الأحد، مارس 13 2011 19: 12

توليد الطاقة النووية

قيم هذا المقال
(الاصوات 0)

في جميع المفاعلات النووية ، يتم إنتاج الطاقة داخل الوقود عن طريق تفاعل متسلسل لانشطار نوى ذراته. الوقود النووي الأكثر شيوعًا هو اليورانيوم 235. يقسم كل انشطار ذرة وقود إلى ذرتين جديدتين من نواتج الانشطار ويطرد أيضًا من نواة النيوترونات مما يتسبب في مزيد من الانشطار للذرات. يتم نقل معظم الطاقة المنبعثة من الانشطار بواسطة نواتج الانشطار ، وبالتالي يتم تحويلها إلى طاقة حرارية في ذرات الوقود المجاورة لأنها توقف نواتج الانشطار سريعة الحركة وتمتص إشعاعها. تحمل النيوترونات حوالي 3٪ من طاقة الانشطار.

يتم منع قلب المفاعل من السخونة الشديدة بواسطة سائل تبريد أو غازي ، والذي ينتج أيضًا البخار (إما بشكل مباشر أو غير مباشر) لدفع التوربين. يتم دمج المواد الممتصة للنيوترونات في قضبان التحكم ، والتي يمكن نقلها داخل وخارج التجاويف الموجودة في قلب المفاعل للتحكم في معدل تفاعل الانشطار إلى المعدل المطلوب بواسطة مشغل محطة الطاقة. في مفاعلات الماء المضغوط ، يمكن وضع المواد الممتصة في نظام تبريد المفاعل عبر ممتصات قابلة للذوبان.

معظم نواتج الانشطار غير مستقرة ، وبالتالي مشعة. تتحلل ، وتطلق إشعاعًا من نوع ومعدل خاص بكل عنصر من عناصر المنتج الانشطاري ، ومنتج جديد قد يكون أيضًا مشعًا. يستمر تسلسل الاضمحلال هذا حتى ينتج عنه أخيرًا منتجات ابنة مستقرة (غير مشعة). تتشكل المنتجات المشعة الأخرى في المفاعل عن طريق امتصاص النيوترونات في نواة ذرات المواد غير الانشطارية ، مثل اليورانيوم 238 ، والمواد الهيكلية ، مثل الأدلة والدعامات وتكسية الوقود.

في المفاعلات التي كانت تعمل لبعض الوقت ، يصل اضمحلال نواتج الانشطار وخلق نواتج انشطارية جديدة إلى مستوى قريب من التوازن. في هذه المرحلة ، يكون الإشعاع وإنتاج الطاقة الناتج من تحلل المنتجات المشعة ما يقرب من عُشر كل ما ينتج في المفاعل.

هذه الكمية الكبيرة من المواد المشعة هي التي تخلق المخاطر الخاصة بمحطات الطاقة النووية. في ظل ظروف التشغيل ، تتصرف معظم هذه المواد المشعة مثل المواد الصلبة ، لكن بعضها يتصرف مثل الغازات ، أو يصبح متطايرًا عند درجة حرارة عالية في المفاعل. يمكن امتصاص بعض هذه المواد المشعة بسهولة في الكائنات الحية ، ولها تأثيرات كبيرة على العمليات البيولوجية. وبالتالي ، فهي خطيرة إذا تم إطلاقها أو تفرقها في البيئة.

أنواع وخصائص المحطات النووية

تستخدم المفاعلات الحرارية مواد تسمى ومديرين لإبطاء النيوترونات السريعة الناتجة عن الانشطار بحيث يمكن التقاطها بسهولة أكبر بواسطة ذرات اليورانيوم 235 الانشطارية. غالبًا ما تستخدم المياه العادية كوسيط. الوسيطات الأخرى المستخدمة هي الجرافيت والديوتيريوم ، وهو نظير للهيدروجين ، والذي يستخدم في شكل أكسيد الديوتيريوم - الماء الثقيل. الماء العادي هو في الغالب أكسيد الهيدروجين ، ويحتوي على نسبة صغيرة (0.015٪) من الماء الثقيل.

تتم إزالة الحرارة من الوقود بواسطة المبرد ، الذي ينتج بخارًا بشكل مباشر أو غير مباشر لتشغيل التوربين ، والذي يتحكم أيضًا في درجة حرارة قلب المفاعل ، مما يمنعه من السخونة الزائدة ويتلف الوقود أو المواد الهيكلية. المبردات شائعة الاستخدام في المفاعلات الحرارية تشمل الماء العادي والماء الثقيل وثاني أكسيد الكربون. يتمتع الماء بخصائص نقل حرارة جيدة (حرارة نوعية عالية ، ولزوجة منخفضة ، وضخ سهل) وهو المبرد الأكثر شيوعًا في محطات الطاقة النووية. يسمح تبريد قلب المفاعل بالماء المضغوط أو المغلي بكثافة طاقة أساسية عالية بحيث يمكن بناء وحدات الطاقة الكبيرة في أوعية مفاعل صغيرة نسبيًا. ومع ذلك ، يجب أن يعمل نظام تبريد المفاعل الذي يستخدم الماء عند ضغط عالٍ من أجل الوصول إلى ضغوط البخار ودرجات الحرارة المفيدة من أجل التشغيل الفعال لمولد التوربينات البخارية. وبالتالي ، فإن سلامة حدود نظام تبريد المفاعل مهمة جدًا لجميع محطات الطاقة النووية المبردة بالماء ، حيث إنها تمثل حاجزًا يحمي سلامة العمال والجمهور والبيئة.

الوقود في جميع مفاعلات الطاقة المبردة بالماء ، ومعظم المفاعلات الأخرى ، هو ثاني أكسيد اليورانيوم الخزفي ، المغطى بالمعدن - الفولاذ المقاوم للصدأ أو سبيكة الزركونيوم. يوفر ثاني أكسيد اليورانيوم المتكلس وقودًا غير قابل للاحتراق يمكن أن يعمل لفترات طويلة ويحتفظ بمنتجاته الانشطارية عند درجات حرارة عالية دون حدوث تشويه أو فشل كبير. مفاعلات الطاقة الحرارية العاملة الوحيدة التي تستخدم غير وقود ثاني أكسيد اليورانيوم ، هي محطات Magnox (التي يتم تبريدها بثاني أكسيد الكربون) ، ويتم إخراجها تدريجياً من الخدمة عند وصولها إلى نهاية عمرها التشغيلي.

يمكن نقل المواد الممتصة للنيوترونات (مثل البورون والكادميوم والهافنيوم والجادولينيوم) المستخدمة في أشكال مختلفة ، مثل قضبان التحكم المكسوة بالفولاذ أو في محلول في المبردات أو الوسطاء ، داخل وخارج قلب المفاعل من أجل التحكم معدل تفاعل الانشطار عند أي مستوى محدد. على عكس توليد طاقة الوقود الأحفوري ، لا توجد حاجة إلى زيادة كمية الوقود لزيادة مستوى الطاقة المنتجة في تفاعل سلسلة الانشطار.

بمجرد الشروع في زيادة معدل إنتاج الطاقة الانشطارية ، فإنها ستستمر حتى يتم إيقافها عن طريق إدخال الكمية المناسبة من المواد الماصة للنيوترونات والمُعدّل في لبها. هذه الزيادة في الطاقة ناتجة عن وجود فائض من النيوترونات في تفاعل سلسلة الانشطار أكثر من ذلك المطلوب لمجرد تفاعل متسلسل التعادل. لذلك ، يمكن التحكم في معدل الانشطار وإنتاج الطاقة الناتج بحساسية شديدة عن طريق إضافة أو إزالة كميات صغيرة جدًا من المواد الممتصة للنيوترونات. في حالة الحاجة إلى خفض مفاجئ في مستوى الطاقة ، يتم حقن كمية كبيرة نسبيًا من مادة ماصة للنيوترونات في القلب. كل مفهوم مفاعل له خاصية تفاعلية خاصة به والتي تحدد تصميمات أجهزة التحكم وإيقاف تشغيل أجهزة امتصاص النيوترونات لضمان التحكم الفعال في الطاقة والإغلاق الآمن والسريع عند الحاجة. ومع ذلك ، تنطبق نفس مبادئ التحكم والسلامة الأساسية على الجميع.

الأنواع الرئيسية لمفاعلات الطاقة الحرارية المستخدمة اليوم موضحة في الشكل 1 ، والخصائص الرئيسية موضحة في الجدول 1. في الرسوم التوضيحية المبسطة في الشكل 1 ، يتم عرض الدروع الخرسانية المحيطة بالمفاعلات وأنظمة التبريد الأولية. توفر الدروع ، التي تشتمل على مجموعة متنوعة من التصميمات ، بشكل عام درعًا ضد الإشعاع المباشر من المفاعل وتوفر أيضًا احتواء أي تسربات من تبريد المفاعل أو أنظمة الوسيط ، وهي مصممة بشكل عام لتحمل الضغوط الكبيرة التي يمكن أن تؤدي في حالة فشل كبير في أنظمة التبريد.

الشكل 1. أنواع محطات الطاقة النووية

POW040F2

 

الجدول 1 - خصائص محطات الطاقة النووية (1997)

نوع المفاعل

وقود

مقدم

المبرد وتقريبا. الضغط
(في الحانات)

توليد البخار

رقم
تعمل
الوحدات

صافي الانتاج
(ميغاواط)

PWR

ثاني أكسيد اليورانيوم المخصب
(2٪ إلى 5٪ U-235)

المياه الخفيفة

المياه الخفيفة
(160 بارًا)

غير مباشر

251

223,717

PHWR (نوع CANDU)

ثاني أكسيد اليورانيوم غير المخصب
(0.71٪ U-235)

الماء الثقيل

الماء الثقيل
(90 بارًا)

غير مباشر

34

18,927

بور

ثاني أكسيد اليورانيوم المخصب
(2٪ إلى 3٪ U-235)

المياه الخفيفة

المياه الخفيفة
يغلي في اللب
(70 بارًا)

مباشرة

93

78,549

GCR (نوع MAGNOX)

معدن اليورانيوم غير المخصب
(0.71٪ U-235)

الجرافيت

ثاني أكسيد الكربون
(20 بارًا)

غير مباشر

21

3,519

IGA

ثاني أكسيد اليورانيوم المخصب
(2.3٪ U-235)

الجرافيت

ثاني أكسيد الكربون
(40 بارًا)

غير مباشر

14

8,448

LWGR (نوع RBMK)

ثاني أكسيد اليورانيوم المخصب
(2٪ إلى 2.5٪ U-235)

الجرافيت

المياه الخفيفة
يغلي في اللب
(70 بارًا)

مباشرة

18

13,644

FBR

مختلط أكسيد البلوتونيوم

بدون اضاءة

صوديوم
(10 بارًا)

غير مباشر

3

928

 

في باقة مفاعل الماء المضغوط (PWR) محطة الطاقة ، المبرد الأساسي للمفاعل والمهدئ هما نفس الشيء - الماء العادي المنقى ، والذي يتم فصله عن الدائرة الثانوية لمياه التغذية / البخار بواسطة حد معدني في مولدات البخار (تسمى أحيانًا الغلايات) ، والتي يتم من خلالها نقل الحرارة عن طريق التوصيل. وبالتالي ، فإن البخار الذي يتم تغذية مولد التوربينات به ليس مشعًا ، ويمكن تشغيل محطة توليد التوربينات البخارية مثل محطة توليد الطاقة التقليدية. نظرًا لأن الهيدروجين الموجود في المبرد الأساسي / ماء الوسيط يمتص جزءًا كبيرًا من النيوترونات ، فمن الضروري إثراء محتوى نظير اليورانيوم -235 الانشطاري للوقود إلى ما بين 2٪ و 5٪ للحفاظ على تفاعل متسلسل عملي لإنتاج الطاقة على المدى الطويل.

في جميع محطات الطاقة النووية العاملة مع مفاعلات الماء الثقيل المضغوط (PHWRs) ، وسيط المفاعل والمبرد الأساسي عبارة عن ماء ثقيل يحتوي على نسبة عالية جدًا من الديوتيريوم النظائري (> 99٪). في ال CANDU PHWR ، التي تشكل جميع PHWRs العاملة تقريبًا ، يتم فصل الوسيط عن المبرد الأساسي ويتم الاحتفاظ به في درجة حرارة وضغط منخفضين نسبيًا ، مما يوفر بيئة ملائمة لتحديد موقع أجهزة المراقبة والتحكم ، وقدرة تبريد احتياطية مدمجة في الحدث من فشل أنابيب سائل التبريد الأساسي. يوجد الوقود والمبرد الأساسي في CANDU في أنابيب ضغط أفقية في قلب المفاعل. كما هو الحال في PWRs ، يتم فصل المبرد الأولي ودائرة التغذية / البخار الثانوية بحدود معدنية في مولدات البخار ، والتي يتم من خلالها نقل الحرارة من الماء الثقيل الأولي إلى نظام تغذية بخار الماء العادي. وبالتالي ، فإن البخار الذي يتم تغذيته إلى محطة توليد التوربينات هو بخار ماء عادي ، وليس مشعًا (باستثناء الكميات الصغيرة بسبب التسريبات) ، ويمكن تشغيل محطة توليد التوربينات مثل محطة توليد الطاقة الحرارية التقليدية. لا يمتص المهدئ والمبرد المائي الثقيل سوى جزء صغير جدًا من النيوترونات المتولدة أثناء الانشطار ، مما يسمح بتفاعل متسلسل عملي لإنتاج الطاقة على المدى الطويل باستخدام اليورانيوم الطبيعي (0.071٪ يورانيوم -235). يمكن أن تعمل PHWR الحالية بوقود اليورانيوم 235 المخصب قليلاً ، مما يؤدي إلى استخراج إجمالي أكبر للطاقة من الوقود بشكل نسبي.

في باقة مفاعل الماء المغلي (BWR) محطة الطاقة النووية ، يتم تبخير مياه التبريد الأولية جزئيًا في قلب المفاعل نفسه ، ويتم تغذية البخار المتولد هناك مباشرة إلى مولد التوربينات. يكون ضغط التشغيل في المفاعل أقل من ضغط PWRs ، لكن ضغط البخار الذي يتم تغذيته على التوربين مماثل. يكون البخار الذي يتم تغذيته على التوربين مشعًا إلى حد ما ، مما يتطلب بعض الاحتياطات بسبب التلوث المحتمل المنخفض المستوى لنظام التوربينات / مياه التغذية. ومع ذلك ، لم يثبت هذا أنه عامل مهم في تشغيل وصيانة BWRs. في BWRs ، يتأثر التحكم في قدرة المفاعل بكمية البخار في القلب ، ويجب تعويض ذلك عن طريق التحكم المناسب في معدل تدفق المبرد أو إدخالات التفاعلية مع تغيير مستوى طاقة المفاعل.

مفاعلات ماغنوكس، المعروف أيضا باسم المفاعلات المبردة بالغاز (GLRs) ، مغطاة بمعدن اليورانيوم الطبيعي المغطى بالمغنيسيوم. يتم تبريدها بواسطة ثاني أكسيد الكربون عند ضغط معتدل ، ولكنها تولد بخارًا عالي الحرارة نسبيًا ، مما يعطي كفاءة حرارية جيدة. لديهم نوى كبيرة ذات كثافة طاقة منخفضة ، بحيث تكون أوعية الضغط ، التي تعمل أيضًا بمثابة هياكل الاحتواء الوحيدة ، كبيرة أيضًا. كانت أوعية الضغط في مفاعلات Magnox المبكرة من الصلب. في مفاعلات Magnox اللاحقة ، احتوى وعاء خرساني سابق الإجهاد على قلب المفاعل والمبادلات الحرارية التي تعمل على رفع البخار.

المفاعلات المتقدمة المبردة بالغاز (AGRs) استخدام وقود أكسيد اليورانيوم المخصب (2.3٪ U-235). يتم تبريدها بواسطة ثاني أكسيد الكربون عند ضغط أعلى من مفاعلات Magnox ، وقد حسنت نقل الحرارة والكفاءة الحرارية. تسمح كثافة القدرة الأساسية الأكبر في AGRs مقارنة بمفاعلات Magnox بأن يكون مفاعل AGR أصغر وأكثر قوة. كما أن وعاء الضغط الخرساني المُسبَق الإجهاد ، والذي يحتوي على قلب المفاعل والمبادلات الحرارية التي تعمل على رفع البخار ، يعمل أيضًا كهيكل احتواء.

مفاعلات غرافيت الماء الخفيف (LWGRs) هي مزيج من أنظمة الطاقة النووية المختلفة. محطات الطاقة الوحيدة من هذا النوع العاملة اليوم هي مفاعلات RBMK الموجودة في الاتحاد السوفيتي السابق ، أي في روسيا وأوكرانيا وليتوانيا. في مفاعلات RBMK ، يتدفق مبرد الماء العادي لأعلى من خلال قنوات التبريد العمودية (الأنابيب) التي تحتوي على الوقود ، ويغلي داخل القلب. يتم تغذية البخار المنتج في القلب مباشرة إلى مولد التوربينات كما هو الحال في BWR. يعمل وسيط الجرافيت الذي يحيط بقنوات المبرد عند درجة حرارة أعلى بدرجة كافية من درجة حرارة سائل التبريد بحيث تتم إزالة الحرارة المتولدة في الجرافيت عن طريق تعديل النيوترونات بواسطة قنوات المبرد. مفاعلات RBMK كبيرة ولديها العديد من قنوات التبريد (> 1,500).

المفاعلات المولدة السريعة تتطلب (FBRs) تخصيب المواد الانشطارية في نطاق 20٪ ويمكن أن تحافظ على تفاعل سلسلة الانشطار بشكل أساسي عن طريق امتصاص النيوترونات السريعة المنتجة في عملية الانشطار. لا تحتاج هذه المفاعلات إلى وسيط لإبطاء النيوترونات ، ويمكنها استخدام النيوترونات الزائدة لتوليد البلوتونيوم 239 ، وهو وقود محتمل للمفاعلات. يمكنهم إنتاج وقود أكثر مما يستهلكون. بينما تم بناء عدد من هذه المفاعلات لإنتاج الكهرباء في تسعة بلدان حول العالم ، تسببت الصعوبات التقنية والعملية المتعلقة باستخدام المبردات المعدنية السائلة (الصوديوم) ومعدلات الحرارة المرتفعة للغاية في تضاؤل ​​الاهتمام. لا يوجد الآن سوى ثلاثة أو أربعة صغيرة نسبيًا مفاعلات التوليد السريع للمعادن السائلة (LMFBRs) في الخدمة كمنتجي طاقة في العالم ، ينتجون أقل من 1,000 ميغاواط من الطاقة الكهربائية (MWe) ، ويتم التخلص التدريجي من الخدمة تدريجياً. ومع ذلك ، فقد تم تطوير تكنولوجيا مفاعلات التكاثر بشكل كبير وتوثيقها لاستخدامها في المستقبل إذا لزم الأمر.

مناولة الوقود والوقود

عادة ما تسمى العملية التي تبدأ بتعدين خام اليورانيوم الحامل وتنتهي بالتخلص النهائي من الوقود المستخدم وجميع نفايات معالجة الوقود دورة الوقود النووي. هناك العديد من الاختلافات في دورات الوقود ، اعتمادًا على نوع المفاعل المعني وتصميم ترتيبات إزالة الحرارة في قلب المفاعل.

دورات وقود PWR و BWR الأساسية متطابقة تقريبًا ، وتتنوع فقط في مستويات التخصيب والتصميم التفصيلي لعناصر الوقود. الخطوات المتبعة ، عادة في مواقع ومرافق مختلفة ، هي:

  • تعدين اليورانيوم وطحنه لإنتاج الكعكة الصفراء (U3O8)
  • تحويل اليورانيوم إلى سادس فلوريد اليورانيوم (UF6)
  • تخصيب
  • تصنيع الوقود ، والذي يتضمن تحويل اليورانيوم إلى ثاني أكسيد اليورانيوم (UO2) ، وإنتاج الحبيبات بالوقود ، وتصنيع قضبان الوقود بأطوال مساوية لارتفاع قلب المفاعل ، وتصنيع مجموعات الوقود التي تحتوي على حوالي 200 قضيب وقود لكل مجموعة في مجموعة مربعة
  • التركيب والتشغيل في محطة للطاقة النووية
  • إما إعادة المعالجة أو التخزين المؤقت
  • شحن الوقود المستعمل أو نفايات التخصيب إلى مستودع اتحادي / مركزي
  • التخلص النهائي ، والذي لا يزال في مرحلة التطوير.

 

يجب اتخاذ الاحتياطات أثناء هذه العمليات للتأكد من أن كمية الوقود المخصب في أي مكان أقل من تلك التي يمكن أن تؤدي إلى تفاعل سلسلة انشطاري كبير ، باستثناء ، بالطبع ، في المفاعل. ينتج عن هذا قيود على مساحة المواد في التصنيع والشحن والتخزين.

في المقابل ، يستخدم مفاعل CANDU اليورانيوم الطبيعي ، وله دورة وقود بسيطة من تعدين الخام إلى التخلص من الوقود ، والتي لا تشمل الخطوات المتبعة لتوفير التخصيب وإعادة المعالجة. يتم تصنيع وقود CANDU بشكل شبه تلقائي في حزم دائرية بطول نصف متر من 28 أو 37 قضيب وقود تحتوي على UO2 الكريات. لا توجد قيود على المساحة في تصنيع وقود اليورانيوم الطبيعي ، أو في شحن أو تخزين الوقود الجديد أو المستعمل. ظل تجميد وقود CANDU المستخدم والتخلص منه قيد التطوير لمدة 17 عامًا في كندا ، وهو حاليًا في مرحلة الموافقة على المفهوم.

في جميع مفاعلات القدرة العاملة ، باستثناء نوع Magnox ، يكون المكون الأساسي لوقود المفاعل هو حبيبات الوقود الأسطوانية ، المكونة من ثاني أكسيد اليورانيوم (UO2) مسحوق يتم ضغطه ثم تلبيده للوصول إلى الكثافة المطلوبة وخصائص السيراميك. هذه الكريات الملبدة ، والتي يتم غلقها في سبيكة زركونيوم غير ملحومة أو أنابيب من الفولاذ المقاوم للصدأ لإنتاجها قضبان الوقود أو العناصر ، تكون خاملة كيميائيًا فيما يتعلق بتغطيتها عند درجات حرارة وضغوط المفاعل العادية. حتى في حالة تلف الكسوة أو اختراقها وتلامس المبرد مع UO2، تحتفظ هذه المادة الخزفية بمعظم نواتج الانشطار الإشعاعي وتقاوم التدهور الناتج عن ارتفاع درجة حرارة الماء.

تستخدم مفاعلات ماغنوكس وقود اليورانيوم الطبيعي المغطى بالمغنيسيوم ، وتعمل بنجاح في درجات حرارة عالية نسبيًا ، لأن المبرد ، ثاني أكسيد الكربون ، لا يتفاعل مع هذه المعادن في الظروف الجافة.

الهدف الأساسي لتصميم قضبان الوقود في المفاعل النووي هو نقل الحرارة الانشطارية المتولدة في الوقود إلى المبرد ، مع الحفاظ على سلامة قضبان الوقود حتى في ظل أقسى الظروف العابرة. بالنسبة لجميع المفاعلات العاملة ، أظهر الاختبار المكثف للوقود المحاكى في مختبرات نقل الحرارة أنه يمكن استيعاب الحد الأقصى المتوقع لحالة انتقال الحرارة داخل المفاعل مع هوامش أمان كافية من خلال الوقود المحدد المصمم والمرخص للتطبيق.

الوقود الجديد الذي يتم تسليمه من مصنع التصنيع إلى محطة الطاقة ليس مشعًا بشكل كبير ، ويمكن التعامل معه يدويًا أو عن طريق أدوات الرفع / المناولة التي يتم تشغيلها يدويًا ، دون حماية. نموذجي تجميع الوقود بالنسبة لمفاعل PWR أو BWR عبارة عن مجموعة مربعة من حوالي 200 قضيب وقود ، يبلغ طولها حوالي 4 أمتار ويزن حوالي 450 كجم. مطلوب حوالي 200 من هذه التجميعات في مفاعل PWR أو BWR كبير. يتم التعامل مع الوقود بواسطة رافعة علوية ويتم وضعه في رفوف عمودية في منطقة تخزين الوقود الجديدة الجافة. لتركيب وقود جديد في مفاعل الماء الخفيف أثناء الخدمة مثل PWR أو BWR ، يتم إجراء جميع العمليات تحت عمق ماء كافٍ لتوفير الحماية لأي شخص فوق المفاعل. يجب أولاً إزالة الغطاء ذي الحواف لوعاء المفاعل وإخراج بعض الوقود المستخدم (عادةً من ثلث إلى نصف قلب المفاعل) بواسطة الرافعة العلوية ومصاعد مناولة الوقود.

يتم وضع الوقود المستخدم في أماكن تخزين مملوءة بالماء. يمكن إعادة ترتيب مجموعات الوقود المستخدمة الأخرى في القلب في موضعها (تتحرك عمومًا نحو مركز القلب) ، لتشكيل إنتاج الطاقة في المفاعل. يتم بعد ذلك تركيب مجموعات وقود جديدة في جميع مواقع الوقود الشاغرة. قد يتطلب الأمر من 2 إلى 6 أسابيع للتزود بالوقود في مفاعل أكبر ، اعتمادًا على القوة العاملة وكمية الوقود المراد استبداله.

يتم تغذية مفاعل CANDU وبعض المفاعلات المبردة بالغاز بالطاقة بواسطة معدات تعمل عن بعد والتي تزيل الوقود المستخدم وتثبت عناصر أو حزم وقود جديدة. في حالة CANDU ، يكون الوقود عبارة عن حزم بطول نصف متر من قضبان الوقود ، يبلغ قطرها حوالي 10 سم ويزن حوالي 24 كجم. يتم استلام الوقود من الشركة المصنعة في علب تغليف من الورق المقوى وتخزينه في منطقة تخزين وقود جديدة مخصصة ، جاهزة للتحميل في المفاعل. يتم تحميل الوقود بشكل عام في مفاعل عامل على أساس يومي للحفاظ على تفاعل المفاعل. في مفاعل CANDU كبير ، 12 حزمة في اليوم هو معدل التزود بالوقود النموذجي. يتم تحميل الحزم يدويًا على جهاز تحميل وقود جديد والذي بدوره يقوم بتحميل الحزم في ملف آلة التزود بالوقود والتي يتم التحكم فيها عن بعد من غرفة التحكم بالمحطة. لتحميل وقود جديد في مفاعل ، تتم المناورة بآلتين للتزويد بالوقود تعملان عن بعد بواسطة جهاز التحكم عن بعد ويتم ربطهما بنهايات قناة الوقود الأفقية للتزود بالوقود. يتم فتح القناة بواسطة آلات التزود بالوقود من كلا الطرفين بينما يكون نظام التبريد عند ضغط التشغيل ودرجة الحرارة ، ويتم دفع الوقود الجديد في أحد طرفيه ويتم سحب الوقود المستخدم من الطرف الآخر للقناة. عندما يتم تثبيت العدد المطلوب من حزم الوقود ، تتم إعادة تثبيت أختام القناة بواسطة آلة التزويد بالوقود ، وقد تستمر آلات التزود بالوقود في إعادة التزود بالوقود في قناة أخرى أو تفريغ الوقود المستخدم في حجرة تخزين الوقود المستخدم المملوءة بالمياه .

الوقود المستخدم الذي يتم تفريغه من جميع المفاعلات العاملة مشع للغاية ويتطلب التبريد لمنع ارتفاع درجة الحرارة ، ودرع لمنع الإشعاع المباشر لأي كائنات حية حساسة أو معدات قريبة. الإجراء المعتاد هو تفريغ الوقود المستخدم في حوض تخزين المياه مع تغطية 4 أمتار على الأقل من الماء فوق الوقود للحماية. يسمح ذلك بالمراقبة الآمنة للوقود عبر الماء ، والوصول إليه لنقله تحت الماء إلى موقع تخزين طويل المدى.

بعد عام واحد من التفريغ من المفاعل ، سينخفض ​​النشاط الإشعاعي الإجمالي وتوليد الحرارة من الوقود المستخدم إلى حوالي 1٪ من قيمته الأولية عند التفريغ ، وفي غضون 10 سنوات إلى حوالي 0.1٪ من قيمته الأولية عند التفريغ. بعد حوالي 5 إلى 10 سنوات من التفريغ ، انخفض إنتاج الحرارة لدرجة أنه من الممكن إزالة الوقود من حوض المياه وتخزينه في شكل جاف في حاوية مع دوران طبيعي للهواء حول حاوية الوقود. ومع ذلك ، فإنه لا يزال مشعًا تمامًا ، ويلزم حماية إشعاعه المباشر لعدة عقود. من الضروري منع ابتلاع الكائنات الحية لمواد الوقود لفترة أطول بكثير.

لا يزال التخلص الفعلي من الوقود المستخدم من مفاعلات الطاقة في طور التطوير والاعتماد. تتم دراسة التخلص من الوقود المستخدم من مفاعلات الطاقة في الهياكل الجيولوجية المختلفة بشكل مكثف في عدد من البلدان ، ولكن لم تتم الموافقة عليها بعد في أي مكان في العالم. إن مفهوم التخزين في أعماق الأرض في هياكل صخرية مستقرة هو الآن في عملية الموافقة في كندا كطريقة آمنة وعملية للتخلص النهائي من هذه النفايات المشعة عالية المستوى. ومع ذلك ، فمن المتوقع أنه حتى مع الموافقة على المفهوم بحلول عام 2000 ، لن يتم التخلص الفعلي من الوقود المستخدم حتى عام 2025 تقريبًا.

عمليات داخل المصنع

في جميع البلدان الـ 33 التي لديها برامج للطاقة النووية ، هناك هيئات تنظيمية تضع وتنفذ لوائح الأمان المتعلقة بتشغيل المنشآت النووية. ومع ذلك ، فإن مرفق الطاقة الذي يمتلك ويدير منشآت الطاقة النووية بشكل عام هو المسؤول عن التشغيل الآمن لمحطات الطاقة النووية الخاصة به. إن دور المشغل هو في الحقيقة مهمة إدارية لجمع المعلومات والتخطيط واتخاذ القرار ، ولا يتضمن إلا في بعض الأحيان تحكمًا أكثر نشاطًا عندما تتعطل العملية الروتينية. المشغل ليس نظام الحماية الأساسي.

تحتوي جميع محطات الطاقة النووية الحديثة على أنظمة تحكم وأمان أوتوماتيكية موثوقة للغاية ومتجاوبة للغاية تحمي المفاعل ومكونات المحطة الأخرى بشكل مستمر ، وهي مصممة بشكل عام لتكون آمنة من الأعطال عند فقد الطاقة. لا يتوقع من المشغل أن يكرر أو يحل محل أنظمة التحكم والحماية الأوتوماتيكية هذه. ومع ذلك ، يجب أن يكون المشغل قادرًا على إغلاق المفاعل على الفور تقريبًا إذا لزم الأمر ، ويجب أن يكون قادرًا على التعرف على أي جانب من جوانب تشغيل المصنع والاستجابة له ، وبالتالي إضافة إلى تنوع الحماية. يحتاج المشغل إلى القدرة على فهم وتشخيص وتوقع تطور الوضع العام من خلال كمية كبيرة من البيانات التي توفرها أنظمة البيانات والمعلومات الأوتوماتيكية.

يتوقع من المشغل:

  • فهم ماهية الظروف العادية في جميع الأنظمة ذات الصلة بالوضع العام الحالي للمصنع
  • التعرف ، بمساعدة الأنظمة الأوتوماتيكية أو أجهزة المراقبة الخاصة ، عند ظهور ظروف غير طبيعية ، وأهميتها
  • تعرف على كيفية الاستجابة بشكل صحيح لإعادة المحطة إلى التشغيل الطبيعي ، أو إحضار المصنع إلى حالة إغلاق آمنة.

 

يعتمد مدى قدرة المشغل على القيام بذلك على تصميم الماكينة بالإضافة إلى قدرة المشغل وتدريبه.

يجب أن يكون لكل محطة طاقة نووية مشغلون أكفاء ومستقرون ومدربون جيدًا في الخدمة في جميع الأوقات. يخضع المشغلون النوويون المحتملون لبرنامج تدريب شامل ، والذي يتضمن عادةً تدريبًا في الفصول الدراسية والتدريب أثناء العمل في العلوم والمعدات وأنظمة الطاقة والحماية من الإشعاع وسياسات ومبادئ التشغيل. تُستخدم أجهزة محاكاة التدريب دائمًا في تشغيل محطة الطاقة النووية في الولايات المتحدة لتزويد المشغل بخبرة عملية في عمليات المحطة ، أثناء الاضطرابات وفي الظروف غير العادية. تكون الواجهة بين المشغل وأنظمة الطاقة من خلال أجهزة غرفة التحكم. يمكن لأنظمة الأجهزة جيدة التصميم تحسين الفهم والاستجابة المناسبة للمشغلين.

من المعتاد تعيين طاقم التشغيل الرئيسي لمحطة الطاقة النووية عندما لا تزال قيد الإنشاء ، حتى يتمكنوا من تقديم المشورة من وجهة نظر التشغيل ، ويمكنهم تجميع الموظفين الذين سيقومون بتشغيل المحطة وتشغيلها. كما يقومون بإعداد مجموعة شاملة من إجراءات التشغيل قبل تشغيل المحطة والسماح لها بالعمل. يقوم خبراء التصميم والموظفون التنظيميون بفحص هذه الإجراءات للتأكد من اتساق نية التصميم وممارسات التشغيل.

من المتوقع أن يقوم الموظفون بتشغيل المحطة بشكل منهجي وصارم وفقًا لإجراءات التشغيل وتصاريح العمل. يعمل طاقم التشغيل باستمرار لضمان السلامة العامة من خلال إجراء برنامج شامل لاختبار ومراقبة أنظمة السلامة والحواجز الواقية ، ومن خلال الحفاظ على القدرة على التعامل مع أي حالة طارئة في المصنع. حيث قد يتعين على المشغلين اتخاذ إجراءات استجابة لتغيير في حالة المصنع ، هناك إجراءات مكتوبة ومنهجية لتوجيههم وتقديم المعلومات التفصيلية اللازمة للتحكم في المصنع. تتم مراجعة هذه الإجراءات من قبل لجان السلامة في المحطة واللجان التنظيمية.

يتضمن برنامج إدارة سلامة التشغيل المدروس جيدًا ما يلي:

  • معرفة مفصلة بالمجالات الحيوية للسلامة
  • المعايير أو الأهداف التي تحدد الأداء المقبول
  • برنامج لمراقبة الأداء والاستجابة للمشكلات والإبلاغ عن النتائج
  • برنامج مراجعة الخبرة لتحديد الاتجاهات ودرجة الامتثال للمعايير وسبب أي أداء غير مقبول أو متدهور
  • وسيلة لتقييم تأثير التغييرات المقترحة على الأجهزة أو إجراءات التشغيل وتنفيذ التغييرات المتوافقة مع المعيار المقبول.

 

بالإضافة إلى إجراءات التشغيل العادي ، هناك نظام للإبلاغ عن الأحداث في كل محطة طاقة نووية للتحقيق وتوثيق أي أعطال وتدهور في المعدات ، وأوجه قصور في التصميم أو البناء ، وأخطاء التشغيل التي تم الكشف عنها بواسطة أنظمة المراقبة أو الاختبارات والتفتيش المنتظمة. يتم تحديد السبب الأساسي لكل حدث بحيث يمكن تطوير الإجراء التصحيحي أو الوقائي المناسب. تتم مراجعة تقارير الأحداث ، بما في ذلك نتائج التحليل والتوصيات ، من قبل إدارة المحطة وخبراء في السلامة والعوامل البشرية ، والذين عادة ما يتمركزون خارج موقع المحطة.

يعمل نظام الإبلاغ عن الحوادث التابع للوكالة الدولية للطاقة الذرية في جميع أنحاء العالم لاستكمال الأنظمة الوطنية وضمان مشاركة المعلومات بين جميع الدول المشاركة. توفر الرابطة العالمية لمشغلي الطاقة النووية (WANO) أيضًا تبادلًا تفصيليًا للمعلومات على المستوى التشغيلي.

يتم صيانة واختبار المفاعلات النووية وجميع الأنظمة المساعدة والمتعلقة بالسلامة وفقًا لمتطلبات ضمان الجودة على فترات زمنية مخططة ، لضمان الموثوقية طوال فترة خدمتها. بالإضافة إلى المراقبة التلقائية ، هناك اختبارات وتحقيقات يدوية منتظمة للأدلة على ضعف أو فشل أنظمة المعدات. وهي تشمل المراقبة الميدانية المنتظمة والصيانة الوقائية والاختبارات الدورية ودراسة التغيرات في ظروف النبات.

تم وضع أهداف أداء شديدة الصعوبة لأنظمة العمليات والسلامة للحفاظ على المخاطر على الجمهور وموظفي المحطة صغيرة بشكل مقبول. بالنسبة لأنظمة العمليات ، التي تعمل بنشاط أثناء توليد الكهرباء ، تتم مقارنة معدلات الفشل بأهداف الأداء ، مما قد يؤدي إلى تغييرات في التصميم حيث يكون الأداء دون المستوى المطلوب. تحتاج أنظمة السلامة إلى نهج مختلف ، لأنها لا تدخل حيز التشغيل إلا في حالة فشل أنظمة العمليات. تراقب برامج الاختبار الشاملة هذه الأنظمة ومكوناتها ، وتُستخدم النتائج لتحديد مقدار الوقت الذي من المحتمل أن يكون فيه كل منها خارج الخدمة. يتم مقارنة إجمالي الوقت الذي يتم فيه احتساب أنظمة السلامة على أنها خارج الخدمة بمعايير أداء عالية جدًا. إذا تم اكتشاف عيب في نظام أمان ، يتم وضعه في الحال أو يتم إيقاف تشغيل المفاعل.

هناك أيضًا اختبارات مكثفة وبرامج صيانة أثناء فترات الإغلاق الدورية المجدولة. على سبيل المثال ، يتم فحص جميع الأوعية الحاملة للضغط والمكونات ولحاماتها بشكل منهجي بطرق غير مدمرة وفقًا للوائح كود السلامة.

مبادئ السلامة وميزات تصميم السلامة ذات الصلة

هناك أربعة جوانب من تفاعل سلسلة الانشطار والتي يمكن أن تكون خطيرة ولا يمكن فصلها عن استخدام الطاقة النووية لإنتاج الكهرباء ، وبالتالي تتطلب إجراءات أمان:

  1. ينتج عن الانشطار الإشعاعات المؤينة التي تتطلب الحماية من التعرض المباشر للإشعاع.
  2. يتم إنشاء نواتج انشطارية عالية النشاط الإشعاعي ، والتي تتطلب حاويات محكمة لمنع تلوث البيئة الخارجية والابتلاع المحتمل.
  3. تفاعل سلسلة الانشطار هو عملية ديناميكية تتطلب تحكمًا مستمرًا.
  4. لا يمكن إيقاف إنتاج الحرارة على الفور ، حيث يستمر التحلل الإشعاعي في إنتاج الحرارة بعد إنهاء تفاعل سلسلة الانشطار ، مما يتطلب تبريدًا طويل المدى.

 

تمثل متطلبات الأمان التي تتطلبها هذه الخصائص الاختلافات الرئيسية في معدات السلامة واستراتيجية التشغيل في محطة نووية مقارنة بتلك الموجودة في محطة توليد الطاقة التي تستخدم الوقود الأحفوري. تختلف طريقة استيفاء متطلبات الأمان هذه باختلاف أنواع المحطات النووية ، لكن مبادئ الأمان الأساسية هي نفسها في جميع المحطات النووية.

أثناء إجراء الترخيص ، يتعين على كل منشأة نووية إثبات أن الانبعاثات المشعة ستكون أقل من الحدود التنظيمية المحددة ، سواء أثناء ظروف التشغيل العادية أو في حالة حدوث أعطال أو ظروف حادث. الأولوية هي منع الإخفاقات بدلاً من مجرد التخفيف من عواقبها ، ولكن يجب أن يكون التصميم قادرًا على التعامل مع حالات الفشل إذا حدثت ، على الرغم من جميع الاحتياطات. وهذا يتطلب أعلى درجة من ضمان الجودة والتحكم المطبق على جميع المعدات ووظائف التشييد والعمليات. تم تصميم خصائص السلامة المتأصلة وتدابير السلامة الهندسية لمنع الحوادث والسيطرة عليها واحتواء إطلاق المواد المشعة وتقليلها.

على وجه الخصوص ، يجب أن تتطابق سعة توليد الحرارة والتبريد في جميع الأوقات. أثناء التشغيل ، تتم إزالة الحرارة من المفاعل بواسطة المبرد ، والذي يتم ضخه عبر الأنابيب المتصلة بالمفاعل ، ويتدفق فوق سطح تكسية الوقود. في حالة انقطاع التيار الكهربائي عن المضخات أو حدوث عطل مفاجئ في أنابيب التوصيل ، سيتوقف تبريد الوقود ، مما قد يؤدي إلى ارتفاع سريع في درجة حرارة الوقود ، واحتمال فشل تكسية الوقود ، وهروب المواد المشعة من الوقود إلى وعاء المفاعل. إن الإغلاق السريع لتفاعل سلسلة الانشطار ، مدعومًا بالتفعيل المحتمل لأنظمة التبريد الاحتياطية أو الطوارئ ، من شأنه أن يمنع تلف الوقود. يتم توفير تدابير الأمان هذه في جميع المحطات النووية.

حتى عندما يتم إغلاق المفاعل ، فقد يؤدي فقدان التبريد وفشل القدرة الاحتياطية أو التبريد في حالات الطوارئ إلى ارتفاع درجة حرارة الوقود بسبب استمرار الانشطار الناتج عن تسوس إنتاج الحرارة في الوقود ، كما هو موضح في الشكل 2. أثناء التحلل تكون الحرارة 1٪ أو 2٪ فقط من إنتاج الحرارة بكامل الطاقة ، إذا لم تتم إزالتها ، يمكن أن تصل درجة حرارة الوقود إلى مستويات الفشل في غضون دقائق من الفقد الكامل للتبريد. يتطلب مبدأ تصميم أمان محطة الطاقة النووية أن يتم تقييم ومنع جميع الظروف التي قد تؤدي إلى ارتفاع درجة حرارة الوقود وتلف وإطلاق المواد المشعة من الوقود بعناية من خلال أنظمة التحكم والحماية الهندسية.

الشكل 2. تسوس الحرارة بعد إيقاف تشغيل المفاعل

POW040F4

لحماية محطة الطاقة النووية ، هناك ثلاثة أنواع من ميزات الأمان: الخصائص المتأصلة ، والأنظمة السلبية ، والأنظمة النشطة. هذه تستخدم في مجموعات مختلفة في تشغيل المحطات النووية.

خصائص السلامة المتأصلة الاستفادة من قوانين الطبيعة للحفاظ على سلامة محطة الطاقة. هناك خصائص أمان متأصلة لبعض أنواع الوقود النووي ، حيث أنه مع ارتفاع درجة حرارتها ، يتباطأ معدل تفاعل سلسلة الانشطار. هناك خصائص أمان متأصلة في بعض تصميمات أنظمة التبريد حيث يدور المبرد فوق الوقود عن طريق الدوران الطبيعي لإزالة حرارة التسوس بشكل مناسب دون تشغيل أي مضخات. توجد خصائص أمان متأصلة في معظم الهياكل المعدنية تؤدي إلى الخضوع أو التمدد تحت الأحمال الشديدة بدلاً من الانفجار أو الفشل.

ميزات الأمان السلبية تشمل رفع صمامات تصريف الوزن الساكن (الجاذبية) بضغط السائل المراد التخلص منه ، أو في استخدام الطاقة المخزنة في أنظمة حقن سائل التبريد في حالات الطوارئ ، أو في بعض أوعية الاحتواء المصممة لاستيعاب الطاقة الناتجة عن فشل الأنابيب أنظمة التسوس والحرارة اللاحقة.

أنظمة أمان نشطة تشمل جميع الأنظمة التي تتطلب إشارات تنشيط ومصدر طاقة بشكل ما. يمكن للأنظمة النشطة بشكل عام التحكم في نطاق أوسع من الظروف من الأنظمة الكامنة والسلبية ، ويمكن اختبارها دون قيود أثناء تشغيل المفاعل.

يعتمد تصميم الأمان لمحطات الطاقة النووية على مجموعة مختارة من الأنظمة المتأصلة والسلبية والنشطة لتلبية متطلبات الأمان التنظيمية للولاية القضائية التي تقع فيها المحطة النووية. تعد درجة عالية من الأتمتة في الأنظمة المتعلقة بالسلامة ضرورية لإعفاء موظفي العمليات ، قدر الإمكان ، من الحاجة إلى اتخاذ قرارات وإجراءات سريعة تحت الضغط. تم تصميم أنظمة مفاعلات الطاقة النووية للتكيف تلقائيًا مع التغييرات في خرج الطاقة المطلوب ، وعادةً ما تكون التغييرات تدريجية. من المهم بشكل خاص أن تكون الأنظمة المتعلقة بالسلامة قادرة باستمرار على الاستجابة بسرعة وفعالية وموثوقية عند الحاجة. لتحقيق هذا المستوى العالي من الأداء ، يجب أن تمتثل هذه الأنظمة لأعلى معايير ضمان الجودة وأن تكون مصممة وفقًا لمبادئ تصميم السلامة الراسخة المتمثلة في التكرار والتنوع والفصل المادي.

وفرة هو توفير مكونات أو أنظمة فرعية أكثر مما هو مطلوب فقط لجعل النظام يعمل - على سبيل المثال ، توفير ثلاثة أو أربعة مكونات حيث لا يلزم سوى عنصرين ليعمل النظام بشكل صحيح.

تنوع هو توفير نظامين أو أكثر يعتمدان على تصميم مختلف أو مبادئ وظيفية لأداء نفس وظيفة السلامة.

الفصل المادي من المكونات أو الأنظمة المصممة لأداء نفس وظيفة السلامة ، توفر الحماية ضد التلف المحلي الذي قد يضر بطريقة أخرى بأداء أنظمة السلامة.

من الأمثلة الهامة على تطبيق مبادئ تصميم الأمان هذه في إمداد الطاقة الكهربائية في المحطات النووية ، والذي يعتمد على أكثر من اتصال بنظام الطاقة الرئيسي ، مدعومًا في الموقع بالعديد من محركات الديزل التي تعمل بالديزل و / أو توربينات الاحتراق. ، وبواسطة بنوك البطاريات ومجموعات المولدات الكهربائية لضمان إمداد موثوق بالكهرباء للأنظمة الحيوية المتعلقة بالسلامة.

التدبير الوقائي الأساسي ضد إطلاق المواد المشعة من محطة نووية بسيط للغاية من حيث المبدأ: سلسلة من حواجز مانعة للتسرب بين المواد المشعة والبيئة ، من أجل توفير الحماية ضد الإشعاع المباشر واحتواء المواد المشعة. الحاجز الأعمق هو السيراميك أو الوقود المعدني نفسه ، والذي يربط معظم المواد المشعة داخل مصفوفته. الحاجز الثاني هو الكسوة المانعة للتسرب والمقاومة للتآكل. الحاجز الثالث هو الحد الأساسي لتحمل الضغط لنظام التبريد. أخيرًا ، يتم وضع معظم أنظمة الطاقة النووية في هيكل احتواء مقاوم للضغط مصمم لتحمل فشل أكبر نظام للأنابيب داخل واحتواء أي مواد مشعة يتم إطلاقها في الاحتواء.

يتمثل الهدف الأساسي لتصميم أمان محطة الطاقة النووية في الحفاظ على سلامة هذه الحواجز المتعددة من خلال نهج دفاع متعمق يمكن أن يتميز بثلاثة مستويات من تدابير الأمان: تدابير وقائية ووقائية وتخفيفية.

اجراءات وقائية تشمل: تلبية أعلى مستوى من ضمان الجودة أثناء التصميم والبناء والتشغيل ؛ المشغلين المدربين تدريباً عالياً الذين يخضعون لإعادة تدريب دورية ؛ استخدام ميزات السلامة الكامنة ؛ توفير هوامش التصميم المناسبة ؛ إجراء الصيانة الوقائية الدقيقة والاختبار والفحص المستمر وتصحيح أوجه القصور ؛ مراقبة مستمرة تقييمات السلامة الشاملة وإعادة التقييم عند الاقتضاء ؛ والتقييم والتحليل السببي للحوادث والأعطال وإجراء التعديلات المناسبة.

تدابير وقائية تشمل: أنظمة إغلاق سريعة المفعول ؛ صمامات / أنظمة تخفيف الضغط الأوتوماتيكية المستجيبة ؛ دوائر التعشيق للحماية من التشغيل الخاطئ ؛ المراقبة التلقائية لوظائف السلامة الحيوية ؛ والقياس والتحكم المستمر في مستويات الإشعاع والنشاط الإشعاعي للنفايات السائلة حتى لا تتجاوز الحدود المسموح بها.

تدابير التخفيف تشمل: أنظمة تبريد مفاعل الطوارئ ؛ أنظمة مياه التغذية في حالات الطوارئ عالية الموثوقية ؛ أنظمة طاقة طوارئ متنوعة ومتكررة ؛ الاحتواء لمنع تسرب أي مواد مشعة من المحطة ، المصممة لمجموعة متنوعة من الضغوط الطبيعية والاصطناعية مثل الزلازل والرياح العاتية والفيضانات أو اصطدام الطائرات ؛ وأخيراً ، التخطيط لحالات الطوارئ وإدارة الحوادث ، والتي تشمل مراقبة الإشعاع وإبلاغ سلطات السلامة وتقديم المشورة للجمهور والسيطرة على التلوث وتوزيع المواد المخففة.

الأمان النووي لا يعتمد فقط على العوامل التقنية والعلمية ؛ تلعب العوامل البشرية دورًا مهمًا للغاية. يوفر التحكم التنظيمي تحققًا مستقلاً من جميع جوانب الأمان في المحطات النووية. ومع ذلك ، فإن السلامة النووية لا يتم ضمانها في المقام الأول من خلال القوانين واللوائح ، ولكن من خلال التصميم المسؤول والتشغيل وإدارة المرافق ، والتي تشمل المراجعات والموافقات المناسبة من قبل أصحاب المعرفة والسلطة.

وقع حادث المحطة النووية الوحيد الذي كان له عواقب وخيمة للغاية على الجمهور أثناء اختبار قدرة التبريد في تكوين غير عادي في محطة RBMK النووية في تشيرنوبيل بأوكرانيا في عام 1986. وفي هذا الحادث الخطير تم تدمير المفاعل وكمية كبيرة من المواد المشعة. هربت المواد إلى البيئة. وقد وجد لاحقًا أن المفاعل لا يحتوي على نظام إغلاق مناسب وأنه غير مستقر عند طاقة منخفضة. ساهمت نقاط الضعف في التصميم والخطأ البشري والافتقار إلى إدارة المرافق المناسبة في وقوع الحادث. تم إجراء تعديلات على مفاعلات RBMK العاملة المتبقية للتخلص من نقاط الضعف الخطيرة في التصميم ، وتم تحسين تعليمات التشغيل لضمان عدم تكرار هذا الحادث المؤسف.

لقد تم تعلم الكثير من حادث RBMK ومن حوادث المحطة النووية الأخرى الأقل خطورة (مثل حادث Three Mile Island في الولايات المتحدة في عام 1978) ومن العديد من الحوادث والحوادث الصغيرة على مدار أكثر من 30 عامًا من تشغيل محطة الطاقة النووية. هدف المجتمع النووي هو ضمان عدم تعرض أي حادث محطة طاقة نووية للخطر العمال أو الجمهور أو البيئة. إن التعاون الوثيق في إطار برامج مثل أنظمة الإبلاغ عن الحوادث التابعة للوكالة الدولية للطاقة الذرية و WANO ، وتدقيق المجموعات الصناعية والوكالات التنظيمية ، ويقظة مالكي ومشغلي المحطات النووية ، تجعل هذا الهدف أكثر قابلية للتحقيق.

شكر وتقدير: يشكر المحرر تيم ميدلر ومعهد اليورانيوم على توفير المعلومات للجدول 1.


الرجوع

عرض 7552 مرات آخر تعديل يوم الجمعة ، 16 سبتمبر 2011 14:11

"إخلاء المسؤولية: لا تتحمل منظمة العمل الدولية المسؤولية عن المحتوى المعروض على بوابة الويب هذه والذي يتم تقديمه بأي لغة أخرى غير الإنجليزية ، وهي اللغة المستخدمة للإنتاج الأولي ومراجعة الأقران للمحتوى الأصلي. لم يتم تحديث بعض الإحصائيات منذ ذلك الحين. إنتاج الطبعة الرابعة من الموسوعة (4). "

المحتويات

مراجع توليد وتوزيع الطاقة

Lamarre، L. 1995. تقييم مخاطر ملوثات الهواء الخطرة. مجلة EPRI 20 (1): 6.

المجلس القومي للبحوث التابع للأكاديمية الوطنية للعلوم. 1996. الآثار الصحية المحتملة للتعرض للمجالات الكهربائية والمغناطيسية السكنية. واشنطن العاصمة: مطبعة الأكاديمية الوطنية.

الأمم المتحدة. 1995. 1993 الكتاب السنوي لإحصاءات الطاقة. نيويورك: الأمم المتحدة.

معهد اليورانيوم. 1988. سلامة محطات الطاقة النووية. لندن: معهد اليورانيوم.

وزارة الطاقة الأمريكية. 1995. الكهرباء السنوية 1994. المجلد. 1. واشنطن العاصمة: وزارة الطاقة الأمريكية ، إدارة معلومات الطاقة ، مكتب الفحم والنووية والكهرباء والوقود البديل.

وزارة العمل الأمريكية ، إدارة السلامة والصحة المهنية (OSHA). 1994. 29 CFR Part 1910.269، توليد الطاقة الكهربائية ونقلها وتوزيعها: معدات الحماية الكهربائية؛ القاعدة النهائية. السجل الفيدرالي ، المجلد. 59.

إدارة حماية البيئة الأمريكية (EPA). تقرير مرحلي عن ملوثات الهواء الخطرة على المرافق. واشنطن العاصمة: وكالة حماية البيئة.

فيرتهايمر ، إن وإي ليبر. 1979. تكوينات التمديدات الكهربائية وسرطان الطفولة. Am J Epidemiol 109: 273-284.