معرفی فرآیندهای عملیاتی نیروگاه اتمی بوشهر

[mim-shimi 25686]

علیرغم پیچیدگی فناوری یک نیروگاه هسته ای از نوع نیروگاه بوشهر، فرآیند تولید انرژی الکتریکی در نیروگاه هسته ای را می توان به طور ساده به سه مرحله کاملاً مجزا تقسیم نمود که در سه مدار مستقل شامل مدار اول، مدار دوم و مدار خنک کننده انجام می پذیرد.

● مدار اول

شکافت اورانیوم غنی شده در راکتور منبع تولید انرژی به صورت گرمایی است. این انرژی گرمایی توسط آب مدار اول که در یک مسیر بسته (چهار حلقه) جریان دارد به مولد های بخار منتقل می شود. مولد بخار یک مبدل حرارتی است که آب مدار اول درون لوله های U شکل فولادی آن جریان دارد و آب مدار دوم در یک سیکل کاملاً مجزا با گردش در اطراف این لوله ها، ضمن برداشت حرارت به بخار تبدیل می شود. آب مدار اول پس از خروج از مولد بخار توسط پمپ مدار اول برای برداشت مجدد گرما به راکتور بازگردانده می شود.

● مدار دوم

در مدار دوم، بخار تولید شده درمولد بخار به توربین هدایت شده و در آن جا به انرژی مکانیکی تبدیل می شود (چرخش توربین به طور مستقیم ژنراتور نیروگاه را به حرکت درآورده، که منجر به تولید انرژی الکتریکی می شود). سپس بخار خروجی از توربین، به وسیله کندانسور به آب تبدیل شده و مجدداً برای تکمیل و تکرار این چرخه به مولد بخار بازگردانده می شود.

● مدار خنک کننده

برای چگالش بخار خروجی از توربین، آب دریا به عنوان خنک کننده، در یک مدار کاملاً مجزا از مدار دوم توسط پمپ های سیرکولاسیون به کندانسور هدایت می شود و پس از برداشت گرما، از طریق یک کانال روباز به طول ۴۰۰ متر و به دنبال آن چهار تونل ۱۲۰۰ متری در زیر بستر دریا، در عمق ۷ متری به دریا باز می گردد.

نقش اصلی راکتور در نیروگاه هسته ای تولید انرژی گرمایی است. فرآیندی که در این راکتور سبب تولید گرما می شود شکافت هسته ای نام دارد. شکافت، فرآیندی است که در طی آن یک هسته اتم سنگین به دو یا چند هسته کوچک تر تبدیل می شود و ضمن این عمل مقداری انرژی به صورت گرما و تابش ساطع می گردد.

در نیروگاه هسته ای با آب سبک، فرایند شکافت غالباً توسط نوترون‌های حرارتی انجام می گیرد. هسته اورانیوم ۲۳۵ پس از جذب نوترون ناپایدار شده، به دو یا چند جز به نام شکاف‌پاره تقسیم می شود. علاوه بر شکاف‌پاره ها، دو تا سه نوترون بعلاوه مقداری انرژی و ذرات آلفا، بتا و تابش گاما نیز در هر شکافت به دست می‌آید (نوترون های آزاد شده به طور متوسط دارای انرژی Mev۲ بوده که برای انجام شکافت هسته اورانیوم ۲۳۵ بایستی انرژی جنبشی خود را از دست داده، با اتم های محیط خود به تعادل حرارتی دست یابند؛ یعنی انرژی آنها به چند صدم ev برسد. این عمل در نتیجه برخوردهای متوالی نوترون با هسته اتم های هیدروژن مولکول های آب درون راکتور صورت می گیرد). به این طریق، یک عمل شکافت می تواند منجر به شکافت‌های دیگری شود که آنها هم به نوبه خود شکافت های دیگری را به دنبال خواهند داشت. به این واکنش که به صورت تسلسلی شکل ادامه می‌یابد، واکنش شکافت زنجیره ای گویند. لازم به ذکر است که پایدار ماندن واکنش زنجیره ای در قلب راکتور مستلزم وجود جرم بحرانی در قلب راکتور می‌باشد.

انرژی آزاد شده از فرایند شکافت به گرما تبدیل می شود. حرارت تولید شده توسط آب مدار اول برداشت شده، به آب مدار دوم انتقال می یابد و در مدار دوم برای تولید بخار و چرخاندن توربین مورد استفاده قرار می گیرد.

تنظیم مقدار انرژی آزاد شده در یک راکتور هسته‌ای با تعداد شکافت‌هایی که اتفاق می‌افتد، کنترل می گردد. این عمل با کنترل کردن تعداد نوترون‌هایی که برای انجام عمل شکافت موجود می‌باشد صورت می‌گیرد. هر چه تعداد چنین نوترون هایی کمتر باشد، تعداد شکافت ها نیز کمتر است. یکی از روش‌های رسیدن به چنین کنترلی، این است که ماده ای را در راکتور قرار دهند که به آسانی نوترون‌ها را جذب کند. بنابراین با تنظیم مقدار این ماده در راکتور، تعداد نوترون‌های موجود برای عمل شکافت می تواند به میزان مطلوب تنظیم شود.

راکتور نیروگاه هسته ای بوشهر از نوع آب سبک تحت فشار می‌باشد که توان تولید Mw(t)۳۰۰۰ انرژی گرمایی را داشته و متشکل از یک پوسته از جنس فولاد کربنی است که با فولاد ضد زنگ پوشش داده شده است و درون آن قلب راکتور (Core)، سپر حرارتی و نوترونی (Core baffle)، نگهدارنده قلب (Core barrel، محافظ کانال‌های هادی (Protective Tube Unit) قرار گرفته و توسط درپوش راکتور (Upper Unit) بسته می‌شود. آب که به عنوان کند کننده نوترون و خنک کننده استفاده می‌شود، توسط پمپ‌های مدار اول با فشار bar۱۵۷ و حرارت ۷۳۰;C۲۹۱ از طریق ۴ نازل خط سرد (Cold Leg) وارد راکتور می‌شود و پس از برداشت حرارت از قلب راکتور با حرارت ۷۳۰;C۳۲۱ از طریق ۴ نازل خط گرم (Hot Leg) به سمت مولدهای بخار هدایت شده، و در آنجا با تبادل حرارت با آب مدار دوم بخار تولید می‌شود.

منبع تولید گرما، سوخت هسته ای از نوع دی اکید اورانیوم غنی شده با غنای ۰۲/۴%، ۶۲/۳%، ۴/۲%، ۶/۱% می‌باشد. سوخت هسته‌ای به صورت قرص‌های استوانه‌ای به قطر ۵۷/۷ و ارتفاع ۱۲ میلی متر ساخته شده که درون میله‌های سوخت قرار دارد.

تعداد ۳۱۱ میله سوخت با آرایش شش ضلعی، یک مجتمع سوخت را می‌سازند و تعداد ۱۶۳ مجتمع سوخت در کنار هم قلب راکتور را تشکیل می‌دهند. مکانیزم تولید گرما، واکنش هسته‌ای شکافت اورانیوم و تبدیل آن به پاره های شکافت سبک تر است که همراه با آزاد شدن انرژی و تولید نوترون برای ادامه این زنجیره است.

کنترل واکنش هسته‌ای و در نتیجه کنترل راکتور به کمک اسیدبوریک محلول در آب، به همراه میله‌های کنترل که به محرک‌های سیستم کنترل و حفاظت متصل است، انجام می‌شود.

● اجزای راکتور

۱) محرک میله‌های کنترل

۲) درپوش راکتور

۳) پوسته اصلی راکتور

۴) نگهدارنده قلب راکتور

۵) محافظ کانال‌های هادی

۶) قلب راکتور

۷) ورودی خنک کننده

۸) خروجی خنک کننده

مجموعه توربین بخار K – ۱۰۰۰ – ۳۰۰۰/۶۰ – ۳ با قدرت نامی ۱۰۰۰ مگاوات و سرعت ۳۰۰۰ دور در دقیقه جهت به حرکت درآوردن ژنراتور جریان متناوب به کار می‌رود. ژنراتور به همراه مجموعه توربین بر روی یک سازه بتنی سوار شده که این سازه به صورت مجزا از سازه اصلی ساختمان توربین، بر روی فنرهای مخصوصی (جهت خنثی کردن ارتعاشات ناشی از دورهای بحرانی) قرار گرفته است. توربوست نیروگاه اتمی بوشهر شامل چهار توربین از جمله یک توربین فشار بالا و سه توربین فشار پایین می باشد. مجموعه توربین مذکور تک محوری و هر چهار توربین از نوع دو طرفه متقارن است که در هر طرف دارای پنج ردیف پره می باشند. روتور توربین های فشار پایین و فشار بالا به روش آهنگری و به صورت یکپارچه و بدون سوراخ مرکزی ساخته می شود که این کار باعث کاهش تمرکز تنش در روتور خواهد شد.

سیکل آب و بخار نیروگاه اتمی بوشهر این گونه است که بخار تولید شده در مولدهای بخار به ساختمان توربین هدایت و با حداکثر، رطوبت ۲/۰% و فشار bar۸/۵۸ r وارد توربین فشار قوی شده و پس از انجام کار به علت کاهش فشار و حرارت اولیه مرطوب می شود. برای این که این رطوبت به پره های توربین فشار ضعیف آسیب نرساند، بخار خشک و مجدداً گرم می شود تا به پارامترهای مطلوب دست یابد و پس از آن با فشار bar۸/۶ r به توربین فشار ضعیف هدایت می شود، به دنبال آن در کندانسور تغییر حالت داده، طی مراحلی احیا شده (پیش گرم و گاززدایی گردیده و تا C۷۳۰; ۲۲۲گرم می شود) و مجدداً به مولدهای بخار باز می گردد.

واحد توربین نیروگاه اتمی بوشهر دارای مدار پیشرفته احیاء از جمله چهار مرحله هیتر فشار پایین، دئراتور (هوازدا)، یک مرحله هیتر فشار بالا و پمپ انتقال کندانس بخار گرم کننده است. تمام هیترهای فوق به غیر از دئراتور که از نوع مخلوطی است. از نوع تبادل حرارت سطحی می باشند. تمام هیترهای احیاء کننده غیر از هیتر فشار پایین شماره چها ر و دئراتور، شامل دو پوسته می باشند و در دو خط موازی قرار دارند.

● ژنراتور

ژنراتور نیروگاه اتمی بوشهر از نوع سنکرون سه فاز می باشد که سیم پیچ استاتور آن با آب خنک می گردد. خنک کننده روتور و هسته استاتور آن نیز هیدروژن می باشد. قدرت خروجی آن ۱۰۰۰ مگاوات و دارای دو قطب بوده و با مارک صنعتی TBB – ۱۰۰۰- ۲۷/۲ – T۳ معرفی می گردد. ولتاژ خروجی استاتور آن نیز kv۲۷ می باشد.

● پست

نیروگاه اتمی بوشهر دارای دو پست kv۲۳۰ و kv۴۰۰ می باشد که پست kv۴۰۰ از نوع GIS (گاز ایزوله کننده بین کنتاکت ها) بوده و از طریق دو خط به پست چغادک و شبکه سراسری متصل می گردد و پست kv۲۳۰ از نوع AIS (هوا ایزوله کننده بین کنتاکت ها) می باشد و اتصال آن به شبکه سراسری توسط دو خط و از طریق پست بوشهر صورت می پذیرد.

اگر راکتور را قلب یک نیروگاه اتمی بدانیم، بدون شک سیستم کنترل و ابزار دقیق، مغز و شبکه عصبی این تأسیسات مهم و گسترده می باشد. سیستم کنترل و ابزار دقیق نیروگاه اتمی بوشهر یکی از پیشرفته ترین سیستم های اتوماسیون موجود در جهان و به صورت یک سیستم کنترل توزیع شده (DCS) بوده، که از نظر لایه های کنترلی به سه سیستم سطح بالا (TLSU)، میانی (TPTS) و پایین (سنسورها و عملگرها) تقسیم می شود.

(Top Level System of the power Unit) TLSU از یک شبکه کامپیوتری با سرعت MBit/s۱۰۰ تشکیل شده است که بالاترین لایه کنترلی نیروگاه به حساب می آید، اطلاعات را از سطح میانی دریافت کرده، آنها را بر روی ایستگاه های کاری نشان داده و امکان کنترل مرکزی را ایجاد می‌کند. تابلوهای TPTS از چندین (Software Hardware Complex) SHC تشکیل شده که وظیفه نظارت و کنترل سیستم ها و تجهیزات فنی را بر اساس دستورالعمل های جاری بهره برداری نیروگاه اتمی بوشهر عهده‌دار است. TPTS از طریق Gateway به TLSU متصل شده و تبادل داده می‌نماید.

● نیروگاه اتمی بوشهر و محیط زیست

امروزه از انرژی هسته ای به عنوان یکی از رهیافت‌های زیست محیطی باری مقابله با افزایش دمای کره زمین و کاهش آلودگی محیط زیست یاد می شود. در حال حاضر نیروگاه های هسته ای جهان با ظرفیت نصب شده فعلی توانسته اند سالانه از انتشار ۸ درصد از گازهای گلخانه ای در فضا جلوگیری کنند.

ساخت و بهره برداری از تأسیسات هسته ای در هر کشور عضو آژانس بین المللی انرژی اتمی، مشمول ضوابط و مقررات ویژه ایمنی هسته‌ای و نظارت مستمر قانونی بر کلیه فعالیت‌ها در مراحل انتخاب محل، طراحی، ساخت قطعات و تجهیزات، احداث، راه اندازی، بهره برداری و از کاراندازی تأسیسات فوق الذکر است.

لازم به ذکر است در نیروگاه های اتمی تماماً خروجی‌ها (گازها و مایعات) به محیط اطراف از نقطه نظر اکتیویته و شیمیایی کنترل می‌شود و ملزم به رعایت نُرم‌ها و استانداردهای لازم می باشند، به طوری که در مسیر خروجی آب و گاز به محیط اطراف *****های مختلفی وجود دارد که در آنها اکتیویته به صورت خودکار و پیوسته و همچنین به صورت دستی و دوره ای کنترل می شوند و تا اکتیویته آنها به حد مجاز قابل خروج نرسد، در محیط رهاسازی نمی شوند.

نُرم مجاز برای آب های خروجی ۱۱-۱۰ کوری بر لیتر و برای گازهای بی اثر خروجی از هواکش نیروگاه ۵۰ کوری در شبانه روز می باشد. دُزِ مجاز دریافتی سالانه پرسنل گروه A (پرسنل راکتور) ۲۰ میلی سیورت می باشد. در حالی که دز دریافتی سالانه مردم از منابع پرتوزای طبیعی، اشعه کیهانی، استفاده های پزشکی و انفجارات اتمی حدود ۳/۲ میلی سیورت می باشد. مقدار دز مجاز دریافتی ساکنین اطراف نیروگاه های هسته ای حداکثر برابر با ۵/۱ میلی سیورت می باشد که در مقایسه با دز دریافتی از دیگر منابع پرتوزا بسیار اندک است.

در حال حاضر در سراسر دنیا ایمنی نیروگاه های هسته ای بر پایه «دفاع در عمق» بنا نهاده می شود. چنین دیدگاهی طراحان را بر آن وا می دارد تا سلسله ای از حایل های فیزیکی را به صورت پشت سر هم در مسیر انتشار مواد رادیو اکتیو به محیط مدنظر قرار دهند. وجود چند لایه حایل فیزیکی از آثار سوء مواد رادیو اکتیو به پرسنل بهره بردار، محیط پیرامون نیروگاه و مردمی که در اطراف نیروگاه زندگی می کنند، جلوگیری می نماید. این حایل ها به ترتیب عبارتند از: شبکه سرامیکی قرص های سوخت، غلاف میله های سوخت، تجهیزات مدار اول، کره فولادی و در نهایت کره بتونی. لازم به ذکر است که بیش از ۹۸% محصولات شکافت (مواد رادیواکتیو) در داخل شبکه سرامیکی قرص های سوخت محبوس می گردند.

واحد اول نیروگاه هسته ای بوشهر از راکتور آب تحت فشار نوع VVER – ۱۰۰۰ مدل V-۴۴۶ تشکیل یافته که از نظر ساختاری و اساس کار، کاملاً با نیروگاه هسته ای چرنوبیل متفاوت بوده و متناظر با نیروگاه های هسته ای غربی با راکتور PWR می باشد که دارای ایمنی ذاتی هستند، بدین معنی که با افزایش قدرت نوترونی راکتور، دمای آب در آن افزایش یافته که این نیز به نوبه خود باعث کاهش قدرت نوترونی و مهار واکنش زنجیره ای شکافت پایا در قلب راکتور می گردد.

در صورت به خطر افتادن نیروگاه و پایین آمدن شاخص های ایمنی آن، طبق دستورالعمل های بهره برداری نیروگاه، قدرت راکتور تا سطح لازم کاهش داده شده، یا اساساً خاموش می‌گردد تا ایمنی راکتور به سطح مورد نظر رسانده شود. در صورت بروز احتمالی حادثه، سیستم‌های چهارکاناله ایمنی، وظیفه خاموش کردن راتور و برداشت انرژی حرارتی پسماند قلب راکتور را به عهده دارند. وجود یک کانال و عملکرد درست آن در هنگام بروز حادثه کاملاً کفایت می‌کند و وجود سه کانال دیگر جهت بالا بردن ضریب اطمینان عمل سیستم در نظر گرفته شده است. این کانال ها کاملاً از همدیگر جدا بوده و مستقل عمل می‌کنند.

وظیفه سیستم‌های ایمنی در هنگام بروز احتمالی حادثه:

۱) متوقف کردن واکنش زنجیره ای شکافت هسته‌ای پایا

۲) خنک کردن راکتور

۳) محدود نمودن آثار حادثه می‌باشد.

این سیستم‌ها مجهز به دیزل ژنراتورهای خاص خود بوده که در صورت قطعی کامل برق در نیروگاه، می‌توانند به کار خود ادامه دهند.

ساختمان راکتور در مقابل برخورد مستقیم هواپیمای غول پیکر بوینگ ۷۴۷، هواپیماهای جنگی و زلزله ای به شدت ۸ ریشتر مقاوم بوده و در صورت بروز چنین سوانحی هیچ صدمه‌ای به تأسیسات راکتور و قلب آن وارد نمی‌شود و سیستم کنترل و حفاظت خودکار نیروگاه به راحتی آن را خاموش و به وضعیت ایمن می‌رساند.

● نمودار ایمنی

نمودار ایمنی دارای بخش های زیر است:

۱) راکتور

۲) مولد بخار

۳) پمپ اصلی مدار اول

۴) حفاظ بیولوژیکی

۵) محوطه تردد

۶) کره فولادی

۷) پوشش بتنی

۸) هواکش

۹) سیستم خنک کننده اضطراری قلب

۱۰) پمپ تزریق اضطراری

۱۱) مخزن ذخیره محلول اسید بوریک

۱۲) تأسیسات تهویه

۱۳) تأسیسات *****اسیون

۱۴) سیستم دفع گرمای پسماند

۱۵) سیستم کنترل خلاء

۱۶) محفظه آب آلوده کره فولاد

منبع:

روابط عمومی سازمان انرژی اتمی-سایت تبیان خوزستان