویژگی آن نه فقط به دلیل جادادن وسایل خاص راکتور، بلکه به لحاظ استحکام، ویژگی مصالح ساختمانی، ایزوله یا منزوی بودن از محیط زیست، مقاومت در مقابل زلزله، خوردگی و دسترسی به سرویس های مخصوص کاملاً استثنایی است.
یک راکتور هسته ای جدا از سازه های ساختمانی به طور کلی از قسمت های زیر تشکیل شده است:
1 ـ مجموعه های سوخت
2 ـ کند کننده ها
3 ـ خنک کننده ها
4 ـ سیستم های ایمنی
5 ـ میله های کنترل
6 ـ حفاظ های مختلف
در اینجا به بحث مختصری درباره ی هرکدام از این قسمت ها پرداخته می شود:
1 ـ مجموعه های سوخت
سوخت یک راکتور هسته ای را ممکن است شامل آنچه که در قلب راکتور به عنوان سوخت وجود دارد در نظر گرفت. به عبارت واقعی تر سوخت راکتور در چندین مجموعه سوخت و هر مجموعه متشکل از چندین میله سوخت و هر میله شامل تعداد معینی از قرص ها یا حبه های مواد شکافت پذیر هسته ای مثل اورانیم و یا در بعضی موارد پلوتونیم می باشد. میله های سوخت در راکتور به صورت صفحه ای(Plate) و غنای اورانیم 235 تا 95 درصد می رسد. هرمیله ی سوخت از غلاف زیر کالوی و شامل قطعاتی از قرص های دی اکسید اورانیم است. زیر کالوی 2 تا 4 یک آلیاژ زیر ******یم 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.

2 ـ کند کننده ها
 

کند کننده ماده ای است که برای کند کردن نوترون های سریع تا انرژی های حرارتی در راکتورهای هسته ای مورد استفاده قرار می گیرند. گاهی اوقات همین کندکننده ها عمل سرد کنندگی راکتور را هم انجام می دهد. موادی که می توانند به عنوان کننده مورد استفاده قرارگیرند عبارتند از: آب، آب سنگین، گرافیت و گاهی اوقات هم بریلیوم آب به دلیل داشتن هیدروژن که عنصری سبک است و نیز فراوانی و ارزانی آن مورد استفاده قرار می گیرد. به طور کلی هرچه ماده کندکننده دارای قابلیت کندکنندگی بهتری برای نوترون ها باشد درجه کمتری از سوخت غنی شده مورد نیاز خواهد بود. آب سنگین بهتر از گرانیت و گرانیت بهتر از آب دارای خاصیت کندکنندگی است، ولی تولید آب سنگین نسبتاً گران است و گرانیت هم تاثیرات نامطلوبی در نتیجه در نتیجه پرتوگیری از خود بروز می دهد.
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 مؤثر نوترون های سریع حاصل از شکافت را به نوترون های حرارتی تبدیل کند.

3 ـ خنک کننده ها:
 

خنک کننده برای انتقال حرارت از میله های سوخت به طور مستقیم مورد استفاده قرار می گیرد. این فقط در صورتی است که خنک کننده نقش کند کننده هم داشته باشد. در مواردی که ماده کند کننده دیگری مورد استفاده است در این صورت انتقال حرارت معمولا توسط خنک کننده مستقیماً از کندکننده و غیر مستقیم یا در بعضی موارد مستقیم از میله های سوخت انجام می پذیرد. اکثراً آب به عنوان سرد کننده مورد استفاده قرار می گیرد. به هر حال گاهی اوقات آب سنگین، فلزات مایع(سدیم و پتاسیم) یا حتی گازها(دی اکسیدکربن) هم ممکن است مورد استفاده واقع شوند. امروزه در اکثر راکتورهای تجاری آب به عنوان سردکننده مورد استفاده قرار می گیرد. در اینصورت آب علاوه بر نقش سرد کنندگی وظیفه کند کنندگی را نیز انجام می دهد.
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)

4 ـ سيستم هاي ايمني در راکتور
 

وظايف دستگاه ها و سيستم هاي کنترل(I&C) در راکتورهاي هسته اي شامل اندازه گيري، کنترل، تنظيم، چک کردن و حفاظت است. عمليات اجرايي راکتور بر اساس نيازهاي فيزيکي، شيميايي، فرآيندهاي مهندسي و اپراتوري است که به عهده سيستم ها و دستگاه هاي آن گذاشته شده است. سيستم دستگاهي و کنترل ممکن است به دوبخش ايمني و اپراتوري يا کارگرداني تقسيم شوند. حفاظت راکتور و محيط زيست به عهده سيستم هاي ايمني گذاشته شده است. اين سيستم¬ها غالبا در مواقع ضروري کارمي کنند و در دوران بهره برداري و خارج از وضعيت اضطراري اکثرا غيرفعال هستند. قابليت عملکرد اين دستگاه هاي نصب شده اضافي دائما بطور خود مونيتورينگ و تست هاي دوره اي بررسي مي شوند. کنترل قدرت راکتور معمولا در بخشي از I&C ايمني ملحوظ و منظور مي گردد. کنترل و دستگاه هاي اوپراتوري شامل تمام سيستم هايي است که کارگرداني و يا عملکرد طبيعي و بدون خطر يک راکتور هسته اي را تضمين و مطمئن مي سازد. به همين دليل ممکن است آنرا به گروه هاي اجرايي وکارهاي پيچيده اي که در خط فرآيند است تقسيم نمود.

5 ـ ميله هاي کنترل
 

ميله هاي کنترل براي تنظيم توزيع قدرت در راکتور در زمان اپراتوري مورد استفاده قرار مي گيرند. مهمترين وظيفه ميله هاي کنترل که بين ميله هاي سوخت قرار مي گيرند، براي خاموش کردن يا متوقف کردن فرآيند شکافت هسته اي در زمان هايي که لازم است، چنين عملي انجام شود. خاموش کردن راکتور مي تواند از طريق کنترل اتوماتيک يا توسط اپراتور انجام پذيرد. ميله هاي کنترل از موادي ساخته شده اند که خيلي سريع با جذب نوترون ها واکنش هاي هسته اي را متوقف مي کنند. موادي که به اين منظور استفاده مي شوند عبارتند از کربور نقره، اينديم، کادميم و هافنيوم. ميله هاي کنترل به داخل وخارج از ميله هاي سوخت حرکت کرده و نرخ واکنش هسته اي را تنظيم مي نمايند.
در راکتورهاي هسته اي دونوع کنترل وجود دارد:
• کنترل آرام، براي جلوگيري از به وجود آمدن قدرت زياد و برقراري قدرت متعادل راکتور. اين کنترل بيشتر توسط محلول هاي برن و يا افزايش يا کاهش آن در کندکننده ها اعمال مي گردد.
• کنترل سريع، براي کاهش سريع قدرت راکتور و يا خاموش کردن راکتور از مجموعه ميله هاي کنترل که ممکن است به صورت دستي يا اتوماتيک باشند استفاده مي شود. در مواقع اضطراري، ميله هاي کنترل با شتاب به صورت اتوماتيک به داخل ميله هاي سوخت سقوط مي کنند و سبب خاموشي راکتور مي گردند.

6 ـ حفاظت راکتور
 

وظيفه سيستم حفاظت از راکتور اطمينان از آشکارسازي تمام حوادث پيش بيني شده در طراحي و اعتماد از امکان انجام عمليات حفاظتي مي باشد. اين برنامه و تمهيدات بايد اطمينان دهد راکتور هميشه بطور ايمن کار مي کند. حوادث، بخش هايي از يک حادثه بزرگتر هستند که به کارگرداني راکتور ديکته مي کند که به دلايل ايمني کار راکتور بايد قطع شود. بنابراين داده هاي آنالوگ سيستم ارزياب، فرآيندهاي ويژه منجر به حادثه احتمالي را شناسايي کرده و از طريق يک سيستم ديگر علائمي را توليد مي کند که نشان مي دهد حدود آن نارسايي ها و يا اشکالات از حد معيني فراتر رفته است. اين علائم واقعي آغاز انحراف يا لغزش راکتور از حالت طبيعي است که ترجيحا تمام عمليات کارگرداني را تحت کنترل درمي آورد و متعاقبا فعال شدن تمام سيستم هاي مهندسي ايمني را براي کنترل حادثه، باعث مي گردد. در تمام موارد، شناسايي و آشکارسازي مبتني بر فرآيندهاي متفاوتي است که هر نوع ابهامي را در رابطه با سيستم آشکارسازي حادثه و قصورهاي رايج در سيستم ارزيابي داده ها رفع مي کند. وسايل و ابزار اضافي تکميلي چنان، اطميناني را فراهم مي آورند که با حفاظت به موقع راکتور اثرات سوء حادثه هاي احتمالي کاهش يابد. وسايل اضافي مبتني بر انجام وظيفه هاي انحصاري، به طور فيزيکي از نظر محل قرارگيري طوري از يکديگر جداشده اند که در مقابل حوادث بيروني مي توانند سالم باقي بمانند. تابلوي وضعيت سيستم حفاظت راکتور را در تمام زمان هاي کار عادي راکتور و شرايط اضطراري به طور بسيار روشن و واضح به پرسنل کارگرداني اعلام مي نمايد. تست هاي دوره اي با دستگاه هاي مخصوص تست کردن انجام مي شوند. قصورهاي آشکار و نهان در کانال هاي مربوطه توسط خويش گزارشگر اعلام مي شوند.
نوع ديگر حفاظت با نام حفاظت راديولوژيکي و کنترل پرتوگيري وجود دارد که وظيفه آن عبارتست از کاهش پرتوگيري و آلودگي داخل راکتورها و محيط زيست در کمترين حد ممکن. سيستم هاي مختلف کنترل پرتوگيري، اندازه گيري و ثبت پرتوها را در تمام مناطق کنترل شده انجام مي دهد. سيستم هاي مختلف کنترل پرتوگيري امکان بررسي ميزان دز تابش محلي، منطقه اي، محيط زيست، پرتوگيري پرسنلي و همچنين ميزان نشت پسمان هاي مايع، گاز و جامد را فراهم مي کند. سيستم هاي کنترل پرتوگيري، دستگاه هاي نصب شده دائمي هستند که بخشي از مجموعه سيستم I&C محسوب مي شوند. مونيتورهاي ثابت بررسي نمونه هاي محلي را بطور دائم و يا متناوب انجام مي دهند و مونيتورهاي متحرک شامل دستگاه هاي اندازه گيري پرتو در محل هاي متفاوت نصب هستند.
نیروگاههای هسته ای حدود 17 درصد برق را تأمین می کنند برخی کشورها برای تولید نیروی الکتریکی خود، وابستگی بیشتری به انرژی هسته ای دارند. براساس آمار آژانس انرژی اتمی، 75 درصد برق کشور فرانسه در نیروگاههای هسته ای تولید می شود و در ایالات متحده، نیروگاههای هسته ای 15 درصد برق را تأمین می کنند. بیش از چهارصد نیروگاه هسته ای در سراسر دنیا وجود دارد که بیش از یکصد عدد آنها در ایالات متحده واقع شده است. یک نیروگاه هسته ای بسیار شبیه به یک نیروگاه سوخت فسیلی تولید کننده انرژی الکتریکی است و تنها تفاوتی که دارد، منبع گرمایی تولید بخار است. این وظیفه در نیروگاه هسته ای برعهده رآکتور هسته ای است.

رآکتور هسته ای
 

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

طراحی یک رآکتور
 

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

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

بقیه اجزای نیروگاه هسته ای
 

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

رآکتورهای هسته ای طبیعی
 

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

انواع رآکتورهای گرمایی
 

الف – کند سازی با آب سبک:
a- رآکتور آب تحت فشار Pressurized Water Reactor(PWR)
b- رآکتور آب جوشان Boiling Water Reactor(BWR)
c- رآکتور D2G
ب- کند سازی با گرافیت:
a- ماگنوس Magnox
b- رآکتور پیشرفته با خنک کنندی گازی Advanced Gas-Coaled Reactor (AGR)
c- RBMK
d- PBMR
ج – کند کنندگی با آب سنگین:
a – SGHWR
b – CANDU
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 تأمین انرژی تجهیزات دریایی مورد استفاده قرار می گیرند.
خنک کننده
همان طور که می دانید، برخورد نوترونها با سوخت هسته ای درون میله های سوخت، موجب شکافت هسته اتمها می شود و این فرآیند هم به نوبه خود، گرما و نوترونهای بیشتری آزاد می کند. اگر این حرارت آزاد شده منتقل نشود، ممکن است میله های سوخت ذوب شوند و ساختار کنترلی رآکتور از بین برود ( و البته خطرهای مرگ آوری که به دنبال آن روی می دهند. ) در PWR، میله های سوخت به صورت یک دسته در ساختاری، ترسیمی قرار گرفته اند و آب از کف رآکتور به بالا جریان پیدا می کند. آب از میان این میله های سوخت عبور می کند و به شدت گرم می شود، به طوری که به دمای 325 درجه سانتی گراد می رسد. درمبدل حرارتی، این آب داغ موجب داغ شدن آب در چرخه دوم می شود و بخاری با دمای 270 درجه سانتی گراد تولید می کند تا توربین را بچرخاند.

کند کننده
 

نوترونهای حاصل از یک شکافت هسته ای بیش از آن حدی گرمند که بتوانند یک واکنش شکافت هسته ای را آغاز کنند. انرژی آنها را باید کاهش داد تا با محیط اطراف خود به تعادل گرمایی برسند. محیط اطراف نوترونها ( قلب رآکتور ) دمایی در حدود 450 درجه سانتی گراد دارد.
در یک PWR، نوترونها در پی برخورد با مولکولهای آب خنک ساز، انرژی جنبشی خود را از دست می دهند؛ به طوری که پس از 8 تا 10 برخورد ( البته به طور متوسط ) با محیط هم دما می شوند. در این حالت، احتمال جذب نوترونها از سوی هسته U-235 بسیار زیاد است ودر صورت جذب، بالافاصله هسته U-236 جدید دچار شکافت می شود.
مکانیسم حساسی که هر رآکتور هسته ای را کنترل می کند، سرعت آزاد سازی نوترونها در طول یک فرآیند شکافت است به طور متوسط از هر شکافت، دونوترون و مقدار زیادی انرژی آزاد می شود. نوترونهای آزاد شده اگر با هسته U-235 دیگری برخورد کنند، شکافت دیگری را سبب می شوند و در نهایت یک واکنش زنجیره ای روی می دهد. اگر تمام این نوترونها در یک لحظه آزاد شوند، تعدادشان به قدری زیاد می شود که باعث ذوب شدن راکتور خواهد شد. ( تعداد ذرات پر انرژی، دمای یک سیستم را تعیین می کند. معادله بوتنرمن، این ارتباط را توصیف می کند. ) خوشبختانه برخی از این نوترونها پس از یک بازه زمانی نه چندان کوتاه ( حدود یک دقیقه ) تولید می شوند و سبب می شوند دیگر عوامل کنترل کننده از این تاخیر زمانی استفاده کرده، اثر خود را داشته باشند.
یکی از مزیت های استفاه از آب در PWR، این است که اثر کند سازی آب با افزایش دما کاهش می یابد. در حالت عادی، آب در فشار 150 برابر فشار یک اتمسفر قرار دارد ( حدود 15 مگا پاسکال ) و در قلب رآکتور به دمای 325 درجه سانتی گراد می رسد. درست است که آب با فشار پانزده مگا پاکسال در این دما جوش نمی آید، ولی به شدت از خاصیت کند کنندگی اش کاسته می شود، بنابراین آهنگ واکنش شکافت هسته ای کاهش می یابد، حرارت کمتری تولید می شود و دما پایین می آید. دما که کاهش یابد، توان رآکتور افزایش می یابد و دما که افزایش یابد توان راکتور کاهش می یابد؛ پس خود سیستم PWR دارای یک سیستم خود تعادلی در رآکتور است و تضمین می کند توان رآکتور در کمترین میزان مورد نیاز برای تأمین گرمای سیستم بخار ثانویه است.
در اغلب رآکتورهای PWR، توان رآکتور را در دوره فعالیت معمولی با تغییرات غلظت بورون ( در شکل اسید بوریک ) در چرخه خنک کننده اولیه کنترل اولیه کنترل می کنند سرعت جریان خنک کننده اول در رآکتورهای PWR معمولی ثابت است. بورون یک جذب کننده قوی نوترون است و با افزایش یا کاهش غلظت آن، می توان شدت فعالیت راکتور را کاهش یا افزایش داد. برای این کار، یک سیستم کنترلی پیچیده شامل پمپ های فشار بالا که آب را در فشار 15 مگا پاسکال از چرخه خارج می کند، تجهیزات تغییر غلظت اسید بوریک و تزریق مجدد آب به چرخه خنک ساز مورد نیاز است.
یکی از اشکالات راکتورهای شکافت، این است که حتی پس از توقف واکنش شکافت، هنوز هم واپاشی های رادیواکتیوی انجام می شود و حرارت زیادی آزاد می شود که می تواند راکتور را ذوب کند. البته سیستم های حفاظتی و پشتیبانی متعددی برای جلوگیری از این واقعه وجود دارند، با این حال ممکن است در اثر پیچیدگی های این سیستم، برهمکنش های پیش بینی نشده یا خطاهای عملیاتی مرگ آفرینی در شرایط اضطراری روی دهند. در نهایت، هر رآکتور با یک حفاظ ساختمانی بتونی احاطه شده است که آخرین سد در برابر تشعشعات رادیواکتیو است.

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
نس دوم 2=Second Geneation
ساخت جنرال الکتریک G= General – Electric built
بدین ترتیب، D2G را می توان مخفف این عبارت دانست: رآکتور هسته ای نسل دوم ویژه ناوهای جنگی ساخت جنرال الکتریک. این رآکتور برای تولید حداکثر 150 مگا وات انرژی الکتریکی و عمر مفید 15 سال مصرف معمولی طراحی شده است.
در این رآکتور، برای مخزن بخار دو رآکتور وجود دارد و طوری طراحی شده که بتوان هر دو اتاق توربین را با یک رآکتور به راه انداخت. اگر هر دو رآکتور فعال باشند، ناو به سرعت 32 گره می رسد. اگر یک رآکتور فعال باشد و توربین ها متصل به هم باشند، سرعت ناو به 25 تا 27 گره خواهد رسید و اگر فقط یک رآکتور فعال باشد ولی توربین ها جدا باشند، سرعت فقط 15 گره خواهد بود

راکتورهاي اتمي
 

تصويري از يک راکتور
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.

تعریف 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 بدنبال آن به دو هسته کوچکتر همراه با آزاد سازی انرژی و چند نوترون دیگر شکافته می‌شود.
راکتورها در اصل سیستمهایی هستند که واکنش های هسته ای مثل شکافت هسته‌ای در آنها صورت می گیرد. و انرژی تولیدي در آنها تحت کنترل در می آید. به عنوان مثال خورشید یک راکتور هسته ای طبیعی است که در آن عناصر سبک هسته ای به هم جوش می خورند (همجوشی هسته ای) و تولید انرژی می کنند.
وسیله ای که در آن واکنش شکافت زنجیری کنترل شده انجام می شود راکتور هسته ای نام دارد. ‏‏اورانیوم یا پلتونیوم ( عنصر پرتوزای مصنوعی با عدد اتمی 94‏‎ ( Z=‎به عنوان ماده شکافت پذیر ‏‏«سوخت هسته ای ) به کار می رود. از راکتور ها جهت تولید انرژی ، برای به دست آوردن ‏‏ایزوتوپ های پرتوزا (از جمله عناصر فوق اورانیوم ، یعنی عناصری و 92‏‎ Z =‎) و چشمه های ‏باریکه های قوی نوترون استفاده می کنند‎.‎
‎پاره های شکافت در اورانیوم در فاصله کوتاهی (کمتر ازμm ‏ 5) ‎کند می شوند. در نتیجه ، تقریبا تمامی ‏انرژی آزاد شده در راکتور به صورت گرما در توده اورانیوم ظاهر می شود. از این گرما مثلا می توان ‏برای گرم کردن و تبخیر مایع جاری از اورانیوم که بعدا به کمک ‏‎‎توربین بخار یا بعضی از ماشین ‏های گرمایی دیگر به صورت انرژی الکتریکی یا مکانیکی درمی آید استفاده کرد‎.‎
‎اولین نیروگاه هسته ای بر این اساس در سال 1945 در روسیه ساخته شد. ساختمان این راکتور بیانگر ‏این است که بخش اصلی این راکتور عناصر سوختش است که شامل اورانیوم می باشد. عناصر "سوخت" به ‏صورت دو دیوار نازک از لوله های فولادی ضد زنگ ساخته شده اند که یکی‎ ‎ درون دیگری قرار دارد.
‎اورانیوم را بدون درز در فضای میان لوله محکم می کنند، در حالی که از کاواک داخلی به عنوان کانال ‏برای عبور آب استفاده می شود که گرمای آزاد شده از اورانیوم را در ضمن کار راکتور به خارج می برد. ‏محکم کردن بدون درز از این نظر لازم است که اورانیوم از لحاظ شیمیایی ناپایدار است و دیگر اینکه مانع ‏نشت گازهای پرتوزا خطرناکی شود که در نتیجه واکنش تشکیل می شوند‏‎.‎
‎برای تسهیل گسترش واکنش زنجیری ، عناصر "سوخت" را از اورانیومی که با ایزوتوب سریعا ‏شکافت پذیر اورانیوم 235 غنی شده اند، درست می کنند «اورانیوم غنی شده که در راکتور مصرف می کنند. ‏دارای 5 درصد‏‎ 235U‎در حالی که اورانیوم طبیعی فقط دارای 0.7 درصد از این ایزوتوپ است ). کار ‏راکتور اورانیوم با پرتوزایی شدید همراه است. جهت حفاظت کارکنان از تابش پرتوزا و نوترون ها که مقادیر ‏زیاد آن نیز زیانبار است، راکتور را در محفظه ای با دیوار های ضخیم که از سیمان و مواد دیگر ساخته ‏شده اند قرار می دهند‎.‎
‎امتیاز بزرگ راکتور هسته ای به عنوان چشمه تولید انرژی هزینه کم سوخت آن است. مقدار گرمایی که ‏در ضمن شکافت یک گرم‎ U 235 ‎آزاد می شود برابر با مقدار گرمایی است که از سوختن چند تن ذغال ‏سنگ به دست می آید. این امر امکان می دهد که راکتورها را در نواحی دور از‏‎ ‎ذخایر ذغال سنگ و نفت و حتی ‏دور از راه های حمل و نقل ( با کشتی، زیردریایی و هواپیما ) برپا سازند‎.‎
‎در روسیه ، چندین نیروگاه اتمی در مقیاس بزرگ در حال کارند. چندین یخ شکن مجهز به ‏موتور های اتمی و زیر دریایی های اتمی نیز ساخته شده است. در آینده نقش ‏‏مهندسی انرژی هسته ای مهم تر از این خواهد شد‎.‎
‎بر طبق محاسبات انجام شده، با آهنگ امروزی مصرف انرژی کمبود ذغال سنگ و نفت حتی در 50 سال آینده حس ‏خواهد شد. استفاده از اورانیوم راهی برای خروج از این مشکل است. زیرا انرژی ذخیره شده در ذخایر ‏اورانیوم 10 تا 20 برابر انرزی ذخیره شده در سوخت های آلی است. مسئله منابع انرژی پس ‏از مهار شدن واکنش های گداخت به کلی حل خواهد شد‎.‎
‎درنتیجه بمباران اورانیوم با نوترون ، ایزوتوپ‎ U 238 ‎به‎ U 239 ‎تبدیل می شود. این ایزوتوپ ‏ناپایدار است و در نتیجه واپاشی ««ذره بتا به ایزوتوپ نپتونیوم 93‏‎ ( Np 239 ) ‎تبدیل می شود. این ‏ایزوتوپ به نوبه خود ، با تحمل واپاشی بتا ، پس از زمان کوتاهی ( نیم عمر آن 2.35 روز است ) به ‏ایزوتوپ پلتونیوم 94 ، یعنی‏‎ Pu 239 ‎تبدیل می شود. پلتونیوم 239 نیز ناپایدار است ، ولی به کندی ‏وا می پاشد ( نیم عمر آن 24000 سال است). به این دلیل ممکن است به مقدار انبوهی انبار شود‎.‎
‎پلتونیوم 239 مانند اورانیوم 235 ، ( سوخت هسته ای )خوبی است که برای راکتورهای هسته ای و بمب ‏های اتمی مناسب است. پلوتونیوم از راکتورهای هسته ای مبتنی بر اورانیوم طبیعی و کند کننده به دست می ‏آید. در چنین راکتورهایی بیشتر نوترون ها را‎ 238U ‎جذب می کند که نتیجه آن تشکیل پلتونیوم است‎.‎
‎پلتونیوم انبار شده در اورانیوم را می توان با روش های شیمیایی جدا کرد. سوخت هسته ای مصنوعی ‏دیگر ایزوتوپ‎ 233U با نیم عمر 162000 است که در اورانیوم طبیعی وجود ندارد‏‎. 233U ‎نیز مانند ‏پلتونیوم ، در نتیجه بمباران توریم با نوترون تشکیل می شود. به این طریق مواد با شکافت پذیری کم‎) ‎ 238U و توریم ) می توانند به سوخت هسته ای با ارزش تبدیل شوند. این امکان پذیری بسیار اساسی ‏است زیرا در پوسته زمین‎ 238U ‎و توریم خیلی بیشتر از‎ 236U ‎است‎.‎
‎نپتونیم و پلتونیوم معرف عناصر فوق اورانیوم هستند و در جدول تناوبی بعد از اورانیوم می آیند‎.‎
رشته عناصر فوق اورانیوم بعد از پلتونیوم تا عنصری به عدد اتمی 107 ادامه دارد. عناصر فوق اورانیوم ‏در طبیعت کشف نشده اند. زیرا همه آنها پرتوزا بوده در مقایسه با سن زمین شناسی زمین نیم عمر کوتاهی ‏دارند‎.‎
‎‎‎در راکتور در حال کار ،جریان شدید نوترون ها در نتیجه شکافت مشاهده می شود. از بمباران مواد ‏با نوترون ها می توان ایزوتوب های پرتوزای مصنوعی گوناگون در راکتور به دست آورد. چشمه پرتوزای دیگر در راکتور پاره های شکافت اورانیوم هستند که اغلب شان ناپایدارند‎.‎
عناصر پرتوزای مصنوعی کاربرد گسترده ای در علم و صنعت پیدا کرده اند. از موادی که اشعه ‏گاما گسیل می کنند به جای رادیم خیلی گران ، برای امتحان اجسام فلزی کلفت با نور عبوری ، برای ‏‏مداوای سرطان و جز اینها استفاده می شود. ‏
از خاصیت کشنده بودن مقادیر زیاد تابش گاما در موجودات ذره بینی برای نگهداری مواد غذایی استفاده می ‏شود. اکنون از تابش پرتوزا در صنایع شیمیایی استفاده می شود. زیرا انجام بسیاری از واکنش های شیمیایی مهم را آسان می کند‎.‎

انواع سوختهاي راکتور اتمي
 

اورانیوم
متداول ترین ماده سوخت برای راکتورهای هسته‌ای اورانیوم است، که می‌تواند به صورت خالص ، یعنی اورانیوم فلزی و یا به صورت ترکیب مثل اکسید اورانیوم و یا کربور اورانیوم بکار برود. اورانیوم ، فلز نسبتا نرم و قابل کششی است که در دمای بالا به آسانی در هوا و آب اکسید می‌شود. نقطه ذوب آن 1133 درجه سانتیگراد است.
پلوتونیوم
چون فلز پلوتونیوم تا رسیدن به نقطه ذوب 640 درجه سانتیگراد دارای تعداد زیادی فاز بلوری است، سوخت مناسبی برای راکتور نمی‌باشد. به عنوان سوخت راکتور ، پلوتونیوم را به صورت ، PUO2 بکار می‌برند. نقطه ذوب این ترکیب 2400 درجه سانتیگراد است.
توریوم
به جز در چند راکتور با خنک کننده گازی دما - بالا ، توریوم تاکنون به عنوان سوخت راکتور کاربرد زیادی نداشته است. نقطه ذوب فلزات توریوم خالص حدود 1700 درجه سانتیگراد است. به علت پایداری بهتر ، این عنصر برتر از اورانیوم است. اما ما به صورت خالص به عنوان سوخت بکار نمی‌رود. بلکه ان را به صورت دی اکسید توریوم ThO2 کربوتریوم ThC2 بکار می‌برند.
کند کننده‌ها
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 کننده ها
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.
حفاظ‌های راکتور
راکتورهاي هسته اي

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
هافنیوم دارای استحکام مکانیکی کافی و مقاومت خوبی در برابر خوردگی است. لذا ماده کنترل خوبی است.
اگادولینیم
گادولینیم در بعضی راکتورهای گازی پیشرفته به عنوان سم قابل سوختن بکار 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 می روند.
دوگروه اصلی راکتورهای هسته ای بر اساس تقسیم بندی کاربرد آنها . راکتورهای قدرت و راکتورهای تحقیقاتی هستند. راکتورهای قدرت مولد برق بوده و راکتورهای تحقیقاتی برای تحقیقات هسته‌ای پایه ، مطالعات کاربردی تجزیه‌ای و تولید ایزوتوپها مورد استفاده قرار می گیرند.
منبع:www.ngdir.ir
/س