منبع پایان نامه با موضوع انرژی هسته ای، طبقه بندی، بهره بردار

نوامبر 30, 2018 0 By admin4

د (کلارک، 1380).
1-6- راکتورهای هسته ای
دردهۀ چهل قرن بیستم، اولین راکتور هسته ای پا به عرصه ظهور گذاشت و بدین طریق، استفاده از انرژی هسته ای آغاز شد. راکتورهای هسته ای، در ابتدا بیشتر برای اهداف نظامی مورد استفاده قرار می گرفتند. به عنوان مثال، از دهۀ چهل تا اوایل دهۀ پنجاه، در آمریکا راکتورهایی ساخته شد که هدف اصلی آن تهیه پلوتونیوم مورد نیاز در ساخت سلاح های هسته ای بود. با توجه به مزایای استفاده از انرژی هسته ای به عنوان نیروی محرکه در زیردریایی ها، بعد از جنگ جهانی دوم آمریکا تحقیقات زیادی را بر روی ساخت این گونه زیر دریایی ها متمرکز کرده، و در سال 1955 اولین زیر دریایی هسته ای را، ساخت. در سال 1954، اتحاد جماهیر شوروی سابق یک نیروگاه آزمایشی تحقیقاتی (KW)5000 و در اواخر 1957 (بر مبنای فن آوری راکتورهای آب تحت فشار) یک راکتور (MW)60 ساخت. در همین دوران ، چند نوع زیردریایی و ناو یخ شکن هسته ای و در سال 1964، یک نیروگاه هسته ای آب جوشان گرافیتی با قدرت (MW)100 ساختند. بعد از دهۀ 60 ، جهان روند صلح آمیزی به خود گرفت و صنایع رشد سریعی پیدا کردند. بنابراین، جنبه های صلح آمیز انرژی هسته ای، بیشتر مورد توجه قرار گرفتند. می توان گفت که دهۀ 60 و 70 ، دوران رشد و توسعه نیروگاه های هسته ای می باشند.
بعد از آن نیروگاه های هسته ای از نظر تعداد، تنوع، ظرفیت و فن آوری رشد یافتند. با توجه به رشد سریع جوامع انسانی و صنعت، منابع محدود سوخت های فسیلی به سرعت مصرف می شوند. طبق برآوردهای متخصصان انرژی، سوخت های فسیلی حداکثر تا چند قرن دیگر به کلی مصرف خواهند شد. علاوه بر سوخت های فسیلی ، منابع دیگری از قبیل: هسته ای، باد، آب، خورشید، امواج دریا و زمین گرمایی وجود دارند. در این میان انرژی هسته ای منبع جدیدی است که در صنعت کاربرد وسیعی پیدا کرده و فن آوری آن به خوبی شناخته شده است.
انرژی هسته ای نه تنها چگالی حجمی (انرژی در واحد حجم) بسیار بالایی دارد؛ بلکه ذخایر آن نیز در طبیعت بسیار زیاد است. طبق برآوردهای اولیه، ذخایر موجود شناخته شده اورانیوم و توریوم از نظر انرژی حدود 20 برابر سوخت های فسیلی موجود است. یکی از کاربردهای اساسی راکتورهای هسته ای، استفاده آنها در زیر دریایی ها و یا سفینه های فضایی، است. در زیر دریایی هسته ای برای احتراق سوخت نیازی به هوا نیست و این یک امتیاز محسوب می شود.
زیر دریایی های هسته ای از نظر صوتی سر و صدای کمتر و قابلیت اعتماد بالایی دارند. با توجه به بالا بودن چگالی حجمی انرژی هسته ای، سوخت آن دوام بیشتری دارد. این مطلب در مواردی که مصرف سوخت بالاست، اهمیت زیادی خواهد داشت.
انرژی حاصل از شکافت کامل یک کیلوگرم (_ ^235)U ، بطور تقریبی با انرژی حاصل از احتراق 2800 تن استاندارد زغال سنگ و یا 2100 تن نفت، برابر است.
تجربه سال های اخیر نشان داده است که انرژی هسته ای از نظر اقتصادی، ایمنی و پاکی، یکی از مهمترین منابع انرژی محسوب می شود. در این نیروگاه ها، CO_2 ، SO_2 و دیگر گازهای مضر و موثر در گرمایش جهانی، تولید نمی شوند.
علیرغم بروز سه حادثه مهم در صنعت نیروگاه های هسته ای (تری مایل ایلند در آمریکا ، چرنوبیل در اتحاد جماهیر شوروی سابق و فوکوشیما در ژاپن) احتمال بروز چنین حوادثی در مقایسه با تعداد راکتورهای در حال کار در جهان، بسیار کم است. ایمن سازی راکتورهای هسته ای فرآیندی پویاست و کارهای تحقیقاتی و مهندسی زیادی در این زمینه صورت گرفته و می گیرد. به طوری که صنعت نیروگاه های هسته ای از ایمن ترین صنایع آینده خواهد بود (قنادی مراغه و همکاران، 1388).
1-7- انواع راکتورهای هسته ای
برای استفاده از انرژی هسته ای علاوه بر مواد شکافت پذیر، مواد دیگری مورد نیاز هستند که باعث طبقه بندی انواع راکتورها می شوند. در طبقه بندی راکتورها : نوع سوخت، انرژی نوترون و نحوه برداشت حرارت از راکتور، از مهم ترین عوامل موثر هستند. نوع سوخت می تواند از سه نوع اورانیوم 235، اورانیوم 233 و پلوتونیوم 239 باشد.
از آن جائی که اورانیوم 235 بمقدار کمی در طبیعت وجود دارد، در بعضی راکتورها عوامل دیگری مانند: کند کننده نوترون یا خنک کننده (سیال برداشت کننده حرارت)، نیاز به غنی سازی و افزایش مقدار هسته های اورانیوم 235 در طبقه بندی راکتور موثر هستند.
برای کاهش انرژی نوترون در راکتور نوع حرارتی به کند کننده نیاز است. مواد حاوی عناصری با اتم های با جرم کم، مانند هیدروژن بصورت آب معمولی (با دو اتم هیدروژن و یک اتم اکسیژن)، دوتریوم (ایزوتوپ هیدروژن با یک نوترون و یک پروتون بصورت آب سنگین)، بریلیوم و یا کربن بصورت گرافیت (که سطح مقطع جذب نوترونی آنها کم است) بعنوان کند کننده نوترون بکار رفته و موجب طبقه بندی راکتورها بر اساس ماده کند کننده می شوند.
بمنظور برداشت حرارت تولید شده حاصل از شکافت و بهره برداری از آن در توربین ها، از خنک کننده استفاده می شود؛ که می توانند سیالاتی مانند: آب سبک، آب سنگین، گازهای دی اکسید کربن و هلیوم و یا فلز مذاب باشند. انتخاب این مواد به: نوع سوخت، سریع یا حرارتی بودن نوترون و نوع کند کننده بستگی دارد. در برخی راکتورها می توان از خنک کننده بعنوان کند کننده نیز استفاده کرد، و در بعضی دیگر کند کننده و خنک کننده می توانند یک جنس باشند؛ لیکن بدلیل ملاحظات اقتصادی از هم جدا بوده، و یا حتی نوع آنها یکی نبوده و از هم جدا در نظر گرفته می شوند. در راکتورهای سریع (که نوترون کند نمی شود) نیازی به کند کننده نیست و خنک کننده نیز نباید خاصیت کند کنندگی داشته باشد ضمن آنکه لازم است قابلیت برداشت حرارت را دارا باشد. در این راکتورها از فلز مذاب استفاده می شود (قنادی مراغه و همکاران، 1388).
1-8- راکتور تحقیقاتی تهران
راکتور تحقیقاتی تهران با قدرت 5 مگاوات از نوع استخری بوده و در ابتدای شروع به کار با سوخت غنی شده 235U 93% تحت بهره برداری بوده است. ساخت این راکتور در سال 1340 توسط کمپانی 13A.M.F آغاز و در مدت 6 سال عملیات ساختمانی و سوخت گذاری انجام شده و از سال 1346 راکتور رسما مورد بهره برداری قرار گرفته است (علی زاده، 1388).
این راکتور ابتدا تحت نظر دانشکده علوم دانشگاه تهران و از سال 1356 و با تاسیس سازمان انرژی اتمی ایران به این سازمان منتقل گردید در سال 1356 سیستم کنترل راکتور توسط شرکت امریکایی GA از لامپی به ترانزیستوری تبدیل گردید. در حوالی سال 1360، در آب استخر راکتور مقداری از عناصر پاره های شکافت دیده شد و بنظر رسید که سوخت راکتور دچار آسیب دیدگی شده و عمر آن به پایان رسیده است و لذا برای خرید سوخت جدیدی که بتواند جایگزین سوخت آسیب دیده شود با کشور های مختلف مذاکره و نهایتا درسال 1368 با کمپانی آرژانتینی INVAP قراردادی برای طراحی و ساخت جدید منعقد گردید. در همان سالها، طبق تصویب آژانس بین المللی انرژی اتمی، استفاده از سوخت های با غنا بالا در راکتورهای تحقیقاتی ممنوع و مقرر گردیده بود که سوخت های راکتورهای تحقیقاتی باید کمتر از 20 درصد باشند. بدیهی است که به علت همین تغییر غنا، طراحی قلب و محاسبات نوترونیک باید مجددا انجام می گرفت. همان کمپانی آرژانتینی عهده دار شد که ضمن طراحی قلب جدید، سوخت با غنا پایین را نیز ساخته و تحویل نماید. با توافق کارشناسان سازمان انرژی اتمی ایران، سیستم کنترل و جاذب مستقر در قلب راکتور از نوع جاذب میله ای به نوع چنگالی تغییر یافت. نهایتا طراحی قلب با آرایش جدید و انجام و سوخت راکتور در سال 1372 تحویل و در قلب جایگذاری شد. راکتور با قلب و سوخت جدید ساخت آرژانتین در اواخر سال 1372 راه اندازی و از آن تاریخ تا اواخر سال 1390 مورد بهره برداری قرار گرفته است (علی زاده، 1388). در ماه های آخر سال 1390، مجتمع سوخت میله ای (حاوی اورانیوم با غنای 5/3 درصد) که با تلاش دانشمندان و متخصصین سازمان انرژی اتمی ایران، طراحی و ساخته شده بود، در قلب راکتور تهران قرار گرفت (سازمان انرژی اتمی ایران، 1390).
این راکتور از نوع راکتورهای استخری ناهمگون بوده (علی زاده، 1388) و به 3 منظور آزمایش، تحقیق و تولید رادیوایزوتوپهای مختلف داروئی و صنعتی و آموزش و فراگیری دانشجویان طراحی شده است (سازمان انرژی اتمی ایران، 1389 الف). استخر آن از جنس سیمان و بتون است و دارای دو قسمت می باشد، که قلب در هر کدام از آنها می تواند در حال کار باشد. روی استخر کوچکتر یک پل متحرک نصب شده است که قلب بوسیله پایه های آلومینیومی از آن آویزان می باشد. کنترل راکتور بوسیله وارد کردن و بیرون کشیدن میله های کنترل جاذب نوترون در داخل قلب انجام می شود. علاوه بر سیستم کنترل، راکتور دارای ضریب بالای راکتیویته منفی می باشد که این مسئله سبب کنترل خودکار راکتور می شود. حرارت تولید شده بوسیله واکنش های هسته ای توسط سیستم خنک کننده مدار اولیه و از طریق مبدل به مدار ثانویه منتقل شده و سپس در اتمسفر رها می شود (علی زاده، 1388).
سیستم تهویه موجود در راکتور تهران شامل هوای ورودی به سیستم و سیستم تخلیه هوا می باشد. سیستم ورودی هوا شامل مجاری ورودی، هوارسان، فیلترها، کانال های هوا و دریچه های هوا می باشد. و سیستم تخلیه شامل دریچه، کانال فیلتر هپا، فن اگزاست و دودکش خروجی می باشد. سیستم موجود طبق اسناد موجود بر اساس استاندارد جامعه مهندسین مکانیک آمریکا14 طراحی و ساخته شده است (علی زاده، 1388).
تصویر 1-1- راکتور تحقیقاتی تهران (رویترز، 1389)
1-9- عملیات چرخه سوخت
سوخت هسته ای که در طبیعت یافت می شود اورانیوم 235 است. چرخه های سوختی که به این نوع سوخت مربوط می شوند، شباهت هایی در فرآیند مختلف خود دارند.
تصویر(1-2)، عملیات چرخه سوخت برای یک راکتور نوع آب سبک را نمایش می دهد. اولین گام در چرخه سوخت، اکتشاف کانسارهای اورانیوم و برآورد مقدار اورانیوم موجود در آنها و تعین هزینه مترتب بر استخراج آن می باشد. چرا که عیار اورانیوم در سنگ معدن اغلب در گستره چند صدم گرم در تن (ppm) می باشد. پس از انجام مطالعات امکان سنجی و اثبات اقتصادی بودن کانسار مورد نظر، معدن تلقی شده و عملیات استخراج سنگ معدن و سپس استحصال و تغلیظ توسط تجهیزات کانه آرایی کانسنگ اورانیوم دار انجام می گیرد. این عملیات به منظور کاهش هزینه حمل ونقل در نزدیکی معدن انجام خواهد شد.
فرآیندهای تغلیظ و فرآوری اورانیوم مرحله بعدی عملیات در چرخه سوخت بوده که شامل: فروشویی، رسوب گیری، استخراج توسط حلال و تبادل یون است.
حاصل عملیات کانه آرایی و تغلیظ (فرآوری) کانسنگ های اورانیوم دار محصولی بنام «کیک زرد» است، که علت این نام گذاری رنگ زرد روشن سدیم دی اورانات یا آمونیوم دی اورانات بوده که در این عملیات بدست آمده و در نهایت به U_3 O_8 تبدیل می شود. این عملیات نیز ترجیحا در نزدیکی معدن انجام میپذیرد. محصول U_3 O_8 کارخانه تغلیظ (فرآوری) اورانیوم به منظور انجام سایر عملیات به کارخانه تخلیص و تبدیل اورانیوم منتقل می گردد.
تصویر 1-2- عملیات چرخه سوخت برای راکتور آب سبک (قنادی مراغه و همکاران، 1388)
در کارخانه تبدیل اورانیوم، ناخالصی شیمیایی باقیمانده در کیک زرد حذف شده و اورانیوم تخلیص شده به ترکیب شیمیایی مورد نیاز برای قسمت بعدی چرخه سوخت (که عموما بصورت دی اکسید اورانیوم می باشد) تبدیل می شود.
پس از آن بسته به نیاز سوخت به غنی سازی، فرآیندهای شیمیایی مشخص می شوند. به این معنی که اگر نیاز به غنی سازی اورنیوم طبیعی نباشد (مانند سوخت راکتور آب سنگین) اکسید اورانیوم به منظور تهیه قرص های سوخت به واحد تولید قرص منتقل می شود. اما اگر نیازی به غنی سازی باشد