ایمنی در رآکتورها را جدی بگیرید – ویبره

ایمنی در رآکتورها را جدی بگیرید – صنایع

ایمنی در رآکتورها را جدی بگیرید
حرارت ناشی از واپاشی، به حرارت تولیدشده از واپاشی محصولات رادیواکتیو شکافت بعد از خاموش سازی رآکتور گفته می شود. حرارت ناشی از واپاشی دلیل عمده نگرانی مربوط به ایمنی در رآکتورهای آب سبک تحت فشار است (LWR). مساله فوق، منبع ۶۰ درصد از احتمال آزاد شدن مواد راکتیو در سرتاسر جهان است.

ایمنی در رآکتورها را جدی بگیرید

● اصول

در یک رآکتور هسته یی، شکافت اتم های سنگین مانند ایزوتوپ های اورانیوم و پلوتونیوم نتیجه آن تشکیل محصولات شکافت رادیواکتیو سبک تر است. واپاشی محصولات رادیواکتیو شکافت در یک نسبت به وسیله مقدار و نوع هسته های رادیواکتیو موجود تعیین می شود. تعدادی از اتم های رادیواکتیو واپاشی خواهند کرد ضمن آنکه رآکتور بهره برداری می شود و انرژی آزادشده به وسیله واپاشی آنها از کل قلب رآکتور در طول زمانی که حرارت به وسیله فرآیند شکافت تولید می شود برداشت خواهد شد. همه مواد رادیواکتیوی که پس از خاموش سازی در قلب رآکتور باقی می ماند پس از توقف فرآیند شکافت، واپاشی را ادامه داده و مقدار بسیار زیادی انرژی گرمایی آزاد می کنند. مقدار مواد رادیواکتیو در رآکتور در زمان خاموش سازی، بستگی به سطح قدرت و مدت زمان بهره برداری در آن سطح قدرت دارد. مقدار حرارت ناشی از واپاشی خیلی قابل ملاحظه است به عنوان مثال یک رآکتور هسته یی که سه یا چهار روز قبل از خاموش سازی در بالاترین سطح قدرت خود مورد بهره برداری قرار گرفته است تولید حرارت ناشی از واپاشی آن خیلی بیشتر از رآکتوری است که در همان دوره زمانی با سطح قدرت پایین مورد بهره برداری قرار گرفته است.

به طور کلی، مقدار حرارت ناشی از واپاشی مواد رادیواکتیو در یک رآکتور بلافاصله پس از خاموش سازی تقریباً هفت درصد سطح قدرت رآکتور در قبل از خاموش سازی خواهد بود، یعنی اگر توان حرارتی رآکتوری ۳۶۰۰ مگاوات حین بهره برداری باشد، بلافاصله پس از خاموشی حدود ۲۵۲ مگاوات حرارتی، توان از واپاشی مواد رادیواکتیو تولید خواهد شد. مقدار گرمای ناشی از واپاشی در رآکتور به طور نمایی افزایش می یابد. گرمای ناشی از واپاشی ممکن است در حدود دو درصد سطح قدرت قبل از خاموش سازی رآکتور در نخستین ساعت بعد از خاموش سازی و یک درصد در نخستین روز کاهش یابد. حرارت ناشی از واپاشی ادامه پیدا می کند تا اینکه کاهش یابد اما با آهنگ خیلی کندتری کاهش خواهد یافت. حرارت ناشی از واپاشی تا هفته ها و حتی ماه ها بعد از خاموش سازی رآکتور قابل ملاحظه خواهد بود. در صورت عدم خنک کردن رآکتور بعد از خاموش سازی رآکتور، دمای قلب رآکتور بالا رفته و احتمال ذوب قلب وجود دارد. ایزوتوپ های رادیواکتیو، سرانجام پس از واپاشی به مواد پایدار تبدیل خواهند شد. با وجود این ضمن واپاشی آنها ذرات آلفا، بتای مثبت، بتای منفی و اشعه گاما گسیل خواهند کرد. تعدادی از ایزوتوپ ها ساعت ها یا حتی چند دقیقه واپاشی می کنند اما دیگر ایزوتوپ خیلی به کندی صورت می گیرد (به مدت زمان زیادی واپاشی می کنند). این پسماندهای سطح بالای رادیواکتیو برای انسان ها و دیگر موجودات زنده مخاطره آمیز هستند زیرا آنها سطح تششع بالایی دارند. برای مثال، ۱۰ سال بعد از برداشته شدن پسماند از رآکتور، سطح آهنگ دز برای یک مجتمع سوخت مصرف شده، فراتر از ۱۰۰۰۰رم/ ساعت است، در حالی که دز کشنده کلی برای انسان ها در حدود ۵۰۰ رم (rem) است (اگر در یک آن دریافت شود). علاوه بر این اگر اجزای سازنده این پسماندهای سطح بالا وارد آب های زیرزمینی یا رودخانه ها شوند می توانند وارد چرخه غذایی شوند. اگرچه دز تولیدشده از این پرتودهی غیرمستقیم خیلی کوچک تر از دز پرتودهی مستقیم است ولی پتانسیل بزرگ تری برای جمعیت بیشتری است که تحت تاثیر دز خواهند بود. بدین دلیل است که پسماندهای هسته یی باید به وسیله حفاظ های مناسبی برای مدت زمان خیلی طولانی در جایی مناسب انبار شوند.

قدرت حرارتی ناشی از واپاشی از پنج منبع عمده است.

محصولات شکافت ناپایدار که آلفا، بتا مثبت، بتا منفی و گاما گسیل می کنند تا به ایزوتوپ های پایدار تبدیل شوند.

اکتینیدهای غیرپایدار که از برهمکنش های گیراندازی پی در پی نوترون در اورانیوم و پلوتونیوم موجود در سوخت شکل می گیرند.

شکافت به وسیله نوترون های تاخیری

برهمکنش های ناشی از نوترون های شکافت خودبه خودی

مواد غلاف و ساختاری در رآکتور که ممکن است رادیواکتیو شوند.

از تولید حرارت مربوط به نوترون تاخیری یا شکافت خودبخودی معمولاً صرف نظر می شود. بعد از خاموش سازی یک رآکتور هسته یی، واپاشی رادیواکتیو محصولات شکافت، اکتینیدها و گرمای محصولات فعال شده از سیستم برداشته می شود.

● ملحوظات ایمنی

در نیروگاه هسته یی، برداشت حرارت ناشی از واپاشی به وسیله سیستم های اضطراری خنک سازی قلب رآکتور و مبدل های حرارتی انجام می شود. این سیستم ها با تعدد بالا طراحی شده اند برای آنکه به اندازه کافی آب جبرانی برای چند روز بدون مداخله اپراتور را فراهم کنند. این مساله خیلی مهم است که به طور دقیق مقدار حرارت ناشی از واپاشی را بدانیم به منظور آنکه راهبرد خنک سازی قلب رآکتور و محفظه پوششی در طول حوادث غیرعادی را برآورد کنیم.

● استانداردهای ANS برای محاسبات حرارت ناشی از واپاشی در رآکتور

داده های حاصل از چندین آزمایش که در سال ۱۹۶۰ انجام شد یک اساس صحیح برای پیش بینی قدرت حرارتی ناشی از واپاشی محصولات شکافت را فراهم آورد. نتایج اتخاذشده به وسیله انجمن هسته یی امریکا ۳(ANS) در سال ۱۹۷۱، به عنوان اولین استاندارد در زمینه حرات ناشی از واپاشی با نام ANS ۵.۱ /N۱۸.۶ گردآوری شد. پیش نویس این استاندارد در سال ۱۹۷۳ به روز شد که شامل یک منحنی است که دلالت بر سوخت اورانیوم رآکتورها می کرد. نام این استاندارد ANS ۵.۱ ۱۹۷۳ بود. استاندارد ANS ۵.۱ برای تعیین قدرت حرارتی ناشی از واپاشی بعد از خاموشی رآکتورهای آب سبک (LWR) فراهم شده است. اطلاعات در این استاندارد می تواند در طراحی، ارزیابی و عملکرد برآورد ایمنی رآکتورهای آب سبک مورد استفاده قرار گیرد.

استاندارد ANS ۵.۱برای تولید حرارت ناشی از واپاشی در نیروگاه های هسته یی یک قابلیت ساده شده جهت تخمین الزامات خنک سازی سوخت هسته یی فراهم کرده است که به راحتی داخل کدهای کامپیوتری برنامه ریزی شده تا عملکرد نیروگاه را پیش بینی کند. این استاندارد انرژی آزادشده از محصولات شکافت اورانیوم ۲۳۵، اورانیوم ۲۳۸ و پلوتونیوم ۲۳۹ را به مجموع ترم های نمایی با ثابت های تجربی مدل می کند. تصحیحات برای محاسبه انرژی آزادشده از واپاشی اورانیوم ۲۳۹، پنتونیوم ۲۳۹ و محصولات پایدار شکافت که توسط نوترون فعال شده اند، فراهم می شود. اگر ثابت های تجربی ساخته شده در استاندارد موجودند ورود داده های معین با تشخیص کاربر است. قدرت حرارتی ناشی از واپاشی از دیگر اکتینیدها و محصولات فعال شده در ساختار مواد و قدرت شکافت ناشی از نوترون های تاخیری حاصل از شکافت شامل این استاندارد نیستند.

● محدودیت ها

متدهای استاندارد فوق برای توصیف حرارت ناشی از واپاشی برای رآکتورهای آب سبک تحت فشار که از سوخت اصلی اولیه اورانیوم ۲۳۵ و موادی که قابلیت تبدیل شدن به سوخت را دارند مانند اورانیوم ۲۳۸ به کار می رود. استاندارد توان حرارتی ناشی از واپاشی محصولات شکافت برای طیف نوترون حرارتی جهت شکافت اورانیوم ۲۳۵، پلوتونیوم ۲۳۹ و پلوتونیوم ۲۴۱، شکافت سریع اورانیوم ۲۳۸، در زمان های مختلف بعد از خاموش سازی رآکتور اشاره دارد که البته شامل دو محدودیت در زمان بهره برداری از رآکتور است، یکی برای یک پالس شکافت و دیگر آنکه برای رآکتوری که مورد بهره برداری با یک آهنگ شکافت ثابت در یک دوره نامحدود زمانی قرار گرفته و سپس بلافاصله خاموش سازی صورت می گیرد. در استاندارد مورد بحث اثر گیراندازی نوترون در محصولات شکافت برای زمان های پس از خاموش سازی کمتر از ۱۰ هزار ثانیه در نظر گرفته شده است که از آن به صورت ضرب یک فاکتور استفاده می شود که بستگی به زمان بهره برداری رآکتور، شکافت کل در اتم های سوخت اولیه و زمان بعد از خاموشی سازی رآکتور دارد. محوریت برای این فاکتور برای زمان های ۱۰۱۰ ثانیه پس از خاموش سازی رآکتور نیز توصیف آن در استاندارد آمده است. کاربر حق انتخاب، محاسبه و توجیه تصحیح گیراندازی نوترون را دارد.

● چارچوب ریاضی

پاره های شکافت بعد از خاموش سازی رآکتور به علت داشتن نوترون اضافی بتا و گاما ساطع می کنند بنابراین انرژی حاصل از پاره های شکافت قطع نمی شود به طوری که صرف داغ کردن سوخت می شود. تابعی که توان ناشی از تشعشعات بتا و گاما را برای رآکتوری که به مدت T ثانیه مورد بهره برداری قرار گرفته و t ثانیه هم از زمان خاموش سازی آن می گذرد به صورت

[t ۰.۲ (t+T) ۰.۲] ۱۰۱۱+P(t, T)=۴/۱

بیان می کند که به نام تابع بورست ویلر معروف است که در آن توان ناشی از واپاشی پاره های شکافت پس از خاموش سازی رآکتور برحسب میلیون الکترون ولت بر ثانیه به دست می آید. سخن آخر آنکه، به منظور استفاده بهینه از استاندارد ANS ۵.۱ ۹۴ برای نیروگاه های هسته یی، به وسیله زبان برنامه نویسی C++ برنامه یی ساخته شده به نام DECANSV۱.۲ که توان حرارتی ناشی از واپاشی را براساس استاندارد ANS ۵.۱ ۹۴محاسبه می کند.
 
 
روزنامه اعتماد

ایمنی در رآکتورها را جدی بگیرید – Vibre.ir – صنایع

پاسخ دهید

نشانی ایمیل شما منتشر نخواهد شد. بخش‌های موردنیاز علامت‌گذاری شده‌اند *