مباني راكتورهاي هسته اي

مباني راكتورهاي هسته اي

 

از دوم دسامبر 1942، هنگامي كه اولين راكتور هسته­اي ساخت بشر يك واكنش زنجيره­اي خود نگهدار را توليد نمود، تا کنون چند صد نوع راكتور ساخته شده اند. عليرغم اختلافات ممكن در طراحي، تعدادي ويژگي عمومي وجود دارند كه در كليه راكتورها مشترك است. مركز هر راكتور يك قلب فعال است كه واكنش زنجيره شكافت در آن پايدار مي گردد. قلب فعال داراي(1) سوخت شكافت پذير كه در حین شكافت منبع اصلي تولید نوترونها است، (2) ماده كند كننده در صورتيكه نياز به كند نمودن نوترونها باشد (3) خنك كننده در صورتيكه گرماي توليد شده بوسيله شكافت نياز به خروج  از قلب داشته باشد و (4) ماده ساختماني كه نگهدارنده تماميت فيزيكي قلب است. معمولاً محاط بر قلب فعال یک بازتابنده وجود دارد كه هدف از آن برگشت نوترونهای پراکنده شده به طرف قلب بوده و يا ناحيه پوشش بارور مي باشد كه نوترونهاي نشت يافته از قلب براي توليد ايزوتوپهاي مفيد همچون ⁶⁰Co يا ²³⁹Pu را  گیر می اندازد. قلب راكتور و بازتابنده يا پوشش بارور بنوبه خود جهت به حداقل رساندن پرتوگيری افراد و تجهيزات نزديك راكتور بوسيله يك حفاظ احاطه مي­گردد. در نهايت، كليه راكتورها بايد بطريقي داراي كنترل باشند تا واكنش زنجيره­اي شروع شده تا حد مورد نياز حفظ شده و با امنيت خاموش شود.

تقسيم بندي راكتورها مطابق انرژي نوترونها كه موجب حداکثر شكافتها مي­شوند انجام مي پذيرد. در يک راکتور سريع، نوترونهای شکافت سريع قبل از جذب بوسيله سوخت به منظور توليد نسل جديدی از نوترونهای شکافت به اندازه زيادی کند نمی شوند. بر عکس، در يك راكتور حرارتی تقريباً كليه شكافتها بوسيله نوترونهائي انجام مي شود كه كند شده و با سرعتهاي قابل مقايسه با سرعت اتمهاي موجود در ماده قلب حركت مي كنند، يعني نوترونها در تعادل گرمائي با ماده محيط هستند.

در اين فصل، مباني اصل راكتورهاي هسته اي و واكنش هاي زنجيره اي شكافت مورد بحث قرار مي گيرند. در ابتدا، جمعيت نوتروني حالت پايا در قلب يك راكتور را ملاحظه نموده، و روشهايي براي كمي سازي شرايط لازم براي يك واكنش زنجيره­اي خود نگهدار با جمعيت ثابت نوتروني و رهائي قدرت شكافت را پي جوئي مي كنيم. بويژه، روي راكتورهاي حرارتی تمرکز می کنيم، اگر چه مباني براي راكتورهاي سريع نيز كاملاً يكسان است. در انتهاي اين فصل، ديناميك راكتورها را با افزايش يا كاهش قدرت در پاسخ به تغييرات فيزيكي در راكتور در نتيجه تغييرات اعمال شده خارجي يا از اثرات بازخور مورد بررسي قرار مي دهيم.

 

 کند شدن نوترون

در يك راكتور حرارتی نوترونهای سريع شكافت انرژي جنبشي خود را در ابتدا از طريق پراكندگي الاستيك از هسته­هاي با اعداد جرمي كوچك كند كننده از دست مي دهند. در بحث هاي ابتدائي سينماتيك پراكندگي کشسان نوترون از يك هسته ثابت[1]، ملاحظه نموديم كه انرژي نوترون پراكندگي بينE_max=E وE_min=α E است كه در آن E انرژي نوترون فرودي وα≡ (A-1)²/(A+1)²  است. تعداد پراكندگي ها، بطور ميانگين، مورد نياز براي اين نوتروني با انرژي اوليه E₁ به انرژي پائين تر E₂ برسد از معادله (6-30) داده مي شود. خلاصه اي از اين خواص مهم براي چندين كند كننده در جدول6-1 داده شده است. از مقادير جدول 6-1 مشاهده مي گردد كه هسته هاي پراكندگي با اعداد كوچك A موجب از دست رفتن انرژي ميانگين بزرگتري شده و لذا نوترونهاي سريع را با چند پراكنده كننده بمراتب بهتر از هسته هاي اعداد جرمي بالا كند مي نمايند. علاوه بر آن براي داشتن يك عدد جرمي كوچك، يك كند كننده خوب بايد داراي سطح مقطع بزرگ پراكندگي E_s (براي تأمين پراكندگي) و سطح مقطع كوچك جذبي ∑_α  (براي اجتناب از دست رفتن نوترون قبل از ايجاد شكافت) باشد. و بخش اعظمي از ماده قلب راكتورهاي حرارتی، را كند كننده ای مانند آب سبك يا سنگين، گرافيت يا بريليم تشكيل مي دهد. علاوه بر آن بعنوان يك كند كننده، آب سبك در يك راكتور قدرت مي تواند عامل خنك كننده باشد و بهمين دليل تعجب آور نيست كه راكتورهاي آب سبك (LWR) نوع غالب راکتورهاي قدرت در حال كار در جهان هستند.

 

خواص نوترون حرارتی در سوختها

در راكتورهاي حرارتی تنها ايزوتوپهای شكافت پذير همچون ²³³U، ²³⁵U، ²³⁹Pu مورد استفاده قرار مي گيرند. تا كنون سوختهاي هسته اي بكار رفته غالباً دي اكسيد اورانيوم، با اورانيوم غني شده در ²³⁵U از مقدار طبيعي 720/0% تا چند درصد بوده است. تنها برخی راکتورهای آب – سنگین و کند کننده – گرافیت می تواند از اورانیوم طبیعی استفاده کند. اغلب راکتورها از اورانیوم غنی شده، معمولاً 2 تا 3 درصد، در u²³⁵ استفاده می کنند. نوكليد شكافت پذير ²³⁹Pu در طي عمليات يك راكتور هسته اي قدرت كه سوخت آن حاوي ²³⁸U است (بخش 6-5-3 را ملاحظه كنيد) توليد شده  و در انتهاي عمر سوخت (معمولاً سه سال) تقريباً نصف قدرت بوسيله شكافت ²³⁹Pu حاصل مي گردد. بعضي از راكتورهاي قدرت ²³⁹Pu با اورانيوم غني شده به شكل سوخت "اكسيد مخلوط" مخلوط مي گردد. بعضي از خواص مهم سوختهاي هسته اي در جدول 10-1 داده شده اند. داده ها راهنمائي براي يافته هاي زير هستند.

1- ²³³U داراي بزرگترين مقدار η ، تعداد نوترونهاي شكافت توليد شده بازای جذب یک نوترون حرارتی، بوده و لذا بهترين چشم انداز براي يك راكتور زاينده حرارتی با توليد سوخت شكافت پذير با جذب نوترون از آنچه كه در واكنش زنجيره اي مصرف مي شود، است. در يك راكتور زاينده يك η معادل حداقل 2، مورد نياز است چرا كه يك نوترون براي پايدار نمودن زنجيره واكنش و يك نوترون با جذب در ماده بارور جهت زايش يك اتم سوخت شكافت پذير جديد لازم است. مواد بارور موادي هستند همانند ²³²Th و ²³⁸U كه در هنگام جذب نوترون حرارتی ممكن است توليد مواد شكافت پذير کنند (بخش 6-5-3 را ملاحظه كنيد).

2- اگر چه ايزوتوپهاي پلوتونيوم توليد تقريباً 3 نوترون شكافت بر هر شكافت حرارتی مي كنند. بدليل سطح مقطع هاي بالاي جذب تابشي) (n, gآنها نشان داده شده بوسيله نسبت كم و بيش بالاي (s_g/s_ƒ) منجر به مقادير پائين η مي گردد. با وجود اين براي شكافت هاي حاصل بوسيله نوترونها با انرژيهاي بالاتر از چند صد η،KeV براي هر دو ²³⁹Pu و ²⁴¹Pu بزرگتر از 3 مي­باشد. لذا در راكتورهاي سريع كه در آنها پلوتونيوم به عنوان سوخت مورد استفاده قرار مي گيرد بعنوان راكتورهاي زاينده قابل توجه هستند.

3- ايزوتوپهاي بارور ²³²Thو ²³⁸U داراي سطح مقطع جذب حدود 1 درصد يا كمتر، از آنهائي هستند كه به ايزوتوپهاي شكافت پذير ²³³U و ²³⁹Puتبديل مي شوند.

4- ايزوتوپ بارور ²⁴⁰Pu داراي سطح مقطع بالاي گیراندازی براي توليد ايزوتوپ شكافت پذير ²⁴¹Pu است.

5-  اگر چه در اين جدول نشان داده نشده، سطح مقطع هاي شكافت و جذب براي واكنش هاي نوترونهاي شكافت با انرژي بالا با ايزوتوپهاي شكاف پذير چند صد برابر كمتر از واكنش هاي با نوترونهاي حرارتي است

---

[1] - حركت حرارتی هسته در مقايسه با سرعت نوترونهاي سريع قابل صرف نظر است.

 

چرخه عمر نوترون در يك راكتور حرارتی

در يك راكتور حرارتی، بعضي از نوترونهاي سريع (~2MeV) توليد شده از شكافت، تا انرژيهاي حرارتی (eV025/0~) کند شده، بوسيله سوخت جذب شده و موجب مي گردد تا سوخت شكافته شود، و لذا توليد نسل دومي از نوترونهاي سريع پديد مي­آيد. باقيمانده نوترونهاي سريع كه منجر به شكافت نمي گردد سرنوشتهاي گوناگوني را متحمل مي شوند.

چرخه عمر يك نسل از نوترونها را كه در يك راكتور حرارتی توليد مي شوند ذيلاً در نظر بگيريد. در اينجا n نوترون سريع در قلب توليد مي گردد. اين نوترونها سريع مي توانند موجب چند پديده شكافت سريع شوند (لذا تعداد نوترونهاي نسل دوم بوجود مي آيند)، كه از قلب نشت پيدا كرده، يا مي توانند در هنگام كند شدن به انرژيهاي حرارتی، جذب شوند آن نوترونهائي كه به انرژيهاي حرارتی مي رسند در كل قلب پخش مي شوند بعضي از اين نوترونهاي حرارتی ممكن است بوسيله نشت از قلب يا جذب بوسيله مواد غير سوخت از دست بروند. با وجود اين بسياري از نوترونهاي حرارتی در سوخت جذب مي شوند، ولی تنها کسری از اين جذبها موجب شكافت شده و n نوترون نسل دوم بر شكافت رها   مي گردد. لذا در انتهاي چرخه نسل جديدي از n´ نوترون سريع وجود دارد که مجدداً چرخه را شروع می کنند. آشکارا برای جمعيت نوترون جهت نامگذاری مجدد چرخه ثابت پس از چرخه n´ بايد برابر n گردد ، يعني واكنش زنجيره خود نگهدار خواهد بود.