انرژی هسته ای

انرژي هسته‌اي از معدن تا نيروگاه

استفاده از انرژي هسته‌اي براي توليد برق روشي پيچيده اما كارامد براي تامين انرژي مورد نياز بشر است. به طور كلي براي بهره‌برداري از انرژي هسته‌اي در نيروگاه‌هاي هسته‌اي، از عنصر اورانيوم غني شده به عنوان سوخت در راكتورهاي هسته‌اي استفاده مي‌شود كه ماحصل عملكرد نيروگاه، انرژي الكتريسته است. عنصر اورانيوم كه از معادن استخراج مي‌شود به صورت طبيعي در راكتورهاي نيروگاه‌ها قابل استفاده نيست و به همين منظور بايد آن را به روشهاي مختلف به شرايط ايده عال براي قرار گرفتن درون راكتور آماده كرد. اورانيوم يكي از عناصر شيميايي جدول تناوبي است كه نماد آن ‪ Uو عدد اتمي آن ‪ ۹۲است. اين عنصر داراي دماي ذوب هزار و ‪ ۴۵۰درجه سانتيگراد بوده و به رنگ سفيد مايل به نقره‌اي، سنگين، فلزي و راديواكتيو است و به رغم تصور عام، فراواني آن در طبيعت حتي از عناصري از قبيل جيوه، طلا و نقره نيز بيشتر است.

عنصر اورانيوم در طبيعت داراي ايزوتوپهاي مختلف از جمله دو ايزوتوپ مهم و پايدار اورانيوم ‪ ۲۳۵و اورانيوم ‪ ۲۳۸است. براي درك مفهوم ايزوتوپهاي مختلف از هر عنصر بايد بدانيم كه اتم تمامي عناصر از سه ذره اصلي پروتون، الكترون و نوترون ساخته مي‌شوند كه در تمامي ايزوتوپهاي مختلف يك عنصر، تعداد پروتونهاي هسته اتمها با هم برابر است و تفاوتي كه سبب بوجود آمدن ايزوتوپهاي مختلف از يك عنصر مي‌شود، اختلاف تعداد نوترونهاي موجود در هسته اتم است. به طور مثال تمامي ايزوتوپهاي عنصر اورانيوم در هسته خود داراي ‪۹۲ پروتون هستند اما ايزوتوپ اورانيوم ‪ ۲۳۸در هسته خود داراي ‪ ۱۴۶نوترون (‪ (۹۲+۱۴۶=۲۳۸و ايزوتوپ اورانيوم ‪ ۲۳۵داراي ‪ ۱۴۳نوترون(‪ (۹۲+۱۴۳=۲۳۵در هسته خود است.

اورانيوم ‪ ۲۳۵مهمترين ماده مورد نياز راكتورهاي هسته‌اي(براي شكافته شدن و توليد انرژي) است اما مشكل كار اينجاست كه اورانيوم استخراج شده از معدن تركيبي از ايزوتوپهاي ‪ ۲۳۸و ‪ ۲۳۵بوده كه در اين ميان سهم ايزوتوپ ‪ ۲۳۵بسيار اندك(حدود ‪ ۰/۷درصد) است و به همين علت بايد براي تهيه سوخت راكتورهاي هسته‌اي به روشهاي مختلف درصد اوانيوم ‪ ۲۳۵را در مقايسه با اورانيوم ‪ ۲۳۸بالا برده و بسته به نوع راكتور هسته‌اي به ‪ ۲تا ‪ ۵درصد رساند و به اصطلاح اورانيوم را غني‌سازي كرد.

درون راكتورهاي هسته‌اي، هسته اورانيوم ‪ ۲۳۵به صورت كنترل شده شكسته شده كه در اين فرايند مقداري جرم به انرژي تبديل مي‌شود. همين انرژي سبب ايجاد حرارت(اغلب از اين حرارت براي تبخير آب استفاده مي‌شود) و در نتيجه چرخيدن توربينها و در نهايت چرخيدن ژنراتورهاي نيروگاه و توليد برق مي‌شود.

در نيروگاه‌هاي غير هسته‌اي، از سوزاندن سوختهاي فسيلي از قبيل نفت و يا زغال سنگ براي گرم كردن آب و توليد بخار استفاده مي‌شود كه يك مقايسه ساده ميان نيروگاه‌هاي هسته‌اي و غير هسته‌اي، صرفه اقتصادي قابل توجه نيروگاه‌هاي هسته‌اي را اثبات مي‌كند.

به طور مثال، براي توليد ‪ ۷۰۰۰مگاوات برق حدود ‪ ۱۹۰ميليون بشكه نفت خام مصرف مي‌شود كه استفاده از سوخت هسته‌اي براي توليد همين ميزان انرژي ساليانه ميلونها دلار صرفه جويي به دنبال دارد و به علاوه ميزان آلايندگي زيست محيطي آن نيز بسيار كمتر است.

كافي است بدانيم كه مصرف اين ‪ ۱۹۰ميليون بشكه نفت خام براي توليد ‪ ۷۰۰۰مگاوات برق، ‪ ۱۵۷هزار تن گاز گلخانه‌اي دي اكسيد كربن، ‪ ۱۵۰تن ذرات معلق در هوا، ‪ ۱۳۰تن گوگرد و ‪ ۵تن اكسيد نيتروژن در محيط زيست پراكنده مي‌كند كه نيروگاههاي هسته‌اي اين آلودگي‌ها را ندارند. پس از آشنايي با مفاهيم كلي انرژي هسته‌اي و مزاياي آن، ابتدا با مراحل مختلف چرخه سوخت هسته‌اي آشنا مي‌شويم و سپس نحوه استفاده از سوخت هسته‌اي درون راكتور را مرور مي‌كنيم.

چرخه سوخت هسته‌اي عبارت است از: ‪ -۱فراوري سنگ معدن اورانيوم ‪-۲ تبديل و غني‌سازي اورانيوم ‪ -۳توليد سوخت هسته‌اي ‪ -۴بازفرآوري سوخت مصرف شده.

در حال حاضر چند كشور صنعتي جهان هر كدام در يك، چند و يا همه چهار مرحله ياد شده از چرخه سوخت هسته‌اي فعاليت مي‌كنند.

هم اكنون به لحاظ صنعتي، كشورهاي فرانسه، ژاپن، روسيه، آمريكا و انگليس داراي تمامي مراحل چرخه سوخت هسته‌اي در مقياس صنعتي هستند و در مقياس غيرصنعتي، كشورهاي ديگري مثل هند نيز به ليست فوق اضافه مي‌شوند.

كشورهاي كانادا و فرانسه در مجموع داراي بزرگترين كارخانه‌هاي تبديل اورانيوم(مرحله پيش از غني‌سازي ) هستند كه محصولات آنها شامل ‪UO3,UO2,UF6 غني نشده مي‌باشد و پس از آنها به ترتيب كشورهاي آمريكا، روسيه و انگلستان قرار دارند. در زمينه غني‌سازي نيز، دو كشور آمريكا و روسيه داراي بزرگترين شبكه غني‌سازي جهان هستند.

آمريكا هم اكنون بزرگترين توليدكننده سوخت هسته‌اي(مرحله بعد از غني سازي) در جهان است و پس از آمريكا، كانادا توليدكننده اصلي سوخت هسته‌اي در جهان محسوب مي‌شود. پس از آمريكا و كانادا، كشورهاي انگليس، روسيه، ژاپن، فرانسه، آلمان، هند، كره جنوبي و سوئد از توليدكنندگان اصلي سوخت هسته‌اي جهان هستند. آمريكا بيشترين سهم بازفراوري سوخت مصرف شده هسته‌اي در جهان را داراست و پس از آن فرانسه، انگليس، روسيه، هند و ژاپن قرار دارند. درحال حاضر بين كشورهاي جهان سوم، هندوستان پيشرفته‌ترين كشور در زمينه دانش فني چرخه سوخت هسته‌اي است.

چرخه سوخت هسته‌اي: …………….

‪-۱استخراج اوانيوم از معدن و تهيه كيك زرد(مرحله فراوري سنگ معدن اورانيوم) عنصر اورانيوم در طبيعت به صورت تركيبات شيميايي مختلف از جمله اكسيد اورانيوم، سيليكات اورانيوم و يا فسفات اورانيوم و به صورت مخلوط با تركيباتي از عناصر ديگر يافت مي‌شود.در ميان كشورهاي مختلف جهان، استراليا داراي بزرگترين معادن اورانيوم است و كشورهاي قزاقستان، كانادا، آفريقاي جنوبي، ناميبيا، برزيل و روسيه نيز از معادن بزرگي برخوردارند.

مواد معدني حاوي اورانيوم با استفاده از روشهاي معدن‌كاوي زيرزميني و يا روزميني استخراج شده و سپس طي فرايندهاي مكانيكي و شيميايي موسوم به “آسياب كردن” و “كوبيدن” از ديگر عناصر جدا مي‌شوند.

اورانيوم پس از استخراج تفكيك، كوبيده، خرد و به شكل پودر درآمده و سپس براي توليد ماده موسوم به “كيك زرد” (‪ (YellowCakeمورد استفاده قرار مي گيرد.

كيك زرد در واقع محصول فراوري سنگ معدن ارونيوم است و به تركيباتي از اورانيوم گفته مي‌شود كه ناخالصي‌هاي معدني آن به ميزان زيادي گرفته شده و حاوي ‪ ۷۰تا ‪ ۹۰درصد اكسيد اورانيوم از نوع ‪ U3O8است.

‪ -۲فراوري كيك زرد و توليد هگزافلوريد اورانيوم و آغاز غني‌سازي (مرحله تبديل و غني‌سازي ) كيك زرد در اين مرحله هنوز داراي ناخالصي‌هايي است كه توسط روشهاي مختلف اين ناخالصي‌ها كاسته شده و پس از طي فرايندهاي شيميايي نسبتا پيچيده، از شكل معدني ‪ U3O8به ‪UO3(تري اكسيد اروانيوم) و سپس ‪ UO2(دي اكسيد اورانيوم) در مي‌آيد كه اين تركيب آخر نيز به دو روش موسوم به روش تر و روش خشك براي توليد ماده مورد نياز در فرايند غني‌سازي، يعني هگزافلوريد اورانيوم(‪ (UF6به كار گرفته مي‌شود. در صنعت به اين دليل عنصر اورانيوم را به صورت تركيب هگزافلوريد اورانيوم(‪ (UF6در مي‌آورند كه ماده مذكور بهترين تركيب اورانيوم براي استفاده در روشهاي مهم غني‌سازي اورانيوم محسوب مي‌شود. در روشهاي مرسوم غني‌سازي اورانيوم، بايد از حالت گازي تركيبات اين عنصر استفاده كرد و هگزافلوريد اورانيوم در دماي ‪ ۵۶درجه سانتيگراد به راحتي تصعيد شده و از حالت جامد به حالت گاز در مي‌آيد كه اين گاز براي دستيابي به درصد بالاتر ايزوتوپ ‪ ۲۳۵اورانيوم، قابل غني‌سازي است.

پس از مراحل استخراج اورانيوم، توليد كيك زرد و در نهايت هگزافلوريد اورانيوم، نوبت به غني‌سازي اين عنصر مي‌رسد.

روش‌هاي مختلف غني‌سازي ………………….

به طور كلي اورانيوم را به چندين روش مختلف مي‌توان غني‌سازي كرد كه اين روشها عبارتند از: “سانتريفوژ گازي”، “پخش گازي”(‪،(Gaseous Diffusion “جداسازي اكلترومغناطيسي”، “تبادل شيميايي”(‪،(Chemical Exchange “فتويونيزاسيون و فتوديساسيون ليزري”، “نازل جداسازي”(‪(Separation Nazzle و “جداسازي ايزوتوپ رزونانس سيكلوتروني”. از بين تمامي اين روشها هم‌اكنون تنها دو روش “سانتريفوژگازي” و “پخش گازي” است كه در مقياس تجاري اهميت داشته و كاربردهاي عملي وسيع پيدا كرده‌اند .

در غني‌سازي اورانيوم به روش مرسوم‌تر “سانتريفوژ گازي”، در عمل هگزافلوريد اورانيوم (‪ (UF6را وارد دستگاه سانتريفوژ با سرعت دوران بسيار بالا مي‌كنند. در سرعت دوراني بسيار زياد، آن دسته از مولكولهاي هگزافلوريد اورانيوم كه اورانيوم موجود در آنها از نوع ايزوتوپ ‪ ۲۳۵است از آنجا كه در مقايسه با مولكولهاي هگزافلوريد اورانيوم با ايزوتوپ اورانيوم ‪ ۲۳۸جرم كمتري دارند، در نزديك محور سانتريفوژ تراكم بيشتري نسبت به ناحيه خارجي دستگاه پيدا كرده و در مقابل مولكولهاي سنگين‌تر هگزا فلوريد اورانيوم ‪ ۲۳۸در ناحيه خارجي تراكم بيشتري نسبت به ناحيه نزديك محور پيدا مي‌كنند .

بدين ترتيب گاز هگزافلوريد اورانيومي كه از نزديك محور دستگاه سانتريفوژ گرفته مي‌شود از نظر درصد اورانيوم ‪ ۲۳۵از غني شدگي بيشتري نسبت به نواحي ديگر سانتريفوژ برخوردار است. در اين روش براي رسيدن به درصد مورد نياز اورانيوم ‪ ۲۳۵بايد مرحله به مرحله از تعداد بسيار زياد سانتريفوژ به صورت زنجيره‌اي استفاده كرد.

روش “سانتريفوژ گازي” براي غني‌سازي اورانيوم به دو علت در مقايسه با روش “پخش گازي” از مزاياي بيشتري برخوردار است. اول آنكه اين روش كارايي بيشتري داشته و دوم آنكه انرژي لازم در اين روش غني‌سازي حدود يك دهم مقدار انرژي لازم در غني‌سازي با “پخش گازي” براي حصول همان ميزان محصول مي‌باشد.

اين عوامل باعث شده كه غني‌سازي اورانيوم به روش سانتريفوژ هزينه كمتري را شامل شده و اقتصادي‌تر باشد.البته بايد به خاطر داشت كه هزينه تعميرات و نگهداري تجهيزات مورد استفاده در غني‌سازي به روش سانتريفوژ اندك نيست.

‪ -۳توليد سوخت هسته‌اي(تبديل ‪ UF6غني شده به ‪ UO2غني شده): برخي انواع راكتورهاي مي‌توانند به طور مستقيم از هگزافلوريد اورانيوم غني شده به عنوان سوخت هسته‌اي استفاده كنند اما براي تهيه سوخت هسته‌اي بسياري انواع ديگر راكتورها لازم است كه هگزافلوريد اورانيوم غني شده را به شكل به اصطلاح “ميله‌هاي سوختي” از دي اكسيد اورانيوم غني شده(‪ (UO2و يا در موارد معدود، به اورانيوم غني شده فلزي(‪ (Uتبديل كرد.

تبديل ‪ UF6غني شده به ‪ UO2غني شده نيز خود به دو روش شيميايي موسوم به خشك و تر انجام مي‌گيرد كه پرداختن بدانها از حوصله اين بحث خارج است.

در پايان اين مرحله سوخت هسته‌اي آماده قرارگرفتن در راكتور و آغاز توليد انرژي است. حال كه سوخت هسته‌اي با درصد مورد نياز اورانيوم ‪۲۳۵(حدود ‪ ۲تا ‪۵ درصد) به منظور استفاده در راكتور هسته‌اي آماده شد، عملكرد يك راكتور هسته‌اي را نيز به صورت خلاصه بررسي مي‌كنيم.

عملكرد راكتور هسته اي …………………

همانطور كه گفتيم، سوخت هسته‌اي شامل اورانيوم ‪ ۲۳۸و اورانيوم ‪۲۳۵ است كه درصد اورانيوم ‪ ۲۳۵با روشهاي غني‌سازي از حدود ‪ ۰/۷درصد در وضعيت طبيعي به حدود ‪ ۲تا ‪ ۵درصد در وضعيت غني شده افزايش يافته‌است. به زبان ساده، درون يك راكتور هسته‌اي اورانيوم ‪ ۲۳۵به صورت كنترل شده توسط نوترونها بمباران مي‌شود. برخورد نوترونها به هسته اتم اورانيوم ‪ ۲۳۵سبب شكست اين هسته شده كه نتيجه شكست مذكور توليد انرژي و توليد نوترونهاي بيشتر است.

كنترل اين نوترونهاي پر انرژي حاصل شده ضروري است زيرا مي‌توانند درون راكتور طي يك فرايند زنجيره‌اي سبب شكست هسته‌هاي بيشتر اورانيوم ‪۲۳۵ و بروز حادثه شوند. براي كاهش انرژي نوترونهاي آزاد شده و جذب آنها از مواد نرم‌كننده (از قبيل آب سبك، آب سنگين، گرافيت) و ميله‌هاي مهار كننده(از قبيل كاديوم و يا بور) درون راكتور استفاده مي‌شود.

البته تعدادي از اين نوترونها نيز پس از شكست هسته اورانيوم ‪ ، ۲۳۵با هسته اورانيوم ‪ ۲۳۸برخورد كرده و سبب پيدايش ايزوتوپ جديد و ناپايداري از اورانيوم به نام اورانيوم ‪ ۲۳۹مي‌شوند كه خود اين ماده نيز در نهايت به يك عنصر راديواكتيو ديگر به نام پلوتونيوم ‪ ۲۳۹بدل مي‌شود. پلوتونيوم ‪۲۳۹ همانند اورانيوم ‪ ۲۳۵خود مي‌تواند به عنوان سوخت هسته‌اي مجددا مورد استفاده قرار بگيرد.

انرژي آزاد شده به صورت گرما در پي شكست هسته اورانيوم ‪ ۲۳۵درون راكتور، توسط مواد خنك‌كننده و به منظور به حركت در آوردن توربينهاي توليد برق، به خارج از راكتور منتقل مي‌شود. اين مواد خنك‌كننده يا انتقال‌دهنده انرژي حرارتي(از قبيل گاز دي اكسيي كربن، آب، آب‌سنگين، گاز هليم و يا سديم مذاب)، پس از انتقال انرژي به بيرون از راكتور و خنك شدن مجددا به داخل راكتور برمي گردند و اين فرايند به صورت مداوم براي توليد برق ادامه مي‌يابد.

سوخت مصرف شده در راكتور در پايان كار حاوي حدود ‪ ۹۵درصد اورانيوم ‪ ،۲۳۸حدود يك درصد اورانيوم ‪ ۲۳۵شكافته نشده، حدود يك درصد پلوتونيوم و حدود سه درصد مواد پرتوزاي حاصل از شكافته شدن اورانيوم ‪ ۲۳۵و همچنين عناصر فوق سنگين بوجود آمده درون راكتور است. اين سوخت مصرف شده معمولا در تجهيزات دوباره‌سازي به سه جزء اصلي اورانيوم، پلوتونيوم و پس ماندهاي پرتوزا تقسيم مي‌شود.

به لحاظ تاريخي اولين راكتور هسته‌اي در آمريكا و به منظور استفاده در زير دريائيها ساخته‌شد. ساخت اين راكتور پايه اصلي و استخوان بندي تكنولوژي فعلي نيروگاههاي هسته‌اي از نوع ‪ PWRرا تشكيل مي‌دهد. پس از آن شركت جنرال الكتريك موفق به ساخت راكتورهايي از نوع ‪ BWRگرديد اما اولين راكتوري كه منحصرا جهت توليد برق مورد استفاده قرار گرفت توسط شوروي سابق و در ژوئن ‪ ۱۹۵۴در “آبنينسك” نزديك مسكو احداث گرديد كه بيشتر جنبه نمايشي داشت.

توليد الكتريسيته از راكتورهاي هسته‌اي در مقياس صنعتي در سال ‪۱۹۵۶ در انگلستان آغاز شد. تا سال ‪ ۱۹۶۵روند ساخت نيروگاههاي هسته‌اي از رشد محدودي برخوردار بود اما طي دو دهه ‪ ۱۹۶۶تا ‪ ۱۹۸۵جهش زيادي در ساخت نيروگاههاي هسته‌اي بوجود آمد. اين جهش طي سالهاي ‪ ۱۹۷۲تا ‪ ۱۹۷۶كه بطور متوسط هر سال ‪ ۳۰نيروگاه شروع به ساخت مي‌كردند، بسيار زياد و قابل توجه است. پس از دوره جهش فوق يعني از سال ‪ ۱۹۸۶تاكنون روند ساخت نيروگاهها كاهش يافته بطوريكه هم اكنون بطور متوسط ساليانه كار ساخت ‪ ۴راكتور هسته اي آغاز مي‌شود.

در سالهاي گذشته گسترش استفاده از انرژي هسته‌اي براي توليد برق در كشورهاي مختلف روندهاي گوناگوني داشته‌است. به عنوان مثال كشور انگليس تا سال ‪ ۱۹۶۵پيشرو در ساخت نيروگاه‌هاي هسته‌اي بود، اما پس از آن تاريخ ساخت نيروگاه هسته‌اي در اين كشور كاهش يافت. برعكس كشور آمريكا كه تا اواخر دهه ‪ ۱۹۶۰تنها ‪ ۱۷نيروگاه هسته‌اي داشت در طول دهه‌هاي ‪۱۹۷۰و ‪ ۱۹۸۰بيش از ‪ ۹۰نيروگاه هسته‌اي ديگر ساخت. هم اكنون كشور فرانسه ‪ ۷۵درصد از برق مورد نياز خود را توسط نيروگاه‌هاي هسته‌اي توليد مي‌كند كه از اين بابت در صدر كشورهاي جهان قرار دارد.

گرچه ساخت نيروگاههاي هسته‌اي و توليد برق هسته‌اي در جهان از رشد انفجاري اواخر دهه ‪ ۱۹۶۰تا اواسط ‪ ۱۹۸۰برخوردار نيست اما كشورهاي مختلف همچنان درصدد تامين انرژي مورد نياز خود از طريق انرژي هسته‌اي هستند. طبق پيش بيني‌هاي به عمل آمده روند استفاده از برق هسته‌اي تا دهه‌هاي آينده همچنان روند صعودي خواهد داشت و در اين زمينه، منطقه آسيا و اروپاي شرقي به ترتيب مناطق اصلي جهان در ساخت نيروگاه هسته‌اي جديد خواهند بود.

راکتور هاي هسته اي قدرت

مقدمه:

راکتور هاي هسته اي قدرت نقش توليد انرژي را به عهده دارند.امروزه، گرماي توليد شده در راکتور هاي هسته اي قدرت،بيشتر براي توليد انرژي الکتريکي مورد استفاده قرار مي گيرد.استفاده هاي ديگر ميتواند شامل توليد گرماي مورد نياز براي فرآيند هاي صنعتي،نمک زدايي(شيرين سازي) آب دريا، تأمين حرارت منطقه اي در شهر هاي بزرگ و کوچک، حرکت کشتي ها و مخصوصاً در زير دريايي ها باشد.

انگيزه اقتصادي ساخت راکتور هاي هسته اي، به دليل چگالي انرژي خيلي زياد در سوخت اورانيم آنهاست که به طور نسبي سبب  قيمت پايين تر واحد انرژي توليد شده مي شود. يک کيلو گرم اورانيم (با 3 درصد از اورانيم _235)   KJ109×5/2 کيلو ژول انرژي توليد ميکند.در مقابل،يک تن سوخت فسيلي،     KJ107×4   کيلو ژول انرژي توليد مي کند. انرژي هسته اي در سال 1996،حدود 7 درصد کل مصرف انرژي و برابر 17 درصد مصرف انرژِي الکتريکي جهان بوده است.اين مقدار در آخر سال 2004برابر با 5/16 درصد انرژِي الکتريکي مصرفي جهاني است. 

انواع راکتور هاي قدرت:

1) راکتور هاي آب سبک تحت فشار (PWR)

2) راکتور هاي آب سبک جوشان        (BWR)

3) راکتور هاي خنک شونده با گاز(GCR)

4) راکتور هاي خنک شونده با آب سبک وکند کننده گرافيکي           

(LWGR and RBMK)

5) راکتور هاي آب سنگين تحت فشار (CANDU)

6) راکتور هاي زاينده سريع با فلز مايع(LMFBR/FBR)

7)راکتور هاي خنک شونده با مواد آلي

 انواع راکتور هاي هسته اي نيرو که به طور عمده در سطح جهان بکار گرفته شده اند.

1) راکتور هاي آب سبک تحت فشار (PWR)

اين راکتور با اورانيم فلزي کار ميکند؛قلب راکتور مجموعه هاي سوخت چهار وجهي را که کنار هم چيده شده اند در بر مي گيرد.مجموعه هاي سوخت از تعداد زيادي ميله هاي سوخت با ضخامت حدود يک سانتيمتر تشکيل يافته اند.هر ميله سوخت شامل قرص هاي دي اکسيد اورانيم با اورانيم _235غني شده،حدود 4_3 درصد مي باشد.آلياژي از زير کونيم غلاف اين ميله ها را تشکيل مي دهد.حرارت توليد شده در اين ميله هاي سوخت،توسط يک ماده خنک کننده در مدار اوليه به مدار ثانويه انتقال داده مي شود که حرارت اين سيکل اخير مولد هاي بخار را فعال نموده و بلاخره  توربين ها را به حرکت در مي آورند. حرارت هاي اضافي توسط برج هاي خنک کننده به هوا، رودخانه و دريا وارد مي شوند.

2) راکتور هاي آب سبک جوشان  (BWR)

طراحي اين نوع راکتور (BWR) شباهت زيادي به PWR  دارد بجز اينکه فقط داراي يک مدار آب خنک کننده با فشار کم (حدود 75 اتمسفر ) مي باشد.در اين شرايط حرارت آب به حدود 285 درجه سانتيگراد رسيده و اين آب در قلب راکتور جوشان خواهد شد.طراحي اين راکتور طوري است که 15_12 درصد آب در بالاي قلب به صورت بخار وجود دارد،لذا در اين وضعيت خاص کند کنندگي و راندمان نوترون هاي م?ثر  کمتر خواهد بود.

بخار حاصل از گرماي راکتور از صفحاتي عبور کرده و به بالاي قلب راکتور مي رسد که از آنجا مستقيماً به توربين ها هدايت مي شود که اين خود بخشي از مدار راکتور محسوب مي گردد.

مجتمع سوخت راکتور هاي BWR هر يک شامل 100_90 ميله سوخت هستند.تعداد مجتمع هاي سوخت اين راکتور ها به 750 مي رسد که اورانيم موجود در آنها حدود 140 تن مي باشد. سيستم کنترل ثانويه، محدود کردن عبور آب و بخار به قسمت هاي بالايي قلب راکتور را به عهده دارد که اين سبب کاهش قدرت کند کنندگي آب در راکتور مي گردد.

3) راکتور هاي خنک شونده با گاز(GCR)

راکتور هاي خنک شونده با گاز اصولاً در کشور انگلستان ساخته  شده و توسعه يافته است.در راکتور هاي GCR گرافيت به عنوان کند کننده و دي اکسيد کربن به عنوان خنک کننده در مدار اول نقش انتقال حرارت را بعهده دارد.اين حرارت به مدار بعدي که آب است منتقل و بخار حاصل توربين را به حرکت در مي آورد.

راکتور هاي AGCR  نسل دوم  راکتور هاي خنک شونده با گاز هستند. در اين دسته از راکتور ها هم گرافيت به عنوان کند کننده و دي اکسيد کربن به عنوان ماده خنک کننده مورد استفاده قرار گرفته است. سوخت اين راکتور ها، قرص هاي اکسيد اورانيم که تا 5/3_5/2 درصد غني شده و در غلاف هاي استيل زنگ نزن قرار داده شده اند.

4) راکتور هاي خنک شونده با آب سبک و کندکننده گرافيکي

اين يک نوع طراحي روسي است که از راکتور هاي توليد پلوتونيم اقتباس و توسعه يافته است.اين راکتور يک محفظه تحت فشار(قلب) عمودي دارد که در آن لوله هايي از بين کند کننده هاي گرافيتي عبور کرده است. لذا حرارت هاي توليد شده به آب خنک کننده منتقل گشته و در قلب راکتور تا 290 درجه سانتيگراد جوشان مي شود. اين وضعيت تا اندازه زيادي شبيه به راکتور هاي BWR است. سوخت اين راکتور، از اکسيد اورانيم  کم غني شده مي باشد و در مجموعه هاي سوخت بطول 5/3 متر قرار قرار مي گيرد. کند کنندگي حاصل از گرافيت جاگذاري شده در راکتور و جوشش اضافي به سادگي سبب کاهش خنک کنندگي و جذب نوترون مي شود،بدون اينکه از واکنش شکافت جلوگيري نموده باشد و لذا يک باز خور مثبت ميتواند پديدار شود.

5) راکتور هاي آب سنگين تحت فشار (CANDU)

راکتور هاي فوق از نوع آب سنگين تحت فشار است که با سوخت اورانيم طبيعي کار مي کند.نام ديگر اين راکتور ها به  CANDU موسوم است.

در راکتور هاي "کندو" از اورانيم طبيعي به عنوان سوخت و از آب سنگين به منظور کند کننده و خنک کننده راکتور (کند کننده و خنک کننده هر يک داراي سيستم جدا از هم مي با شد)استفاده مي شود. از آنجاييکه اين راکتور نيز توانايي جا دادن صدها مجتمع سوخت در لوله ها يا کانال هاي تحت فشار خود را در قلب راکتور دارد،لذا عمل سوخت گذاري راکتور در حال کار با تمام ظرفيت قابل اجرا است.

6) راکتور هاي زاينده سريع با فلز مايع(LMFBR/FBR)

در راکتور هاي PWR وBWR  و ديگر انواع راکتور ها بخش عمده اي از واکنش شکافت بر روي ايزوتوپ اورانيم _235 اتفاق مي افتد.

در راکتور هاي زاينده سريع دو فرايند توليد انرژي و ساخته شدن هسته هاي جديد پلوتونيم با هم اتفاق مي افتند.قلب اين راکتور از دو قسمت تشکيل مي شود.ميله هاي سوخت که مخلوطي است، از دي اکسيد پلو تونيم  و دي اکسيد اورانيم که در قسمت داخلي قراردارند .

در اينجا واکنشهاي شکافت غالب هستند درحالي که در قسمت بيروني فرايند غالب عبارت است از اورانيم_238 پلوتونيم_239 . اين قسمت بيروني حاوي اورانيم شده است (اورانيومي که کسر غني شده آن حتي از 7/0 درصد يعني مقدار طبيعي آنهم کمتر است) . در چنين راکتوري در واحد زمان ،پلوتونيم شکافت، پذير بيشتري حاصل ميشود، تا مقداري که تحت واکنش شکافت قرار گرفته ميشود (از اين رو اسم "زاينده " بر آن اطلاق شده است). از طرف ديگر نوترون ها کند نميشوند ، چرا که براي انجام فرآيندهاي مورد بحث در بالا وجود نوترون هاي سريع الزامي هستند .

7)راکتور هاي خنک شونده با مواد آلي

در راکتورهاي خنک شونده با مواد آلي از يک سري مواد آلي مايع مخصوصاً از مخلوط هايي از دي فينل و دي فينل اکسيد به عنوان يک عامل انتقال حرارت مناسب استفاده شده است . 

دلايل مهمي که اين نوع راکتورها عمومي نشده اند عبارتند از :

?  عدم آشنايي کامل از خاصيت انتقال حرارت اين دسته مواد

?  خواص انتقال حرارت ضعيف تر اين مواد در مقايسه با آب

?  حساسيت مواد آلي مخصوصاً نسبت به تابش

قدرت نفوذی تشعشعات رادیواکتیو(توان ، میزان و عمق نفوذ(

دید کلی :

به دلیل زیانهایی که تشعشعات رادیو اکتیو به بافت های بدن می رسانند قدرت نفوذی آنها از لحاظ نظامی ، پزشکی ، زیست محیطی ، صنعتی و... حائز اهمیت است .
آزمایش فکری :

فرض می کنیم یک منبع رادیو اکتیو طبیعی ذرات آلفا و بتا و اشعه گاما ساتع نمایدذرات آلفا بوسیله چند ورق کاغذ متوقف می شود. ولی ذرات بتا و گاما بدون اینکه از شدتشان کاسته شود از آن عبور می کنند. یک ورقه آلومینیوم 0.25 اینچ می تواند هم ذرات آلفا وهم بتارا متوقف سازد. لیکن عبور اشعه گاما را فقط به مقدار ناچیزی تقلیل می دهد .
درحدود 2 اینچ سرب قسمت اعظم اشعه گاما راجذب می کند لیکن نمی تواند از عبور کلیه آنها جلوگیری کند.

ذرات آلفا :

• انحراف ذرات آلفا در میدان الکتریکی و مغناطیسی نشان می دهد که ذرات مزبور باید دارای بارالکتریکی باشند سوی انحراف بارالکتریکی آنها راکه مثبت است معین می کند بطور خلاصه می توان گفت که :پرتوهای آلفا ذرات رادیو اکتیو مادی هستند که بار الکتریکی مثبت دارند و با سرعت پرتاب شده اند سرعت اولیه این ذرات برحسب جنس ماده رادیواکتیو که انها رامنتشر می سازد ، متفاوت می باشد و آن هم بین 14تا 25 کیلو متر در ثانیه است .

• اندازه گیری های دقیق نشان می دهند که جرم مادی هر ذره آلفا تقریباًچهار برابر جرم هیدروژن و بار الکتریکی مثبت آنها دو برابر قدر مطلق بار الکتریکی یک الکترون است بنابراین هر ذره آلفا یک هسته اتم هلیوم است که فاقد الکترونهای محیطی( مداری ) باشد . به عبارت دیگر هر ذره آلفا از دو پروتون و دو نوترون تشکیل می شود که به همین دلیل ذره آلفا را هلیون نیز می نامند به محض اینکه ذرات آ لفا متوقف شدند از محیط خود الکترون گرفته و تبدیل به اتم هلیوم می شوند .

• قابلیت نفوذی اشعه آلفا بسیار کم است و یک ورفه آلومینیوم به قطر چند صدم میلیمتر و یا چند ورقه نازک کاغذ برای اینکه آنها را بطور کامل متوقف کند کافی است انرژی تمام ذرات آلفای یک عنصر معین ثابت است واین انرژی پس از مسافت ثابتی در هوا در اثر تصادم (برخورد) با مولکولهای هوا تلف می شود مثلا برد اشعه آلفای پولونیوم (Polonium) در هوا 3.5 سانتیمتر است در فشارعادی. و برد هوایی اشعه آلفای سایر عناصر رادیو اکتیو نیز بطور نسبی بسیار کم است و به جنس عنصری که ذرات آلفا را منتشر می کنند بستگی دارد .

• ذرات آلفا در حین عبور از بین اتم های هوا و یا عناصر دیگر به الکترون های مدارات اتم های مزبور برخورد کرده و آنها را از مدار خود خارج ساخته و اتم را یونیزه می کنند چون وزن ذرات آلفا زیاد است بیش از 7000برابر وزن الکترون بنابر این انرژی سینیتیک (Cinetic Energy) آن زیاد بوده و در نتیجه قدرت یونیزاسیون (Ionixation) آن از تمام انواع دیگر تشعشع هسته ای زیادتراست چنانچه ذرات آلفا در حین عبور به هسته مرکزی یک اتم نزدیک شونده با نیروی الکتریکی هسته مزبور مواجه می شود و از مسیر اولیه خود انحراف می یابد .

• کم بودن قدرت نفوذی اشعه آلفا سبب شده که از این اشعه در پزشکی چندان استفاده ای نمی کنند .
   

ذرات بتا :

 اشعه بتای عناصر رادیو اکتیو از الکترونهایی تشکیل می شوند که با سرعت اولیه 60 تا 285 هزار کیلو متر در ثانیه از هسته اتم به خارج ساتع می شوند .

• قابلیت نفوذی ذرات بتا از آلفا زیادتر است بر حسب سرعت اولیه انتشار آنها تغییر می کند اشعه بتای یک عنصر معین بر عکس اشعه آلفای آن که همه با یک سرعت معین و ثابت از هسته اتم خارج می شوند سرعت اولیه متفاوت دارند به همین علت در موقع تجزیه اشعه رادیو اکتیو در موقع عبور از بین صفحات الکتریکی یا قطب های مغناطیسی کلیه ذرات آلفا به یک اندازه انحراف پیدا می کنند یعنی ضمن انحراف اجتماع می نمایند در صورتیکه اشعه بتا ضمن انحراف واگرایی حاصل می کنند زیرا انحراف برای ذرات بتا با سرعت های مختلف متفاوت است .

• برد ذرات بتا در هوا نیز متفاوت است و برای سخت ترین اشعه بتا (اشعه رادیوم) در حدود سه سانتیمتر است قدرت یونیزاسیون ذرات بتا از قدرت یونیزاسیون ذرات آلفا کمتر است زیرا هر چند که سرعت ذرات بتا از سرعت ذرات آلفا خیلی بیشتر است ولی کوچکی جرم ذرات بتا باعث می شود که انرژی سینیتیک آنها از انرژی سینیتیک ذرات آلفا خیلی کمتر باشد در اینجا یادآوری می کنیم که جرم الکترون در حال سکون «جرم سکون) در حدود یک بر1840 جرم اتم هیدروژن است و هنگامی که الکترون با سرعت زیاد به حرکت در آید افزایش می یابد بطوریکه جرم الکترونی که با سرعت 285 هزار کیلومتر در ثانیه حرکت کند بیش زا سه برابر الکترون ساکن می شود .

• مواد رادیواکتیو مصنوعی از خود الکترون مثبت با پوزیترون (Positron) یا پوزیتون (Positon) منتشر می کنند که با تقریب علامت الکتریکی همان خاصیت اشعه بتا را دارد .
• از اشعه بتای قوی در در مان بعضی از انواع سرطانهای سطحی ، سرطان زبان ، سرطان لب ، سرطان پستان و غیره استفاده می شود .

اشعه گاما :

• این اشعه مانند اشعه آلفا و بتا ذره ای نیست و بار الکتریکی نیزندارد به همین سبب در میدانهای الکتریکی و مغناطیسی انحراف پیدا نمی کنند ماهیت آنها مانند اشعه ایکس و نور مرئی از جنس امواج الکترو مغناطیسی است با این تفاوت که فرکانس آن از اشعه ها ی دیگر بیشتر است بنابر این فوتون های اشعه گاما خیلی پر انرژی تر از اشعه ایکس هستند

گاهشمار رویدادهای مهم در فیزیک هسته ای

سال اختراعات (مخترع)

1896 کشف رادیو اکتیویته (بکرل)

1898 جداسازی رادیم ( ماری کوری و پیرکوری )

1905 نظریه نسبیت خاص( اینشتین )

1909 شناسایی ذره آلفا به عنوان هسته هلیم ( رادرفورد و رویدز )

1911 اتم هسته ای ( رادرفورد )

1912 ساخت اتاقک ابر ( ویلسون )

1913 کشف ایزوتوپهای پایدار (تامسون )

1913 مدل اتمی سیاره ای ( نیلس بور )

1914 تعیین بار هسته با استفاده از پرتوهای ایکس (موزلی )

1919 تراجهش مصنوعی به کمک واکنش هسته ای ( رادرفورد )

1919 ساخت طیف سنج جرمی (استون )

1925 پیشنهاد اسپین ذاتی ( گودشمیت و اولنبک )

1926 ظهور مکانیک کوانتومی ( شرودینگر )

1928 نظریه رادیو اکتیویته آلفازا ( گاموف، گورنی، کاندون )

1930 فرضیه نوتوینو(پاؤلی )

1931 ساخت نخستین شتابدهنده الکتروستاتیکی (وان دو گراف )

1931 ساخت نخستین شتا بدهنده خطی (اسلون و لارنس )

1932 ساخت نخستین سیکلوترون (لارنس ولیوینگستون )

1932 کشف دوتریم ( اوری، برک ود، مورفی )

1932 کشف پوزیترون( اندرسون )

1932 کشف نوترون ( چادویک )

1932 مدل هسته ای پروتون ـ نوترون ( هایزنبرگ )

1932 تحقق نخستین واکنش هسته ای با استفاده از شتابدهنده ( کوککرافت و والتون )

1934 کشف رادیواکتیویته مصنوعی ( ایرن کوری، ژولیو )

1934 نظریه رادیواکتیویته بتازا ( فرمی )

1935 فرضیه مزون ( یوکاوا )

1935 عرضه تکنیک همفرودی ( بوته )

1936 پیشنهاد نظریه هسته مرکب ( نیلس بور )

1937 کشف لپتون در پرتوهای کیهانی( ندرمیر و اندرسون )

1938 کشف شکافت هسته ای ( هان و اشتراسمن )

1938 طرح همجوشی گرما هسته ای به مثا به چشمه انرژی در ستارگان ( بته )

1939 مدل قطره ـ مایع برای شکافت ( نیلس بور و ویلر )

1940 تولید نخستین عنصر فرااورانیم ( مک میلان و سی بورگ )

1941 ساخت نخستین بتاترون شتا بدهنده الکترونه با القای مغناطیسی (کرست)

1942 ساخت نخستین رآکتور شکافت کنترل شده ( فرمی )

1944 حصول پایداری فاز برای سنکروترون ( مک میلان و وکسلر )

1945 آزمایش نخستین بمب شکافتی

1946 کیهان شناسی مهبانگ ( گاموف )

1946 عرضه روش تشدید مغناطیسی هسته ( بلوخ و پورسل )

1947 ظهور عمر سنجی رادیو کربنی ( لیتی )

1947 ساخت نخستین سنکروسیکلوترون پروتونی MeV 350 ( برکلی )

1947 کشف مزون ( پاول )

1948 ساخت نخستین شتا بدهنده خطی پروتون MeV 32 ( آلوارز )

1949 پیشنهاد مدل پوسته ای برای ساختار هسته ( مایر، جنس، هاکسل، سوئس )

1949 ساخت شمار گر سوسوزن ( کالمن، کولتمان ، مارشال )

1952 ساخت نخستین سیکلوترون پروتونی GeV 3و2 ( برکهاون )

1952 آزمایش نخستین بمب گرماهسته ای

1953 فرضیه شگفتی ( گلمن و نیشی جیما )

1953 پیشنهاد مدل جمعی برای ساختار هسته ( آگه بور، موتلسون، رینواتر )

1953 تولید ذرات شگفت برای نخستین بار ( بروکهاون )

1955 کشف پادپروتون ( چمبر لین و سگره )

1956 آشکار سازی تجربی نوترینو ( راینز و کوان )

1956 نقض پاریته در بر هم کنشهای ضعیف ( لی، یانگ ، وو و همکاران )

1958 گسیل بدون پس زنی پرتو های گاما ( موسباؤر)

1959 ساخت سنکروترون GeV26 ( سرن )

1964مشاهده نقض CP در واپاشی K ( کرونین و فیچ )

1964پیشنهاد مدل کوارک برای هادرونها ( گلمن و زوایک )

1967راه اندازی اولیه شتا بدهنده SLAC برای الکترنهای GeV 20 ( استانفورد )

1967پیشنهاد مدل الکتروضعیف( واینبرگ و سلام )

1970فرضیه افسون( گلاشو )

1971ساخت برخورد دهنده پروتون ـ پروتون (سرن )

1972ساخت سنکروترون پروتونی GeV 500 ( فرمی لب )

1974کشف و تایید کوارک افسونگر (ریشتر و تینگ )

1975کشف لپتون ( پرل )

1977کشف ذره و طرح کوارک ته (لدرمن )

1983راه اندازی برخورد دهنده پروتون ـ پاد پروتون GeV 300 (سرن )

1983کشف بوزونهای ضعیف W و Z (روبیا )