برق. قدرت. کنترل. الکترونیک. مخابرات. تاسیسات.

دایره المعارف تاسیسات برق (اطلاعات عمومی برق)


در داخل رآکتورهای هسته ای، سوخت هسته ای شکافته می شود. فرایند شکافت هسته ای مقادیر فراوانی از انرژی مفید را رها سازی می کند و به همین دلیل است که مواد با قابلیت شکافت هسته ای مانند اورانیوم 235 یا پلوتونیم 239 باید به شکل فیزیکی مناسبی نگهداری شوند تا بتوانند در برابر دماهای بسیار بالا و محیط های تابشی شدید مقاومت کنند. ساختار سوخت باید به گونه ای باشد که شکل و یکپارچگی خود را در دوره ی زمانی چندین سال حفظ نماید. و از ورود محصولات حاصل از شکافت به داخل مایع خنک کننده ی رآکتور جلوگیری گردد.
سوخت استاندارد از ستونی از قرص های سرامیکی اکسید اورانیوم، پوشش و تیوب های زیرکونیومی تشکیل می شود. برای سوخت رآکتورهای آب سبک (LWR)، اورانیوم در سطوح مختلفی بین 4-8 % غنی سازی می شود. برای سوخت رآکتورهای آب سنگین تحت فشار (PHWR)، معمولا اورانیوم طبیعی به گونه ای تولید می شود که میزان اورانیوم 235 آن در حدود 0.7 % باشد، اگر چه در این نوع از رآکتورها می توان اورانیومی استفاده کرد که اندکی غنی سازی شده است.
تولید ساختار سوخت که مونتاژ یا مجموعه نامیده می شود، آخرین مرحله از چرخه هسته ای پیش روی ماست. این چرخه در شکل 1 نشان داده شده است. فرایند مورد استفاده برای تولید سوخت مخلوط (تشکیل شده از اکسید اورانیوم و پلوتونیم) ضرورتا یکسان است ولی برخی شاخصه های مربوط به استفاده از اجزای پلوتونیمی متفاوت است.
تولید سوخت هسته ای

تولید سوخت هسته ای

سه مرحله ی اصلی در تولید ساختارهای سوخت هسته ای مورد استفاده در رآکتورهای آب سنگین و آب سبک، وجود دارد:
تولید اکسید اورانیوم خالص () از و .
تولید قرص های سرامیکی ی با دانسیته ی بالا و شکل معین
تولید شبکه ی فلزی صلب برای مجموعه ی سوخت. این شبکه معمولا از جنس آلیاژ زیرکونیوم می باشد و قرص های سوخت در داخل ستون های سوخت قرار داده می شود. این ستون ها آب بندی می شوند و در نهایت میله های سوخت در داخل ساختار اصلی سوخت قرار داده می شود.
این مراحل به طور شماتیک در شکل 2 نشان داده شده است.
تولید سوخت هسته ای
تولید پودر
اورانیوم به دو صورت به کارخانه ی تولید سوخت می رسد، یکی اورانیوم هگزافلوراید () و دیگری اورانیوم تری اکسید (). این مسئله به این بستگی دارد که اورانیوم غنی سازی شده باشد یا نباشد. این مسئله ضروری است که پیش از تولید قرص، ماده ی اورانیوم دار به اکسید اورانیوم () تبدیل شود. بیشتر کارخانه های تولید دارای تأسیساتی به منظور انجام این تبدیل شیمیایی هستند. البته برخی از کارخانه ها نیز این تأسیسات را ندارند و مجبور هستند تا اکسید اورانیوم مورد نیاز را از کارخانه های مخصوص برای این تبدیل تهیه کنند. تبدیل شیمیایی اورانیوم هگزافلوراید به اکسید اورانیوم فرایندی مجزاست اما این فرایند نیازمند استفاده از ترکیبات فلئوردار می باشد.
تبدیل می تواند به دو صورت خشک و تر انجام شود. در روش خشک، حرارت دهی می شود تا به صورت بخار در آید و بعد از آن این بخار به داخل یک ظرف واکنش دو بخشی وارد می شود (مثلا یک کوره ی دوار). و در آنجا، این بخارات ابتدا با یک جریان گازی مخلوط می شوند تا بدین وسیله اورانیل فلورید () جامد تولید شود. این پودر جامد از طریق یک ظرف با گاز هیدروژن واکنش می دهد و بدین وسیله فلورید جداسازی می شود و بدین وسیله، اورانیوم به اکسید اورانیوم میکرو کریستالی تبدیل می شود.
در روش تر، تزریق به داخل آب موجب تشکیل دوغابی از ذرات می شود. آمونیاک یا آمونیوم کربنات به این مخلوط اضافه می شود و با این ماده واکنش داده و آمونیوم دی اورانات در مورد اول تشکیل می شود و یا در مرحله ی دیگر، آمونیوم اورانیل کربنات تشکیل می شود. در هر دو مورد، دوغاب حاصله فیلتر می شود و در اتمسفر حرارت دهی می شود تا خالص تولید شود. مورفولوژی پودر که از روش های ADU‌ و AUC تولید می شوند با هم متفاوت هستند و این مرفولوژی بر روی ریزساختار قرص نهایی اثر می گذارد.
روش های تر پیچیده تر هستند و ضایعات بیشتری ایجاد می کنند. به هر حال، پودر تولید شده از این روش ها انعطاف پذیری بیشتری دارند و از این رو این مسئله یکی از مزیت های این روش هاست.
برای تبدیل به ، آب به اضافه می شود به نحوی که هیدرات تشکیل می شود. این جامد به داخل یک کوره ی تحت اتمسفر کاهشی وارد می شود و با این کار، تشکیل می شود.
تولید قرص های سرامیکی
پودر ممکن است پیش از تبدیل شدن به قرص، نیازمند فرآوری باشد. فراین فرآوری می تواند شامل موارد زیر باشد:
هموژن سازی: این ممکن است نیاز باشد تا پودر تحت فرواری قرار داده شود و بدین صورت اطمینان حاصل کردن که توزیع اندازه ی ذرات و مساحت سطح ویژه، یکنواخت باشد.
افزودنی ها: به مخلوط پودر ممکن است اضافه شود تا بدین صورت اطمینان حاصل گردد تا ریزساختار و دانسیته ی قرص ها اصلاح گردد. سایر مواد افزودنی مانند روان سازها، جاذب های قابل اشتعال (مانند گادولینیوم) و مواد تخلخل زا نیز ممکن است به پودر اضافه گردد.
پودر اصلاح شده ی به داخل قالب ریخته می شود و نیرو به صورت دو محوری بر روی پودر اعمال می شود و بدین صورت قرص استوانه ای تشکیل می شود که این قرص خام در دمایی در حدود 1750 زینتر می شوند. این زینترینگ تحت اتمسفر کاهنده (معمولا آرگون- هیدروژن) انجام می شود. با اعمال فرایند زینترینگ بر روی قرص ها، حجم قرص کاسته می شود. سپس قرص ها ماشین کاری می شوند تا به ابعاد مورد نظر برسند. تراشه های حاصله از فرایند تولید دوباره به مرحله ی اول بازگشت داده می شوند. کنترل کیفیت شدیدی بر روی قرص های تولید اعمال می شود تا بدین صورت اطمینان حاصل گردد، ابعاد دقیق هستند و ترک و عیبی در قرص وجود ندارد.
برای بیشتر قرص هایی که بر ای رآکتورها تولید می شوند، قطر کمی کمتر از 1 سانتیمتر می باشد و طول آنها نیز اندکی بیشتر از 1 سانتیمتر است. یک قرص منفرد می تواند انرژی معادل با انرژی یک تن زغال سنگ را تولید کند.
جاذب های قابل سوختن مانند گادولینیوم ممکن است به صورت اکسید در قرص های سوخت برخی از میله ها اضافه شود تا بدین صورت فعالیت اولیه ی سوخت در طی عمر مفید آن، محدود گردد. جاذب های قابل سوختن دارای جذب نوترون بالایی است و به طور قابل توجهی با نوترون ها مقابله می کنند. بعد از اینکه این مواد بسوزند و به مواد سبک تر با جذب نوترون کمتر تبدیل شوند، اورانیوم 235 شروع به انجام واکنش می کنند و با نوترون ها واکنش می دهند. جاذب های قابل سوختن عمر مفید سوخت را طولانی تر می کنند.

تولید و بارگذاری شبکه ی مجتمع سوخت

طراحی های سوخت هسته ای به گونه ای است که میله های پرشده از قرص های سوخت دارای یک آرایش فیزیکی دقیق است و سایر بخش ها به نحوی ساخته شده که کانال های آب در سرتاسر ساختار قرار گرفته اند و همچنین کانال های کنترل میله نیز در این ساختارها قرار دارند. ساختارهای فیزیکی برای نگهداری میله های سوخت به نحوی طراحی شده که تولرانس آنها کم باشند. آنها باید در برابر خوردگی شیمیایی، دماهای بالا، بارهای استاتیک زیاد، لرزه های ثابت، مایعات و اثرات مکانیکی، مقاوم باشند. این ساختارها باید به گونه ای باشند که تا حد ممکنه در برابر نوترون شفاف باشند.
ساختارهای مجتمع از یک شبکه ی سنگین فولادی و زیرکونیومی تشکیل شده اند که توری های ثابت شده ی زیادی در آن قرار دارند. این شبکه، میله ها را به طور محکم و دقیق در محل قرار گیری آنها ثابت می کند. این شبکه ها از آلیاژ زیرکونیوم تشکیل شده اند و طراحی به گونه ای است که اجازه می دهد جریان آب خنک کننده در حول میله ها جریان داشته باشند. ساختار شبکه ای میله های سوخت را در برگرفته است و بنابراین، ریسک بوجود آمدن سایش لرزشی،‌ حداقل است.
تولید سوخت هسته ای یک فرایند مهندسی پیچیده است و کنترل کیفیت باید به طور مداوم در فرایند تولید انجام شود.
قرص های سوخت با کیفیت مناسب در داخل تیوب هایی قرار داده می شوند که از آلیاژ خاصی از زیرکونیوم تولید شده اند. این تیوب ها،‌ پوشش نامیده می شود. تیوب پر شده با گاز هلیوم پر می شوند و فشار آن تا چند ده اتمسفر افزایش می یابد. سپس پوشش آب بندی می شود و هر دو سمت این ساختار به طور دقیق جوشکاری می شود. یک فاصله ی آزاد میان سطح بالای قرص ها و انتهای جوشکاری شده، وجود دارد. این فاصله، فاصله خالی نامیده می شود و به منظور خنثی کردن انبساط حرارتی قرص ها در نظر گرفته شده است. یک فنر معمولا در این فاصله ی خالی قرار داده می شود تا بر روی قرص ها نیرو وارد کند و از ایجاد حرکت در آنها جلوگیری کند.
میله های سوخت کامل شده بر روی ساختارهای شبکه ای قرار داده می شوند تا این میله ها در این ساختارها به طور محکم قرار گیرند.
برای ماکزیمم کردن بازده واکنش شکافت، پوشش و سایر بخش های ساختاری باید تا حد ممکنه در برابر عبور نوترون شفاف باشند. آلیاژهای مختلف زیرکونیوم به عنوان مواد مورد استفاده در تولید این پوشش ها مورد استفاده قرار می گیرند. آلیاژهای زیرکونیوم دارای مقادیر اندکی قلع، نیوبیوم، آهن، کروم و نیکل هستند. یکی از دلایل استفاده از این عناصر آلیاژی، ایجاد استحکام مناسب در این آلیاژ و افزایش مقاومت به خوردگی آنهاست. هافنیوم که یکی از عناصری است که به طور طبیعی همراه با زیرکونیوم رسوب دهی می کند، باید از این ماده جداسازی شود. زیرا وجود این ماده موجب افزایش جذب نوترون می شود. ترکیب دقیق آلیاژ مورد استفاده به سازنده بستگی دارد و مورد تعیین کننده، کیفیت ساختار سوخت است. آلیاژهای زیرکونیم در هوا و آب اکسید می شوند و یک لایه ی اکسیدی بر روی آلیاژ تشکیل می شود که اثر مخربی ندارد.

ملاحظات ایمنی

بررسی های کنترل کیفیتی شدیدی برای تمام بخش های فرایند در نظر گرفته می شود تا اطمینان حاصل گردد شکستی در سیستم وجود ندارد.
ملاحظات ایمنی مهمی که در حین ساخت باید بدان توجه داشت، این است که در هنگام کار با مواد فلئور دار باید نکات ایمنی در نظر گرفته شوند. همچنین تابش های حاصل از مواد مورد استفاده در ساخت سوخت، نیز تابش های مضری هستند و از این رو باید در معرض آنها قرار نگرفت. هر دو ریسک موجود از طریق کنترل دقیق مواد مورد استفاده، کاهش می یابند. در حقیقت، هر چه سطح غنی سازی اورانیوم در تأسیسات تولید سوخت بالاتر باشد، باید ملاحظات ایمنی بیشتر مد نظر قرار گیرد. اورانیوم مورد استفاده نباید بیش از 5 %‌ اورانیوم 235 داشته باشد.

نوع تجمعات سوختی مختلف برای رآکتورهای مختلف

برای رآکتورهای مختلف، تجعات سوختی متفاوت است. این بدین معناست که انتخاب نوع تجمع سوخت مخصوصا برای PWR ها محدود است.

سوخت رآکتورهای آب سنگین

رآکتورهای آب سنگین (PWRs) متداول ترین نوع رآکتور هسته ای مورد استفاده در دنیاست. دو سوم از کل رآکتورهای هسته ای از این نوع هستند. هسته ی رآکتور آب سنگین از آب معمولی به عنوان عامل خنک کننده ی اولیه و تعدیل کننده استفاده می کند. این آب تحت فشار قابل توجهی قرار دارد ( تقریبا 10 Mpa) تا از به جوش آمدن آن جلوگیری شود. بعد از گذر این آب از میله های سوخت، دمای این آب تا 330℃ بالا می آید. سپس این آب با دمای بالا به یک توربین انتقال داده می شود.
سوخت مورد استفاده در رآکتورهای آب سنگین غربی از یک آرایش شبکه ای مربع ساخته شده اند و با توجه به تعداد میله های موجود در داخل آن متمایز می شوند. یک تجمع سوختی مورد استفاده در PWR دارای طولی 4 تا 5 متر می باشد و عرض آن در حدود 20 سانتیمتر است. وزن این بخش تقریبا نیم تن است. این پیکربندی دارای مکان های قرار گیری میله ای است که به طور عمدی خالی هستند. در این مکان ها، میله های کنترل کننده قرار داده می شوند. همه ی مکان های قرار گیری مربوط به میله های سوخت و میله های جاذب نیستند و برخی از آنها به منظور قرار گیری لوله ی راهنمای، طراحی شده اند. این میله های راهنما، برای هدایت میله های منبع نوترونی، ابزارهای ویژه و یا بخش های بررسی کننده ی سوخت، مورد استفاده قرار می گیرند.
یک تجمع سوختی در رآکتور PWR از یک نازل انتهایی تشکیل شده است که بوسیله ی آن میله ها در داخل شبکه ثابت شده اند و انتهای کل میله های سوخت بوسیله ی نازل بالایی محکم می شود. نازل بالایی و پایینی بسیار محکم ساخته شده اند زیرا بیشترین حمایت مکانیکی از ساختار سوخت بوسیله ی این بخش ها انجام می شود. در ساختار نهایی، بیشتر میله ها، میله های سوخت هستند اما برخی از آنها میله های راهنما هستند و یک یا تعداد بیشتری از آنها به ابزارهای متصل شونده به ستون سوخت، اختصاص دارد. یک تجمع سوختی برای PWR در شکل 3 نشان داده شده است. تجمعات سوختی مخصوص PWR نسبت به BWR ها،‌ یکنواخت تر هستند.
تولید سوخت هسته ای
یک هسته ی PWR دارای توان 1100 Mwe ممکن است شامل 193 تجمع سوختی باشد که از 50000 میله ی سوختی تشکیل شده است. این هسته از 18 میلیون قرص سوخت تشکیل شده است. در هر بار بارگذاری، سوخت برای چند سال در داخل هسته قرار داده می شوند. این زمان به طراحی سیکل عملیاتی بستگی دارد. در طی سوختگیری، که هر 12 تا 18 ماه انجام می شود، مقداری از سوخت، که معمولا یک سوم یا یک چهارم کل هسته است، برای ذخیره سازی،‌ جداسازی می شود، در حالی که، بقیه ی سوخت دوباره به هسته بازگردانی می شود (شکل 4).
تولید سوخت هسته ای
رآکتورهای PWR‌روسی معمولا به صورت مخفف،‌ WER نامیده می شوند. این اجتماع های سوختی به خاطر آرایش 6 وجهی شاخص هستند اما ساختار و اندازه ی آنها مشابه سایر PWR ها هستند.

سوخت BWR

رآکتورهای آب جوشان (BWRs) دومین رآکتور متداولی است که تقریبا یک چهارم رآکتورهای موجود در دنیا را به خود اختصاص داده است. در رآکتورهای آب جوشان، آب به طور مستقیم به بخار تبدیل می شود و به مخزن فشار موجود در بالای هسته وارد می شود. دمای این آب 290 درجه ی سانتیگراد و فشار آن 7 Mpa است و از آن برای به حرکت در آوردن یک توربین استفاده می شود.
BWR ها همچنین از میله های سوختی استفاده می کنند که این میله ها از قرص های اکسید اورانیوم قرار گرفته در داخل یک پوشش زیرکونیمی تشکیل شده اند. آرایش این میله ها به صورت مربعی است و هندسه ی آنها به صورت میله چوبی است. این آرایش ها 6 در 6 و 10 در 10 هستند. عمر مفید و استراتژی های مدیریتی در این نوع رآکتورها مشابه PWR هاست.
اما سوخت BWR در اصل نسبت به سوخت PWR متفاوت است. این تفاوت ها عبارتند از:
چهار آرایه ی سوختی و یک پره ی کنترلی صلیب مانند وجود دارد که این بخش کنترلی وظیفه ی تعدیل سوخت را بر عهده دارد.
هر آرایه بوسیله ی مجاری آب از همسایه ی کناری اش جدا می شود. در این مجاری، پره های کنترل کننده ی صلیبی شکل حرکت می کنند.
هر آرایه ی سوختی BWR به پوسته ی زیرکونیمی محدود می شود که به طور مستقیم با آب خنک کننده در ارتباط است. آب در حین تماس با این آرایه، به جوش می آید.
آرایه های BWR شامل کانال ها آب قطور است. و طراحی آن دارای انعطاف است به نحوی که میزان دریافت نوترون بوسیله ی آن متوسط است.
در این رآکتورها،‌ اجازه داده می شود تا تیوب های زیرکونیومی با آب پر شوند و بنابراین، میزان تعدیل سازی در ناحیه ی مرکزی آرایه ی سوخت، بالاتر است. سطوح غنی سازی مختلفی در میله های قرار گرفته در جاهای مختلف، ایجاد می شود. در واقع، در میله های خارجی میزان غنی سازی کمتر و در مرکز آرایه، میزان غنی سازی بیشتر است. یک رآکتور BWR به نحوی طراحی می شود که در آن 12 تا 15 % آب قرار گرفته در بالای هسته ی سوخت، به صورت بخار باشد و از این رو، اثر تعدیل کنندگی در این رآکتور کمتر بوده و بنابراین، بازده در این رآکتورها بالاتر است.
برای بسیاری از مدل های BWR، کنترل فعالیت رآکتور می تواند با تغییر سرعت چرخش آب در داخل هسته، انجام شود. پمپ های جتی در فضای میان دیواره ی خارجی و محفظه قرار گرفته است و یک دیواره ی داخلی که لفافه نامیده می شود، جریان آب میان آرایه ی سوخت را افزایش می دهد. در سرعت های جریان بالا، حباب ها با سرعت بیشتری از بین می روند و از این رو تعدیل و فعالیت رآکتور افزایش می یابد. وقتی سرعت جریان کاهش یابد، تعدیل کاهش می یابد زیرا حباب هایی موجود در جریان برای زمان بیشتری وجود دارند و از این رو فعالیت کاهش می یابد. این مسئله اجازه می دهد تا یک تغییر تقریبا 25 %‌ در بازده توان ماکزییم، ایجاد شود (شکل 5).
تولید سوخت هسته ای
میله های کنترلی وقتی استفاده می شوند که سطوح توان به 75 % کاهش یابد اما این میله ها در PWR،‌ به عنوان بخشی از آرایه ی سوخت به حساب نمی آیند. این میله ها از کف وارد می شوند و می توان آنها را از آرایه خارج نمود.

تولید سوخت BWR مشابه با تولید سوخت PWR است.

یک دیاگرام از سطح مقطع BWR در شکل 6 نشان داده شده است. بنابراین، آرایه های سوخت BWR به عنوان واحدهای منفرد عمل می کنند. و طراحی آنها نیز قابل تغییر می باشد.
تولید سوخت هسته ای

سوخت PHWR (CANDU)

رآکتورهای آب سنگین تحت فشار (PHWRs) در اصل یک طراحی کانادایی هستند. 6 % از کل رآکتورهای نصب شده در دنیا، از این نوع هستند. PHWR ها از تیوب های فشاری استفاده می کنند که در آنها،‌ آب سنگین می چرخد و سوخت را خنک سازی می کند. سوخت این نوع از رآکتورها از جنس اکسید اورانیومی است که اندکی غنی سازی شده است (شکل 7).
تولید سوخت هسته ای
میله های سوخت PHWR دارای طول 50 سانتیمتر هستند و در آرایه های با قطر 10 سانتیمتر قرار می گیرند. یک آرایه از 28، 37 و یا 43 المان سوخت تشکیل شده است که به صورت چندین حلقه ی هم محور واقع شده اند. طول کوتاه این میله ها، موجب می شود تا نیاز به ساختار حمایتی نداشته باشند (برخلاف سایر رآکتورها). سوخت PHWR نه به طورکامل شکافت پیدا می کند و نه برای مدت زیادی در هسته ی رآکتور باقی می ماند زیرا قرص های سوخت در این میله ها اندکی بعد از استفاده، باد می کنند. این بدین معناست که میله های سوخت PHWR نیاز به فضای خالی در بین قرص و پوسته ندارند. همچنین نیاز به اعمال گاز تحت فشار در این میله ها نیز نیست. درحقیقت، پوسته ی فلزی به سختی به قرص چسبیده است و بنابراین، به دلیل ایجاد تماس مناسب، انتقال حرارت به خوبی ایجاد می شود.
دسته های سوخت در کانال های افقی یا تیوب های تحت فشار، قرار داده می شوند. این تیوب ها به داخل ظرف رآکتور وارد می شود. این کار در حالی می تواند انجام شود که رآکتور در ماکزیمم توان خود در حال کار است. تقریبا 12 دسته ی سوخت در داخل کانال های سوخت قرار داده می شوند که این مسئله به مدل رآکتور بستگی دارد. مثلا بک رآکتور 790 Mwe از این نوع، شامل 480 کانال سوخت است که این 480،‌ از 5760 دسته ی سوخت تشکیل شده اند و بنابراین بیش از 5 میلیون قرص سوخت در این رآکتور استفاده شده است.
سوخت گذاری در حین کار یک فرایند کاملا اتوماتیک است. سوخت جدید از انتها به داخل کانال وارد می شود و سوخت مصرف شده از انتهای دیگر خارج می شود. این ویژگی بدین معناست که PHWR دارای سوخت گذاری با انعطاف پذیری بالایی است و می توان آن را با سوخت های مختلف راه اندازی نمود. این رآکتور می تواند با سوخت اورانیوم طبیعی، اورانیوم اندکی غنی سازی شده، سوخت های پلوتونیومی و سوخت های بر پایه ی توریوم، کار کند.

سوخت AGR

رآکتور پیشرفته ی خنک شونده با گاز (AGR)، یکی از رآکتورهای نسل دوم ساخت انگلیس است که تنها در انگلیس مورد استفاده قرار می گیرد. 2.7 % از کل رآکتورهای موجود در دنیا از این نوع هستند. در این رآکتورها از کانال سوخت عمودی استفاده می شود. همچنین در این رآکتور از گاز دی اکسید کربن به عنوان یک تعدیل کننده ی ضعیف استفاده می شود. این گاز یک خنک کننده ی اولیه است.
آرایه های سوخت AGR شامل یک آرایه ی دایره ای شکل فولادی است که میله های سوخت را در بر گرفته است. وزن این آرایه در حدود 43 کیلوگرم است. میزان غنی سازی اکسید اورانیوم تا 3.5 % نیز می رسد. استفاده از فولاد موجب شده تا بتوان دماهای عملیاتی بالاتری داشته باشیم اما استفاده از این ماده، نفوذ نوترون را کاهش می دهد. این آرایه با یک پوسته ی گرافیتی پوشیده شده است و نقش این پوسته تعدیل کنندگی است. 8 آرایه به صورت پشت به پشت در یک کانال سوخت، به هم متصل می شوند و این آرایه ی سوخت از بالا وارد رآکتور می شود. در طی تعویض سوخت، تمام این بخش ها جایگزین می شوند. عمر مفید سوخت 5 سال است و تعویض سوخت می تواند در هنگام کار رآکتور انجام شود. این کار با ماشین تعویض سوخت انجام می شود (شکل 8).
تولید سوخت هسته ای

سوخت RBMK

رآکتور RBMK یک طراحی اولیه از شوروی سابق است که از رآکتورهای تولید پلوتونیم، توسعه یافته است. 11 واحد از این نوع رآکتور استفاده می کنند. این 11 واحد 3 % از کل رآکتورهای جهان را به خود اختصاص می دهد. سیستم کنترل و سوخت آن از سال 1990 توسعه یافته است. این رآکتور از تیوب های تحت فشار عمودی استفاده می کند. در اطراف این تیوب ها،‌ پوشش گرافیتی به عنوان تعدیل کننده مورد استفاده قرار می گیرد. سوخت مورد استفاده در این رآکتور بوسیله ی آب سبک خنک سازی می شود. این آب در مدار اولیه به بخار تبدیل می شود (مانند BWR).
میله های سوخت RBMK دارای طول 3.65 متر و یک گروه 18 تایی هستند که تجمعی از سوخت را به قطر 8 سانتیمتر ایجاد می کنند. دو تجمع سوختی به همدیگر متصل می شوند و بالا و پایین آن نازل هایی قرار گرفته که یک آرایه ی سوختی با طول کلی 10 متر و وزن 185 کیلوگرم ایجاد می کنند. از سال 1990 تاکنون، سوخت RBMK دارای سطح غنی سازی بالاتری هستند. میزان غنی سازی در این رآکتور در محدوده ی 2 تا 2.8 % می باشد و همچنین این سوخت دارای 0.6 % ایروبیوم است. ایروبیوم به عنوان جاذب قابل سوختن عمل می کند. استفاده از این ماده موجب افزایش سطح ایمنی و عمر سوخت می شود. این نوع از سوخت می تواند تا دوره زمانی 6 سال در داخل رآکتور باقی بمانند. تمام رآکتورهای RBMK کنونی از اورانیوم بازیافت شده از رآکتورهای WER استفاده می کنند.
این نوع رآکتور نیز قابلیت تعویض سوخت در هنگام کار رآکتور را دارا می باشند.

سوخت رآکتور نوترون سریع

امروزه تنها یک رآکتور با عملکرد سریع (FNRs) به صورت تجاری وجود دارد. این رآکتور در روسیه وجود دارد. دو رآکتور از این نوع در حال ساخت است. یکی در روسیه و دیگری در هند. همچنین چین نیز قصد دارد تا دو رآکتور از این نوع بسازد.
رآکتور نوترون سریع (FNR) از نوع تأخیری است و از نوترون های سریع برای ایجاد شکافت هسته ای استفاده می کند. از این رو، در این رآکتورها عمدتا از پلوتونیوم به عنوان سوخت پایه استفاده می شود. برخی اوقات نیز از اورانیوم با درصد غنی سازی بسیار بالا استفاده می شود (20-30 % غنی سازی). در طی عملیات،‌ پلوتونیوم از اورانیوم 238 ایجاد می شود. اگر FNR به گونه ای تنظیم گردد که نسبت تبدیل بالاتر از 1 باشد، این رآکتور،‌ رآکتور زاینده ی سریع (FBR) نامیده می شود. FNR ها از فلزات مایع مانند سدیم به عنوان مایع سرد کننده استفاده می کنند و در دماهای بالا کار می کنند.
جدا از سوخت FNR، گونه های سنگین دیگری مانند اورانیوم 238، Am، Np و Cm در این راکتور وجود دارد. این گونه ها توانایی شکاف هسته ای را دارا می باشند. بنابراین، یک سوخت FNR می تواند شامل مخلوطی از عناصر با عدد اتمی بیشتر از اورانیوم باشد. همچنین این سوخت می تواند به یکی از چندین شکل شیمیایی مانند سرامیک اکسیدی استاندارد، سرامیک اکسیدی مخلوط شده، سرامیک نیتریدی مخلوط و سوخت فلزی باشند. علاوه بر این، سوخت FNR‌ می تواند به صورت قرصی شکل ویا با استفاده از روش وایبرو پک (vibro- pack) تولید شوند. در روش وایبرو پک، پودر در داخل قلاف ریخته می شود و به صورت مستقیم پرس می شود.

کارایی سوخت هسته ای در رآکتورها

سوخت هسته ای در یک محیط بسیار وخیم کار می کنند. در این محیط ها، دمای بالا، خوردگی شیمیایی، تخریب تابشی و تنش های فیزیکی ممکن است برروی یکپارچگی سوخت اثر بگذارد. بنابراین عمر هسته ی رآکتور به گونه ای تنظیم می شود که ریسک بروز شکست در سوخت پایین باشد. شکست سوخت یعنی وضعیتی که در آن، پوسته ی سوخت بشکند و مواد رادیواکتیو از داخل بخش سرامیکی به داخل آب خنک کننده ی رآکتور نفوذ کند. مواد رادیو اکتیو که تمایل بیشتری به نشت از پوسته ی محفظه ی سوخت دارند، محصولات گازی شکل و عناصر فرار هستند. این محصولات عبارتند از کریپتون، زنون، ید و سدیم.
نشت سوخت ریسک قابل توجهی را در ایمنی کارخانه ایجاد می کند. این مسئله اثر قابل توجهی بر روی کارکرد رآکتور و اقتصاد کارخانه دارد. به همین دلیل است که آب خنک کننده ی مورد استفاده در این رآکتورها به طور مداوم مورد ارزیابی قرار می گیرد به نحوی که حتی کوچکترین نشت نیز تشخیص داده می شود. سطح مجاز تشعشعات آزاد شده به طور جدی مورد ارزیابی قرار می گیرد و این سطح به گونه ای تنظیم می شود که عملکرد سیستم ایمن باشد. بسته به نوع نشت ایجاد شده، اپراتور باید اقدامات لازم را انجام دهد.

میزان عرضه و تقاضا برای تولید

تقاضای جهانی برای سرویس دهی در زمینه ی تولید سوخت LWR سالانه 7000 تن اورانیوم غنی شده می باشد. این میزان در سال 2020 به 9500 تن می رسد. این میزان برای PHWR ها برابر با 3000 تن در سال می باشد و برای بازار رآکتورهای خنک سازی شده با گاز، این میزان برابر با 400 تن در سال است.
نیازمندی ها به تولید سوخت به طور خطی افزایش می یابد. به هرحال، نیازمندی های تولید همچنین بواسطه ی تغییر عملکرد و نوع رآکتورها نیز تحت تأثیر قرار می گیرد. این مسئله به طور جزئی از بهبود های فنی ایجاد شده در زمینه ی تولید سوخت نیز نشئت می گیرد. برای مثال، با بهبود طراحی سوخت، میزان سوختن سوخت در LWR افزایش یافته است و این مسئله موجب کاهش تقاضا برای سوخت شده است و از این رو سوخت به مدت طولانی تر در داخل رآکتور باقی می ماند. تمرکز زیادی بر روی افزایش کارایی سوخت ها و قابلیت اطمینان به آنها بوجود آمده است.
کارخانه های رآکتورهای جدیدی ساخته اند که تقاضا به سوخت را از دو طریق کاهش می دهند. یکی تقاضا برای بارگیری مجدد با افزایش ظرفیت رآکتورها،‌ به طور خطی افزایش یافته است. به طور نمونه وار، این تقاضا به 16 تا20 تن در سال رسیده است. علاوه بر این، تولید هسته ی اولیه نیازمند یک میزان قابل توجه از سوخت می باشد. این میزان 3 تا 4 برابر مقدار بچ ماده ای است که هم اکنون در LWR ها به طور مجدد بارگذاری می شود. مقدار غنی سازی هسته ی اولیه در حدود 2.8 % می باشد.

مقررات تولید سوخت هسته ای در سرتاسر جهان

سرویس های تولید سوخت هسته ای یکسان نمی باشند. برای مثال اورانیوم غنی سازی خریداری می شود. آرایه های سوخت هسته ای محصولات مهندسی با تکنولوژی بالایی هستند و با توجه به نیاز هر مشتری ساخته می شوند. شاخص های آرایه ی سوخت با توجه به رآکتور، عملکرد آن، استراتژی های اعمال شده به منظور اعمال سیکل های سوختی و ... تعیین می شود.
بیشتر تولید کنندگان اصلی سوخت، تولیدکنندگان رآکتور نیز هستند و معمولا علاوه بر هسته های اولیه، سوخت های ثانویه نیز تولید می کنند. به هر حال، بازار سوخت LWR به طور قابل توجهی رقابتی شده است و هم اکنون مهیاکنندگان سوخت زیادی وجود دارند. این رقابت میان شرکت های روسی و غربی وجود دارد.
هم اکنون ظرفیت تولید سوخت برای تمام انواع سوخت LWR در دنیا از ظرفیت تقاضا بیشتر شده است. و این یکی از شواهدی است که نشان می دهد هنوز مشکلات بر سر راه استفاده از انرژی هسته ای مرتفع نشده است.
تولید سوخت هسته ای
ظرفیت جهانی تولید سوخت LWR در جدول 1 نشان داده شده است. صنعت تولید سوخت LWR در سال های اخیر عقلانی شده است. دلایل منطقی شده استفاده از این صنعت عبارتست از:
وقتی شرکت Westinghouse Electric بوسیله ی Toshiba خریداری شد. همچنین 10 % از سهم این شرکت بوسیله ی Kazatomprom خریداری شد.
یک شرکت مشترک به نام Global Nuclear Fuels بوسیله ی مشارکت میان شرکت های General Electric، Toshiba و Hitachi تشکیل گردید. دو شعبه از این شرکت، یکی در آمریکا و دیگری در ‍ژاپن تشکیل گردید.
Westinghouse 52 % از سهام Nuclear Fuel industries در ژاپن را خریداری کرد.
صنایع سنگین Mitsubishi و AREVA با Global Nuclear Fuels شریک شدند و شعبه ای در آمریکا تأسیس کردند.
Kazatomprom و AREVA توافق نامه ای امضا کردند که بر طبق آن، یک کارخانه ی تولید سوخت با توان 1200 تن در سال را در قزاقستان تأسیس کنند.

مترجم: حبیب الله علیخانی
منبع:راسخون

صفحات جانبی

نظرسنجی

    لطفاً نظرات خود را درمورد وبلاگ با اینجانب در میان بگذارید.(iman.sariri@yahoo.com)نتایج تاکنون15000مفید و 125غیرمفید. با سپاس


  • آخرین پستها

آمار وبلاگ

  • کل بازدید :
  • تعداد نویسندگان :
  • تعداد کل پست ها :
  • آخرین بازدید :
  • آخرین بروز رسانی :