تکنولوژی تولید انرژی هسته‌ای در راکتورها در طول سال‌های گذشته به سرعت تغییر کرده و در حال حاضر راکتورهای هسته‌ای با توان بالاتر و هم‌چنین ایمن‌تر از گذشته در حال ساخت هستند.
در این گزارش به معرفی انواع راکتورهای هسته‌ای موجود در جهان پرداخته و برخی تفاوت‌های آن‌ها با یکدیگر را برشمرده است.
انواع راکتورهای گرمایی
در راکتورهای گرمایی علاوه برکند کننده فعالیت، سوخت هسته‌ای (ایزوتوپ قابل شکافت القایی)، مخزن بخار و لوله‌های منتقل کننده آن، دیواره‌های حفاظتی و تجهیزات کنترل و مشاهده سیستم راکتور نیز وجود دارند. البته بسته به این که این راکتورها از کانال‌های سوخت فشرده شده، مخزن بزرگ بخار یا خنک کننده گازی استفاده کنند، می‌توان آن‌ها را به سه دسته تقسیم کرد.
الف - کانال‌های تحت فشار در راکتورهای RBMK و CANDU استفاده می‌شوند و می‌توان آن‌ها را در حال کارکردن راکتور، سوخت‌رسانی کرد.
ب - مخزن بخار پرفشار داغ، رایج‌ترین نوع راکتور است و در اغلب نیروگاه‌های هسته‌ای و راکتورهای وسایل دریایی (کشتی، ناوهواپیمابر یا زیردریایی) از آن استفاده می‌شود. این مخزن می‌تواند به عنوان لایه حفاظتی نیز عمل کند.
ج - خنک‌سازی گازی: در این راکتورها به جای آب، از یک سیال گازی شکل برای خنک کردن راکتور استفاده می‌شود. این گاز در یک چرخه گرمایی با منبع حرارتی راکتور قرار می‌گیرد و معمولاً از هلیوم برای آن استفاده می‌شود، هر چند که نیتروژن و دی اکسید کربن نیز در آن کاربرد دارند. در برخی راکتورهای جدید، راکتور به قدری گرما تولید می‌کند که گاز خنک کن می‌تواند مستقیما یک توربین گازی را بچرخاند، در حالی که در طراحی‌های قدیمی‌تر گاز خنک کن را به یک مبدل حرارتی می‌فرستادند تا در یک چرخه دیگر، آب را به بخار تبدیل کند و بخار داغ، یک توربین بخار را بگرداند.
بقیه اجزای نیروگاه هسته‌ای
غیر از راکتور که منبع گرمایی است، تفاوت اندکی بین نیروگاه هسته‌ای و یک نیروگاه حرارتی تولید برق با سوخت فسیلی وجود دارد.
مخزن بخار تحت فشار معمولا درون یک ساختمان بتونی تعبیه می‌شود که این ساختمان به عنوان یک سد حفاظتی در برابر تابش رادیواکتیو عمل می‌کند. این ساختمان هم درون یک مخزن بزرگ‌تر فولادی قرار می‌گیرد. هسته راکتور و تجهیزات مرتبط با آن درون این مخزن فولادی قرار گرفته‌اند. وظیفه این مخزن فولادی، جلوگیری از نشت هر گونه گاز یا مایع رادیواکتیو از درون سیال است.
در نهایت این مخزن فولادی هم به وسیله یک ساختمان بتونی خارجی محافظت می‌شود. این ساختمان به قدری محکم است که در برابر اصابت یک هواپیمای جت مسافربری (مشابه حادثه یازده سپتامبر) هم تخریب نمی‌شود. 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 مواد رادیواکتیو در سطح اروپا پخش شود.
انواع راکتورهای گرمایی
الف - کندسازی با آب سبک:
a- راکتور آب تحت فشار Pressurized Water Reactor به اختصار PWR
b- رکتور آب جوشان Boiling Water Reactor به اختصار BWR
c- راکتور D2G
ب- کندسازی با گرافیت:
a- ماگنوس Magnox
b- راکتور پیشرفته با خنک کنندی گازی Advanced Gas-Coaled Reactor به اختصار AGR
c- راکتور RBMK
d- راکتور PBMR
ج - کند کنندگی با آب سنگین:
a - راکتور SGHWR
b - راکتور CANDU
راکتور آب تحت فشار، PWR
راکتور PWR یکی از رایج‌ترین راکتورهای هسته‌ای است که از آب معمولی هم به عنوان کند کننده نوترون‌ها و هم به عنوان خنک کننده استفاده می‌کند. در یک PWR، مدار خنک اولیه از آب تحت فشار استفاده می‌کند. آب تحت فشار، در دمایی بالاتر از آب معمولی به جوش می‌آید، از این رو چرخه خنک‌ساز اولیه را به گونه‌ای طراحی می‌کنند که آب با وجود آن که 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 می‌کند. در این چرخه آب جوش می‌آید و بخار داغ تشکیل می‌شود، بخار داغ یک توربین بخار را می‌چرخاند، توربین هم یک ژنراتور و در نهایت ژنراتور، انرژی الکتریکی تولید می‌کند.
راکتور آب تحت فشار
PWR به دلیل دارا بودن چرخه ثانویه با BWR تفاوت دارد. از گرمای تولیدی در PWR به عنوان سیستم گرم کننده در نواحی قطبی نیز استفاده شده است. این نوع راکتور، رایج‌ترین نوع راکتورهای هسته‌ای است و در حال حاضر، بیش از 230 عدد از آن‌ها در نیروگاه‌های هسته‌ای تولید برق و صدها راکتور دیگر برای تأمین انرژی تجهیزات دریایی مورد استفاده قرار می‌گیرند.
خنک کننده
همان طور که می‌دانید، برخورد نوترون‌ها با سوخت هسته‌ای درون میله‌های سوخت، موجب شکافت هسته اتم‌ها می‌شود و این فرآیند هم به نوبه خود، گرما و نوترون‌های بیش‌تری آزاد می‌کند. اگر این حرارت آزاد شده منتقل نشود، ممکن است میله‌های سوخت ذوب شوند و ساختار کنترلی راکتور از بین برود (و البته خطرهای مرگ‌آوری که به دنبال آن روی می‌دهند). در PWR، میله‌های سوخت به صورت یک دسته در ساختاری ترسیمی قرار گرفته‌اند و آب از کف راکتور به بالا جریان پیدا می‌کند. آب از میان این میله‌های سوخت عبور می‌کند و به شدت گرم می‌شود، به طوری که به دمای 325 درجه سانتی‌گراد می‌رسد. در مبدل حرارتی، این آب داغ موجب داغ شدن آب در چرخه دوم می‌شود و بخاری با دمای 270 درجه سانتی گراد تولید می‌کند تا توربین را بچرخاند.
کند کننده
نوترون‌های حاصل از یک شکافت هسته‌ای بیش از آن حدی گرمند که بتوانند یک واکنش شکافت هسته‌ای را آغاز کنند. دمای آن‌ها را باید کاهش داد تا با محیط اطراف خود به تعادل گرمایی برسند. محیط اطراف نوترون‌ها (قلب راکتور) دمایی در حدود 450 درجه سانتی گراد دارد.
در یک PWR، نوترون‌ها در پی برخورد با مولکول‌های آب خنک‌ساز، انرژی جنبشی خود را از دست می‌دهند؛ به طوری که پس از 8 تا 10 برخورد (البته به طور متوسط) با محیط هم دما می‌شوند. در این حالت، احتمال جذب نوترون‌ها از سوی هسته U-235 بسیار زیاد است و در صورت جذب، بالافاصله هسته U-236 جدید دچار شکافت می‌شود.
مکانیسم حساسی که هر راکتور هسته‌ای را کنترل می‌کند، سرعت آزادسازی نوترون‌ها در طول یک فرآیند شکافت است به طور متوسط از هر شکافت، دو نوترون و مقدار زیادی انرژی آزاد می‌شود. نوترون‌های آزاد شده اگر با هسته U-235 دیگری برخورد کنند، شکافت دیگری را سبب می‌شوند و در نهایت یک واکنش زنجیره‌ای روی می‌دهد. اگر تمام این نوترون‌ها در یک لحظه آزاد شوند، تعدادشان به قدری زیاد می‌شود که باعث ذوب شدن راکتور خواهد شد. (تعداد ذرات پر انرژی، دمای یک سیستم را تعیین می‌کند. معادله بوتنرمن، این ارتباط را توصیف می‌کند) خوشبختانه برخی از این نوترون‌ها پس از یک بازه زمانی نه چندان کوتاه (حدود یک دقیقه) تولید می‌شوند و سبب می‌شوند دیگر عوامل کنترل کننده از این تاخیر زمانی استفاده کرده، اثر خود را داشته باشند.
یکی از مزیت‌های استفاه از آب در PWR، این است که اثر کندسازی آب با افزایش دما کاهش می‌یابد. در حالت عادی، آب در فشار 150 برابر فشار یک اتمسفر قرار دارد (حدود 15 مگا پاسکال) و در قلب راکتور به دمای 325 درجه سانتی گراد می‌رسد. درست است که آب با فشار پانزده مگا پاکسال در این دما جوش نمی‌آید، ولی به شدت از خاصیت کند کنندگی‌اش کاسته می‌شود، بنابراین آهنگ واکنش شکافت هسته‌ای کاهش می‌یابد، حرارت کم‌تری تولید می‌شود و دما پایین می‌آید. دما که کاهش یابد، توان راکتور افزایش می‌یابد و دما که افزایش یابد توان راکتور کاهش می‌یابد؛ پس خود سیستم PWR دارای یک سیستم خود تعادلی در راکتور است و تضمین می‌کند توان راکتور در کم‌ترین میزان مورد نیاز برای تأمین گرمای سیستم بخار ثانویه است.
در اغلب راکتورهای PWR، توان راکتور را در دوره فعالیت معمولی با تغییرات غلظت بورون (در شکل اسید بوریک) در چرخه خنک کننده اولیه کنترل اولیه کنترل می‌کنند. سرعت جریان خنک کننده اول در راکتورهای PWR معمولی ثابت است. بورون یک جذب کننده قوی نوترون است و با افزایش یا کاهش غلظت آن، می‌توان شدت فعالیت راکتور را کاهش یا افزایش داد. برای این کار، یک سیستم کنترلی پیچیده شامل پمپ‌های فشار بالا که آب را در فشار 15 مگا پاسکال از چرخه خارج می‌کند، تجهیزات تغییر غلظت اسید بوریک و تزریق مجدد آب به چرخه خنک ساز مورد نیاز است.
یکی از اشکال‌های راکتورهای شکافت این است که حتی پس از توقف واکنش شکافت، هنوز هم واپاشی‌های رادیواکتیوی انجام می‌شود و حرارت زیادی آزاد می‌شود که می‌تواند راکتور را ذوب کند. البته سیستم‌های حفاظتی و پشتیبانی متعددی برای جلوگیری از این واقعه وجود دارند، با این حال ممکن است در اثر پیچیدگی‌های این سیستم، برهمکنش‌های پیش‌بینی نشده یا خطاهای عملیاتی مرگ آفرینی در شرایط اضطراری روی دهند. در نهایت، هر راکتور با یک حفاظ ساختمانی بتونی احاطه شده است که آخرین سد در برابر تشعشعات رادیواکتیو است.
راکتور آب جوشان، BWR
در راکتور آب جوشان، از آب سبک استفاده می‌شود. آب سبک، آبی است که در آن فقط هیدروژن معمولی وجود دارد. BWR اختلاف زیادی با راکتور آب تحت فشار ندارد، غیر از این که در BWR فقط یک چرخه خنک کننده وجود دارد و آب مستقیما در قلب راکتور به جوش می‌آید. فشار آب در BWR کم‌تر از PWR است، به طوری که در بیش‌ترین مقدار به 75 برابر فشار جو می‌رسد (5.7 مگا پاسکال) و بدین ترتیب آب در دمای 285 درجه سانتی‌گراد به جوش می‌آید.
راکتور آب جوشان
راکتور BWR به شکلی طراحی شده‌اند که بین 12 تا 15 درصد آب درون قلب راکتور به شکل بخار در قسمت بالای آن قرار می‌گیرد. بدین ترتیب عملکرد بخش بالایی و پایینی هسته راکتور با هم تفاوت دارند. در بخش بالایی قلب راکتور، کندسازی کم‌تری صورت می‌گیرد و در نتیجه بخش بالایی گرم‌تر است.
در حالت کلی دو مکانیسم برای کنترل BWR وجود دارد: استفاده از میله‌های کنترل و تغییر جریان آب درون راکتور.
الف - بالا بردن یا پایین آوردن میله‌های کنترل، روش معمولی کنترل توان راکتور در حالت راه‌اندازی راکتور تا رسیدن به 70 درصد حداکثر توان است. میله‌های کنترل حاوی مواد جذب کننده نوترون هستند؛ در نتیجه پایین آوردن آن‌ها موجب افزایش جذب نوترون در میله‌ها، کاهش جذب نوترون در سوخت و در نهایت کاهش آهنگ شکافت هسته‌ای و پایین آمدن توان راکتور می‌شود. بالا بردن میله‌های سوخت دقیقاً نتیجه معکوس می‌دهد.
ب - تغییرات جریان آب درون راکتور، زمانی برای کنترل راکتور مورد استفاده قرار می‌گیرد که راکتور بین 70 تا 100 درصد توان خود کار می‌کند. اگر جریان آب درون راکتور افزایش یابد، حباب‌های بخار در حال جوش سریع‌تر از قلب راکتور خارج می‌شوند و آب درون قلب راکتور بیش‌تر می‌شود. 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 راکتور، حباب‌ها بیش‌تر در راکتور باقی می‌مانند، سطح آب کاهش می‌یابد و به دنبال آن کندسازی نوترون‌ها و جذب نوترون هم کاهش می‌یابد و در نهایت توان راکتور کاهش می‌یابد.
بخار تولید شده در قلب راکتور از شیرهای جدا کننده بخار و صفحات خشک کن (برای جذب هر گونه قطرات آب داغ) عبور می‌کند و مستقیماً به سمت توربین‌های بخار که بخشی از مدار راکتور محسوب می‌شوند، می‌رود. آب اطراف راکتور 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 آلودگی‌های درون آب عمر کوتاهی دارند (مانند N16 که بخش اعظم آلودگی‌های آب را تشکیل می‌دهد و نیمه عمرش تنها 7 ثانیه است)، بنابراین مدت کوتاهی پس از خاموش شدن راکتور می‌توان به قسمت توربین وارد شد.
در راکتور BWR، افزایش نسبت بخار آب به آب مایع درون راکتور موجب کاهش گرمای خروجی می‌شود. با این حال، یک افزایش ناگهانی در فشار بخار، سبب بروز یک کاهش ناگهانی در نسبت بخار به آب مایع درون راکتور می‌شود که خود، سبب افزایش توان خروجی می‌شود. این شرایط و دیگر حالت‌های 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 می‌شود. مشکل این سیستم آن است که اسید بوریک، یک خورنده قوی است و معمولا در PWR سبب می‌شود تلفات ناشی از خوردگی قابل توجه باشد.
راکتور D2G
راکتور هسته‌ای D2G را می‌توان در تمام ناوهای دریایی ایالات متحده پیدا کرد. D2G مخفف عبارت زیراست:
D- راکتور ناو جنگی Destroyer-sized reactor
2- نسل دوم Second Geneation
G- ساخت جنرال الکتریک General - Electric built
بدین ترتیب، D2G را می‌توان مخفف این عبارت دانست: راکتور هسته‌ای نسل دوم ویژه ناوهای جنگی ساخت جنرال الکتریک. این راکتور برای تولید حداکثر 150 مگا وات انرژی الکتریکی و عمر مفید 15 سال مصرف معمولی طراحی شده است.
در این نوع از راکتورها، برای هر مخزن بخار دو راکتور وجود دارد و طوری طراحی شده که بتوان هر دو اتاق توربین را با یک راکتور به راه انداخت. اگر هر دو راکتور فعال باشند، ناو به سرعت 32 گره می‌رسد. اگر یک راکتور فعال باشد و توربین‌ها متصل به هم باشند، سرعت ناو به 25 تا 27 گره خواهد رسید و اگر فقط یک راکتور فعال باشد ولی توربین‌ها جدا باشند، سرعت فقط 15 گره خواهد بود.
راکتور آب سنگین (Heavy-Water Reactor) معروف به راکتورهای HWR
از انواع راکتور هسته‌ای صنعتی نوین در نیروگاه‌های هسته‌ای در جهان است که از انرژی هسته ای ستفاده می‌کند.
این راکتورها با آب سنگین کار می‌کنند، از آب سنگین به عنوان کند کننده نوترون و خنک‌کاری استفاده می‌شود. راکتورهای آب‌سنگین می‌توانند از اورانیوم معمولی یا غنی نشده هم استفاده کند، به همین دلیل تولید آب سنگین به بحث‌های مربوط به جلوگیری از توسعه سلاح‌های هسته‌ای مربوط است.
تولید این راکتورها از جنگ جهانی دوم آغاز و غالبا توسط کشور کانادا ساخته شده است. معروف‌ترین این راکتورها، راکتور کندو نام دارد.
دو نوع راکتور HWR امروزه در جهان مورد استفاده است:
راکتور آب سنگین فشرده
راکتور کندو
راکتورهای هسته‌ای طبیعی
در طبیعت هم می‌توان مکان‌هایی را شبیه راکتور هسته‌ای پیدا کرد، البته به شرطی که تمام عوامل مورد نیاز به طور طبیعی در کنار هم قرار گرفته باشند. تنها نمونه شناخته شده یک راکتور هسته‌ای طبیعی دو میلیارد سال پیش در منطقه اوکلو در کشور گابن (قاره آفریقا) فعالیتش را آغاز کرده است. البته دیگر چنین راکتورهایی روی زمین شکل نمی‌گیرند، 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 راکتورها بسیار کاهش داده است، به طوری که مقدار آن به پایین‌تر از حد مورد نیاز آغاز یک واکنش زنجیره‌ای رسیده است.
این راکتورهای 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 واکنش‌های زنجیره‌ای شدیدی به وقوع پیوست. با افزایش دما، آب کند کننده بخار می‌شد و راکتور خاموش شد. پس از مدتی، این بخارها به مایع تبدیل می‌شدند و دوباره راکتور به راه می‌افتاد. این سیستم خودکار و بسته، یک راکتور را کنترل می‌کرد و برای صدها هزار سال، این راکتور را فعال نگاه می‌داشت.
مطالعه و بررسی این راکتورهای هسته‌ای طبیعی بسیار ارزشمند است، زیرا می‌تواند به تحلیل چگونگی حرکت مواد رادیواکتیو در پوسته زمین کمک کند. اگر زمین شناسان بتوانند این حرکت‌ها را شناسایی کنند، می‌توانند راه حل های جدیدی برای دفن زباله‌های هسته‌ای پیدا کنند تا روزی این ضایعات خطرناک به منابع آب سطح زمین نشت نکنند و فاجعه ای بشری به بار نیاورند.
