در سال ۱۳۵۵ و ۲ سال بعد از تاسیس سازمان انرژی اتمی ایران، این سازمان با بخش تکنولوژی و تحقیقات سازمان انرژی اتمی آلمان‌غربی موافقتنامه‌ای برای همکاری‌های بلند مدت امضا کرد.

در پی آن شرکت کرافت ورک یونیون، یکی از شرکت‌های وابسته به زیمنس آلمان ساخت ۲ واحد نیروگاه اتمی هر یک به توان اسمی ۱۲۹۳ مگاوات و توان خالص ۱۱۹۶ مگاوات را در بوشهر برعهده گرفت.

اما در سال ۱۳۵۷ در شرایطی که حدود ۷۵ درصد از واحد اول و ۶۰ درصد واحد دوم نیروگاه ساخته شده بود با پیروزی انقلاب اسلامی در ایران طرف آلمانی کار بر روی پروژه را متوقف کرد.

ایران از شرکت آلمانی در دادگاه داوری بین‌المللی شکایت کرد و براساس رای ۱۳ مارس سال ۱۹۸۲ دادگاه بین‌المللی، مقرر کرد، کلیه قطعات و دستگاه‌های ساخته شده دو نیروگاه بوشهر تا آن زمان، به اضافه نیمی از سوخت هسته‌ای به مالکیت ایران درآید و پیمانکار موظف شد که این قطعات را به صورت تحویل در بندر بوشهر، به ایران تحویل دهد.

در دهه ۶۰ بار دیگر کار درنیروگاه بوشهر از سر گرفته شد، اما همزمان با حضور کارشناسان آلمانی در نیروگاه، حمله موشکی عراق به بخشی از ساختمان نیروگاه بوشهر، آلمان را از ادامه پروژه منصرف کرد.

در اوایل سال ۱۳۶۸، موافقتنامه همکاری هسته‌ای میان ایرن و روسیه تدوین شد و متعاقب آن در سال ۱۳۷۱ موافقتنامه کاملی از همکاری‌های هسته‌ای ایران و روسیه امضا شد.

در نوامبر ۱۹۹۴ قرارداد تکمیل واحد اول نیروگاه بوشهر ایران و روسیه به امضا رسید. به موجب این قرارداد مقرر شد ساخت نیروگاه تا پایان ۲۰۰۰ به پایان برسد.

این قرار داد در ژانویه ۱۹۹۶ میان سازمان انرژی اتمی ایران و شرکت اتم استوری اکسپورت روسیه اعتبار اجرایی پیدا کرد. طرف روس متعهد شد تا سال ۲۰۰۰ ساخت نیروگاه را به پایان برساند.

مشخصات نیروگاه

ژنراتور نیروگاه اتمی بوشهر از نوع سنکرون سه فاز می‌باشد. سیستم خنک کنندگی در استاتور آب و در روتور و هسته استاتور آن نیز هیدروژن است.

قدرت خروجی آن ۱۰۰۰ مگاوات و دارای دو قطب است. ولتاژ خروجی استاتور آن نیز ۲۷ کیلوولت می‌باشد.

نیروگاه اتمی بوشهر دارای دو پست ۲۳۰ کیلوولت و ۴۰۰ کیلوولت می‌باشد. پست ۴۰۰ کیلوولت از طریق دو خط به پست چغادک و شبکه سراسری متصل می‌گردد و اتصال پست ۲۳۰ کیلوولت به شبکه سراسری توسط دو خط و از طریق پست بوشهر صورت می‌پذیرد.

فرآیند عملیاتی نیروگاه اتمی بوشهر

علیرغم پیچیدگی فناوری یک نیروگاه هسته‌ای از نوع نیروگاه بوشهر، فرآیند تولید انرژی الکتریکی در نیروگاه هسته‌ای را می‌توان 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 می‌پذیرد.


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 مولد‌های بخار منتقل می‌شود. مولد بخار یک مبدل حرارتی است که آب مدار اول درون لوله‌های 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 می‌شود. آب مدار اول پس از خروج از مولد بخار توسط پمپ مدار اول برای برداشت مجدد گرما به راکتور بازگردانده می‌شود.

مدار دوم

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

مدار خنک کننده

برای چگالش بخار خروجی از توربین، آب دریا به عنوان خنک کننده، در یک مدار کاملاً مجزا از مدار دوم توسط پمپ‌های سیرکولاسیون به کندانسور هدایت می‌شود 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 می‌گردد.

نقش اصلی راکتور در نیروگاه هسته‌ای تولید انرژی گرمایی است. فرآیندی که در این راکتور سبب تولید گرما می‌شود شکافت هسته‌ای نام دارد. شکافت، فرآیندی است که در طی آن یک هسته اتم سنگین به دو یا چند هسته کوچک‌تر تبدیل می‌شود و ضمن این عمل مقداری انرژی به صورت گرما و تابش ساطع می‌گردد.

در نیروگاه هسته‌ای با آب سبک، فرایند شکافت غالباً توسط نوترون‌های حرارتی انجام می‌گیرد. هسته اورانیوم ۲۳۵ پس از جذب نوترون ناپایدار شده، به دو یا چند جز به نام شکاف‌پاره تقسیم می‌شود. 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 (نوترون‌های 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 اتم‌های محیط خود به تعادل حرارتی دست یابند؛ یعنی انرژی آن‌ها به چند صدم ev برسد. این عمل در نتیجه برخوردهای متوالی نوترون با هسته اتم‌های هیدروژن مولکول‌های آب درون راکتور صورت می‌گیرد). به این طریق، یک عمل شکافت می‌تواند منجر به شکافت‌های دیگری شود که آن‌ها هم به نوبه خود شکافت‌های دیگری را به دنبال خواهند داشت. به این واکنش که به صورت تسلسلی شکل ادامه می‌یابد، واکنش شکافت زنجیره‌ای گویند. لازم به ذکر است که پایدار ماندن واکنش زنجیره‌ای در قلب راکتور مستلزم وجود جرم بحرانی در قلب راکتور می‌باشد.

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

تنظیم مقدار انرژی آزاد شده در یک راکتور هسته‌ای با تعداد شکافت‌هایی که اتفاق می‌افتد، کنترل می‌گردد. 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 شکافت‌ها نیز کمتر است. یکی از روش‌های رسیدن به چنین کنترلی، این است که ماده‌ای 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 می‌تواند به میزان مطلوب تنظیم شود.

راکتور نیروگاه هسته‌ای 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 ˚C۲۹۱ از طریق ۴ نازل خط سرد (Cold Leg) وارد راکتور می‌شود و پس از برداشت حرارت از قلب راکتور با حرارت ˚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 هسته‌ای 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 پاره‌های شکافت سبک‌تر 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 ۵ - محافظ کانال‌های هادی

۲ - درپوش راکتور ۶ - قلب راکتور

۳ - پوسته اصلی راکتور ۷ - ورودی خنک کننده

۴ - نگهدارنده قلب راکتور ۸ - خروجی خنک کننده



راکتور

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 می‌باشد. مجموعه توربین مذکور تک محوری و هر چهار توربین از نوع دو طرفه متقارن است که در هر طرف دارای پنج ردیف پره می‌باشند. روتور توربین‌های فشار پایین و فشار بالا به روش آهنگری و به صورت یکپارچه و بدون سوراخ مرکزی ساخته می‌شود 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 می‌شود. برای این که این رطوبت به پره‌های توربین فشار ضعیف آسیب نرساند، بخار خشک و مجدداً گرم می‌شود تا به پارامترهای مطلوب دست یابد و پس از آن با فشار bar۸ / ۶ r. به توربین فشار ضعیف هدایت می‌شود، به دنبال آن در کندانسور تغییر حالت داده، طی مراحلی احیا شده (پیش گرم و گاززدایی گردیده و تا C˚ ۲۲۲ گرم می‌شود) و مجدداً به مولدهای بخار باز می‌گردد.

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 می‌باشند. تمام هیترهای احیاء کننده غیر از هیتر فشار پایین شماره چ‌ها ر. و دئراتور، شامل دو پوسته می‌باشند و در دو خط موازی قرار دارند.

ژنراتور

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

پست

نیروگاه اتمی بوشهر دارای دو پست kv۲۳۰ و kv۴۰۰ می‌باشد 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 می‌گردد و پست kv۲۳۰ از نوع AIS (هوا ایزوله کننده بین کنتاکت ها) می‌باشد و اتصال آن به شبکه سراسری توسط دو خط و از طریق پست بوشهر صورت می‌پذیرد.

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

(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 می‌آید، اطلاعات را از سطح میانی دریافت کرده، آن‌ها را بر روی ایستگاه‌های 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 سیستم‌ها و تجهیزات فنی را بر اساس دستورالعمل‌های 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 هسته‌ای به عنوان یکی از رهیافت‌های زیست محیطی باری مقابله با افزایش دمای کره زمین و کاهش آلودگی محیط زیست یاد می‌شود. در حال حاضر نیروگاه‌های هسته‌ای جهان با ظرفیت نصب شده فعلی توانسته اند سالانه از انتشار ۸ درصد از گازهای گلخانه‌ای در فضا جلوگیری کنند.

ساخت و بهره برداری از تأسیسات هسته‌ای 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 نیروگاه‌های 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 می‌باشند، به طوری که در مسیر خروجی آب و گاز به محیط اطراف فیلترهای مختلفی وجود دارد که در آن‌ها اکتیویته به صورت خودکار و پیوسته و همچنین به صورت دستی و دوره‌ای کنترل می‌شوند و تا اکتیویته آن‌ها به حد مجاز قابل خروج نرسد، در محیط رهاسازی نمی‌شوند.

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

در حال حاضر در سراسر دنیا ایمنی نیروگاه‌های هسته‌ای بر پایه «دفاع در عمق» بنا نهاده می‌شود. چنین دیدگاهی طراحان را بر آن وا می‌دارد تا سلسله‌ای از حایل‌های 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 می‌کنند، جلوگیری می‌نماید. این حایل‌ها به ترتیب عبارتند از: شبکه سرامیکی قرص‌های سوخت، غلاف میله‌های 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 قرص‌های سوخت محبوس می‌گردند.

واحد اول نیروگاه هسته‌ای بوشهر از راکتور آب تحت فشار نوع VVER – ۱۰۰۰ مدل V- ۴۴۶ تشکیل یافته که از نظر ساختاری و اساس کار، کاملاً با نیروگاه هسته‌ای چرنوبیل متفاوت بوده و متناظر با نیروگاه‌های هسته‌ای غربی با راکتور PWR می‌باشد 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 زنجیره‌ای شکافت پایا در قلب راکتور می‌گردد.

در صورت به خطر افتادن نیروگاه و پایین آمدن شاخص‌های ایمنی آن، طبق دستورالعمل‌های 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 کانال‌ها کاملاً از همدیگر جدا بوده و مستقل عمل می‌کنند.

وظیفه سیستم‌های ایمنی در هنگام بروز احتمالی حادثه:

۱ - متوقف کردن واکنش زنجیره‌ای 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 زلزله‌ای 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.