مقدمـــــــــــــــــــة
• إن العديد من المفاعلات النووية في العالم تُستخدم للبحث والتدريب واختبار المواد أو إنتاج النظائر المشعة من أجل الاستخدام الطبي والصناعي.
• هذه المفاعلات أصغر بكثير من مفاعلات الطاقة أو تلك التي للمركبات (السفن) الدافعة والعديد من تلك التي في مباني الجامعات.
• يوجد هنالك 283 من هذه المفاعلات تعمل في 56 دولة.
تشكل مفاعلات البحث مدى واسع من المفاعلات النووية التجارية والمدنية التي لا تستخدم عموماً لإنتاج الطاقة. الغاية الأولية لمفاعلات البحث هي التزويد بمنبع (مصدر) للنيترونات من أجل البحث وغايات أخرى.
إن ناتج (مخرج) هذه المفاعلات (حزم النيترونات) يستطيع أن يملك خصائص مميزة مختلفة تعتمد على الاستخدام. وهنالك أيضاً مفاعلات تنسب لهذا النوع صغيرة تملك وظيفة أولية هي إنتاج الحرارة لتوليد الكهرباء.
تُقدر طاقة مفاعلات البحث بالميغا وات الحراري MWth (أو الكيلو وات الحراري KWth)، لكن هنا سنستخدم فقط MW (أو KW). حيث أن المدى الأعظم للطاقة يصل حتى 100 MW ، بالمقارنة مع 3000 MW (يعني 1000 Mwe) من أجل مفاعل طاقة نموذجي. في الحقيقة الطاقة الكلية للمفاعلات البحثية الـ 283 في العالم أكثر بقليل من 3000 MW.
إن مفاعلات البحث أبسط من مفاعلات الطاقة وتعمل على درجات حرارة أخفض، وتحتاج إلى وقود أقل بكثير، وتراكم لنواتج انشطار أقل بكثير عندما يستخدم الوقود، ومن ناحية أخرى يتطلب وقود مفاعلات البحث يورانيوم عالي الإغناء (التخصيب) أكثر، نموذجياً حتى 20% من U235، على الرغم من أن بعضاً من المفاعلات البحثية الأقدم تستخدم 93% من U235. وتنلك أيضاً مفاعلات البحث كثافة طاقية عالية جداً في القلب (المنطقة الفعالة)، الذي يتطلب ميزات تصميمية خاصة. وكمفاعلات الطاقة يحتاج قلب مفاعل البحث للتبريد، وعادة يُتطلب مهدئ لتهدئة النيترونات وتعزيز الانشطاري، وبما أن إنتاج النيترونات وظيفتهم فإن معظم مفاعلات البحث تحتاج أيضاً إلى عاكس لتخفيض فقدان النيترونات من القلب.
أنواع مفاعلات البحث
يوجد تصنيف أوسع بكثير للتصاميم المستخدمة في مفاعلات البحث من تلك التي لمفاعلات الطاقة، حيث أن 80% من محطات العالم هي فقط من نموذجين متشابهين، حيث تملك أيضاً طرق تشغيل مختلفة وإنتاج الطاقة الذي يمكن أن يكون ثابت أو متذبذب.
- التصميم الشائع (67 وحدة) هو نموذج المفاعل ذو البركة the Pool type reactor، حيث القلب عبارة عن تجمع (أو عنقود) من عناصر وقود موضوعة في حوض (بركة) كبير من الماء. وتوجد قضبان التحكم بين عناصر الوقود وكذلك توجد أيضاً قنوات فارغة من أجل المواد التجريبية الشكل (1).
يتضمن كل عنصر عدة صفائح وقودية منحنية مكسوة بالألمنيوم (على سبيل المثال 18 صفيحة) في صندوق عامودي، يقوم الماء بكلٍ من عملي المهدئ والمبرد في المفاعل، ويُستخدم بشكل عام الغرافيت أو البيريليوم كعاكس، مع أن مواداً أخرى يمكن أن تُستخدم أيضاً. وتُوضع ثقوب أو فتحات، لدخول حزم النيترونات، في جدار الحوض.
مفاعل من النوع ذو البركة باستطاعة 1MW ونسبة تخصيب 4% وقضبان (أقلام) الوقود مصنوعة من UO2 مغلفة بالزركالوي.
الشكل (1)
- المفاعل من نوع TRIGA هو تصميم آخر شائع (40 وحدة)(الشكل(2))، حيث يتألف فيه القلب من (60-100) عنصر وقود اسطواني بقطر حوالي 36 mm بكساء (غلاف) من الألمنيوم يُغلف مزيج من وقود اليورانيوم وهدر يد الزركونيوم (كمهدئ)(الشكل(3))، تُوضع هذه العناصر في بركة من الماء ويُستخدم بشكل عام الغرافيت أو البيريليوم كعاكس. هذا النوع من المفاعلات يمكن بأمان أن يًذبذب لمستويات طاقية عالية جداً (على سبيل المثال 25 000 MW) في أجزاء من الثانية. إن وقوداُ في هذا المفاعل يعطي هذا النوع من المفاعلات TRTGA معامل درجة حرارة سلبي قوي جداً، والازدياد السريع في الطاقة يُختصر بسرعة إلى تأثير سلبي لمفاعلية المهدئ الهدريدي.
الشكل(3): عنصر الوقود لمفاعل بحث من النوع TRIGA. الشكل (2): منظر عام لمفاعل بحث من النوع TRIGA .
- تُهدئ تصاميم أخرى بالماء الثقيل أو بالغرافيت (12 وحدة). بضعة من المفاعلات تكون ذات نيترونات سريعة والتي لا تحتاج لمهدئ ويمكن أن تستخدم مزيج من اليورانيوم والبلوتونيوم كوقود.
- المفاعلات المتجانسة لها قلب محتوي على محلول من أملاح اليورانيوم بشكل سائل محتواة في وعاء بقطر حوالي 30 mm. والتصميم البسيط جعلهم رائجات الاستخدام مبكراً، لكن الآن فقط خمسة مفاعلات من هذا النوع تعمل.
تملك مفاعلات البحث مدى واسع من الاستخدامات، تشمل التحليل واختبار المواد وإنتاج النظائر المشعة ومقدرتهم هذه تُطبق في عدة حقول ضمن الصناعة النووية بالإضافة إلى بحوث الاندماج، علوم البيئة، وتطوير المواد المتقدم، وإعداد (تصنيع) العقاقير وفي الطب النووي.
هنالك قوائم أصناف متعددة لتصنيف مفاعلات البحث في الوكالة الدولية للطاقة الذرية IAEA، تشمل 60 من المجموعات الحرجة (عادة عند مستوى طاقة صفر)، 23 مفاعل اختبار، 37 منشآت تدريب، ونموذجين أوليين وواحد لإنتاج الكهرباء. ولكن معظم هذه المفاعلات (حوالي 160) كبيرة من أجل البحث، على الرغم من أن بعضها ينتج نظائر مشعة، وبما أن المنشآت العلمية مكلفة توجّه هذه المفاعلات إلى تلبية عدة أهداف والعديد منها تُشغل لأكثر من ثلاثين سنة.
تملك روسيا معظم مفاعلات البحث (62)، يتبعها الولايات المتحدة (54)، اليابان (18)، فرنسا (15)، ألمانيا (14)، والصين (13) وتملك أيضاً العديد من الدول النامية والصغيرة مفاعلات بحث تشمل بنغلادش، الجزائر، كولومبيا، غانا، جامايكا، ليبيا، تايلاند، وفيتنام. وحوالي عشرين مفاعلاً قد خُطط له أو هو قيد الإنشاء و 361 مفاعل قد أُغلق أو أُوقف نهائياً عن التشغيل، حوالي نصفها في الولايات المتحدة الأمريكية. لقد بُنيت العديد من مفاعلات البحث في عقدي الستينات والسبعينات (1960-1980)، والعدد الأعظمي المُشغل كان في عام 1975، بحوالي 373 مفاعل في 55 دولة.
الاستخدامات
لقد لُؤمت حزم النيترونات بشكل فريد لدراسة بنية وديناميكية المواد على المستوى الذري. وقد استُخدم تشتت النيترونات لفحص عيناتٍ تحت ظروفٍ مختلفةٍ كالتغير في ضغط الخلاء، درجات الحرارة العالية، درجات الحرارة المنخفضة وحقل مغناطيسي منخفض، وبشكل أساسي تحت ظروف عالمية حقيقية.
باستخدام التحليل بالتنشيط النيتروني، من الممكن قياس كميات دقيقة من العناصر، حيث أن الذرات في عينة ما تُجعل نشطة إشعاعياً بواسطة التعريض لنيترونات المفاعل، وعن طريق الإشعاع المميز الصادر عن كل عنصر يمكننا بعدئذٍ من كشف هذه العناصر.
يُستخدم أيضاً التنشيط النيتروني لإنتاج النظائر المشعة، التي تُستخدم بشكل واسع في الصناعة والطب، عن طريق قذف عناصر خاصة بالنيترونات، على سبيل المثال عنصر اليتيريوم 90 (y90)، الذي يكون على شكل كرات مجهرية والتي يُستخدم في علاج سرطان الكبد، يُنتج بقذف y89 بالنيترونات. الاستخدام الأكثر انتشاراً في إنتاج النظائر في الطب النووي هو عنصر التكنيتيوم 99 (Tc99)، والذي هو عبارة عن منتج اضمحلالي للمولبيدنيوم 99، يُنتج بتشعيع وريقة U235 بالنيترونات وبعد ذلك يُفصل المولبيدنيوم عن نواتج الانشطار الأخرى في خلية (حجرة) حارة.
يمكن أن تُستخدم مفاعلات البحث أيضاً من أجل العمليات الصناعية، حيث أن التطعيم التحويلي النيتروني يجعل بلورات السيليكون أكثر ناقلية للكهرباء من أجل الاستخدام في المكونات (الأجزاء) الالكترونية.
في مفاعلات الاختبار، المواد المستخدمة للاختبار والمتعرضة لتشعيع نيتروني كثيف تُدرس لملاحظة التغيرات التي تطرأ عليها، فمثلاً بعض أنواع الفولاذ تصبح هشة (قصفة)، والخلائط التي تقاوم الهشاشة يجب أن تُستخدم في المفاعلات النووية.
كمفاعلات الطاقة النووية، تكون مفاعلات البحث محمية (مصانة) بواسطة الإجراءات الوقائية والفحوصات الأمنية الوقائية للوكالة الدولية للطاقة الذرية، بسبب طاقتهم (كمونهم) لصناعة الأسلحة النووية، حيث أن انفجار الهند عام 1974 كان نتيجة إنتاج البلوتونيوم بكمية كبيرة في مفاعل بحثي غير مراقب (أو مُشرف عليه) دولياً.
الشكل(4): مفاعل البحث TRIGA متعدد الاستخدامات.
الوقود
مجموعات الوقود بشكل نموذجي عبارة عن صفائح أو اسطوانات من خليطة (U-Al) مكسوة بألمنيوم نقي. وهي مختلفة عن الكبسولات (الأقراص) السيراميكية (الخزفية) UO2 المغلفة بطبقة من الزركالوي Zircaloy المستخدمة في مفاعلات في مفاعلات الطاقة.
يُحتاج فقط إلى بضعة كيلو غرامات من اليورانيوم كوقود في مفاعل البحث، ولو بتخصيب أعلى زيادة (بالمقارنة مع (ربما) مئات الأطنان في مفاعل الطاقة). إن اليورانيوم عالي التخصيب HEU (أكبر من 20% من U235) تُخصص له قلوب (مناطق فعّالة) مضغوطة بتدفقات نترونية عالية وأيضاً أوقات أطول بين إعادة الشحن، لذلك استخدمت عدة مفاعلات حتى عقد السبعينات.
لكن فيما يتعلق بالأمن ازداد، وبخاصة منذ أن وضعت عدة مفاعلات بحثية في الجامعات والمواقع المدنية الأخرى لكن بأمنٍ أقل بكثير من مؤسسات الأسلحة العسكرية حيث تتواجد كميات أكبر بكثير من اليورانيوم عالي التخصيب HEU.
إن تحديد التخصيب كان الاهتمام الرئيسي لبرنامج تقدير (تقييم) دورة الوقود النووي الدولية المُرعاة من قبل الأمم المتحدة. ولقد أقيم ذلك البرنامج ليقِ ضد انتشار الأسلحة من وقود HEU والذي يُستخدم بشكل شائع في مفاعلات البحث، وبالتالي فإن التخصيب يجب أن يُخفّض ليس أكثر من 20% من U235، وهذا يتبع مبادرة مشابهة للولايات المتحدة في عام 1978 عندما أطلقت برنامجها لتخفيض التخصيب في مفاعلات البحث والاختبار Reduced Enrichment for Research and Test Reactors (RERTR).
لقد أدت هذه البرامج إلى تطوير وتأهيل لوقود يورانيوم جديد منخفض التخصيب LEU ذو كثافة عالية. كثافة الوقود الأصلية كانت حوالي (1.3-1.7) gr/cm3 من اليورانيوم، تخفيض التخصيب عنى بأن الكثافة يتوجب عليها أن تزداد مبدئياً كان هذا لـ (2.3-3.2) gr/cm3 في نماذج المفاعلات ذات الوقود (U-Al). إن برنامج RERTR تركز على المفاعلات فوق الـ 1 MW التي لها متطلبات وقود ملحوظة (هامة)، حوالي 40 مفاعل بحثي في الولايات المتحدة الأمريكية وخارجها إما حوّلت أو تحوّل إلى وقود ذي إغناء منخفض.
صادرات الولايات المتحدة لـ HEU انخفضت من 700 Kg/year في منتصف السبعينات إلى الصفر عام 1993. ولقد عمل الاتحاد السوفيتي جهوداً مماثلة من عام 1978 وأنتج وقود بكثافة 2.5 gr/cm3 بتخصيب مخفّض من 90% إلى 36%، وتوقفت بشكل كبير صادرات الوقود ذو التخصيب 90% في الثمانينات.
استخدم الجيل الأول من وقود LEU الجديد اليورانيوم والسليكون (U3Si2-Al) بكثافة 4.8 gr/cm3 ، وكانت هنالك اختبارات ناجحة بصفائح وقود (U3Si-Al) حتى كثافة 6.1 gr/cm3 ، لكن تطوير الولايات المتحدة لوقود السيليسيد هذا (silicide fuels) توقف في عام 1989، إن الجهد الدولي في طريقه لتطوير، كفاءة وإجازة (تطوير) الوقود ذي الكثافة العالية، مستند إلى خليطة (U-Mo) المنتشرة في الألمنيوم بكثافة (6-8) gr/cm3، المنظمات الرئيسية العاملة في هذا المجال هي برنامج US RERTR في مختبر آرغونا الدولي ANL منذ عام 1996، مجموعة (U-Mo) الفرنسية (CEA, CERCA, COGEMA, Framatome-ANL and Technicatome) منذ عام 2000، و the Argentine Comision National de Energia Atomica (CNEA).
لقد شُرع بهذا العمل التطويري لتزويد الوقود الذي يمكن أن يتوسع (يمتد) لاستخدام LEU في المفاعلات المتطلبة لكثافات أعلى من المتاح في تشتتات السيليسيد لتأمين الوقود الذي يمكن أن تكون إعادة معالجته أكثر سهولة من النموذج السيليسيدي، الموافقة على هذا الوقود متوقعة في عام 2006.
في روسيا برنامج RERTR الروسي المثيل (المواز) اعتمد مالياً على وزارة الطاقة النووية الروسية MINATOM وبرنامج US RERTR لا يزال يعمل منذ عام 1999 لتطوير وقود (U-Mo) ذو الكثافة (2-6) gr/cm3 من أجل الاستخدام في مفاعلات الاختبار والبحث روسية الصنع.
في مرحلة لاحقة لتطوير وقود (U-Mo)، أجرت ANL اختبار على وقود (U-Mo) في الشكل الموحد، عوضاُ عن تشتت (تبعثر) (U-Mo) في الألمنيوم. إن كثافة اليورانيوم هي 15.6 gr/cm3 وهذا يمكن كل مفاعل بحثي في العالم ليحوّل من HEU إلى LEU، حيث كل الوقود مكسو بالأمنيوم.
الوقود المستهلك
إن وقود (U-Al) يمكن أن تُعاد معالجته في Cogema في فرنسا، ووقود (U-Mo) ربما أيضاً تُعاد معالجته هناك. لكن وقود (U-Si) و TRIGA ليس بسهولة تُعاد معالجته في المنشآت التجارية، على أية حال، على الأقل عنصر مشغل تجاري واحد يؤكد بأن وقود (U-Si) ربما تُعاد معالجته في المحطات الموجودة إذا ما مُدّد (ضُعّف) بكميات ملائمة من أنواع وقود أخرى مثل (U-Al).
فيما يتعلق بالإجابة حول فترة اختزان الوقود البحثي المستهلك حول العالم، أطلقت الولايات المتحدة الأمريكية برنامجاً ليُرجع وقود الولايات المتحدة المستهلك الأصلي من أجل طرحه. وهذا ينتهي في عام 2006، حيث يُتوقع أن يكون وقود (U-Mo) في المتناول.
إن طرح الوقود عالي التخصيب أو حتى المخصب بـ 20% يحتاج إلى عنونة مشاكل الحرجية ومتطلبات استخدام ماصات النيترونات أو تحديده أو انتشاره خارجاً بطريقة ما.
في روسيا البرنامج الثلاثي الموازي التي تشارك فيه الوكالة الدولية للطاقة الذرية والولايات المتحدة يعتزم على نقل 2 tonnes من HEU إلى 2.5 tonnes من LEU وقود مستهلك إلى معقد إعادة معالجة Mayak قرب Chelyabinsk لأكثر من عشر سنوات إلى عام 2012.
برنامج إعادة وقود المفاعلات البحثية الروسية RRRFRT يتصور 38 شحنة على السفن (من كلٍ من الوقود الطازج والمستهلك) من عشر دول خلال (2003-2008)، بعدئذٍ +8 شحنات من ست دول لإزالة كل وقود HEU المفرّغ قبل تحول المفاعل لـ LEU أو الإغلاق.
سبع عشرة دولة تملك مفاعلات بحثية سوفيتية التزويد، وهنالك 25 مثل هذه المفاعلات خارج روسيا، 15 منهم ما زالت مشغلة. فقط ليبيا وكوريا الشمالية معارضة للبرنامج.
والآن إليكم جدولاً بالمفاعلات البحثية ذات وقود اليورانيوم عالي التخصيب HEU في العالم.
النوع الاستطاعة /كيلو واط التخصيب % مصدر الوقود
Argentina pool 500 90 USA
Austria
Triga 250 20-70 USA
Argonaut 10 20-90 USA
Australia heavy water 10,000 60 UK, USA
Belgium tank 100,000 74-93 USA
Canada
pool 5,000 93 USA
Slowpoke 20 (x 3) 93 USA
Chile
pool 2,000 90 France
pool 5,000 20-45 USA
China
Crit fast 0.05 90 China
tank 125,000 90 China
MNSR 27 90 China
pool 5000 90 China
MNSR 30-33 (x 3) 90 China
Czech Rep
tank 10,000 36 Russia
pool 5 36 Russia
France
pool 0.1 90-93 USA
Tank in pool 0.1 3-93 USA, France
Crit fast 3 12-25 USA
heavy water 58,300 93 USA
pool 14,000 93 USA
FBR 563,000 22-28 France
Argonaut 100 93 USA
homogeneous 1 93 USA
Germany pool 4,000 45-93 USA
heavy water 23,000 80-93 USA
pool 10,000 20-93 USA
tank 0.01 36 Russia
Ghana MNSR 30 90 China
Greece pool 5 20-93 USA
Hungary tank 10,000 36 Russia
Israel pool 5,000 93 USA
India
pool 1000 93 UK & France
FBR 40,000 55-70 India
Iran MNSR 30 90 China
Italy Fast source 5 93 USA
Jamaica Slowpoke 20 93 USA
Japan
Argonaut 0.01 90 USA
tank 5000 93 USA
Crit fast 2 20-93 USA, UK
Tank 50,000 20-46 USA
Crit assembly 0.1 45-93 USA
Korea - North pool 8,000 36 Russia
Kazakhstan
pool 6,000 36 Russia
tank 10,000 36 Russia
tank 60,000 90 Russia
Libya pool 10,000 80 Russia
Mexico Triga 1000 20-70 USA
Netherlands
Argonaut 30 90 USA
pool 2000 20-93 USA
Tank in pool 45,000 93 USA
Pakistan MNSR 30 90 China
Poland pool 30,000 36-80 Russia
Portugal pool 1000 93 USA
Romania Triga 14,000 20-93 USA
Russia various (39 units, 12
being over 1 MW) Various Russia
South Africa Tank in pool 20,000 87-93 S.Africa
Sweden pool 1000 93 USA
Switzerland homogenous 2 90 USA
Syria MNSR 30 90 China
UK
Fast burst 0.5 37.5 UK
Pool 100 80 UK
Ukraine tank 10,000 36 Russia
USA various (22 units, 13
being 1 MW or more) Various USA
Uzbekistan tank 10,000 36 Russia
Vietnam pool 500 36 Russia
Yugoslavia heavy water 0.001 Up to 80 Russia
Total 38 countries c 130 units
Taiwan pool 30 93 USA
MNSR= miniature neutron source reactor, Chinese copy of Slowpoke.
منسر: مفاعل ذو مصدر نيتروني منخفض، نسخة صينية من النوع Slowpoke.
crit fast = very low power critical assembly for fast neutrons.
مجموعة حرجة ذات استطاعة منخفضة جداً من أجل النيترونات السريعة.
Data from IAEA: Nuclear Research Reactors in the World, 2000.
Sources: -
IAEA, Nuclear Research Reactors in the World, reference data series #3, Sept 2000.
Research Reactors: an overview, by Colin West, ANS Nuclear News, Oct 1997.
IAEA, Research Reactor Facility Characteristics, 1985.
Research reactors under threat, by W.Krull, Nucl.Eng.Intl. Oct 2000.
O.Bukharin, 2002, Making fuel less tempting, Bull. Atomic Scientists, July-Aug 2002.
Travelli, A 2002, Progress of the RERTR program in 2001.
www.td.anl.gov/Programs/RERTR/RERTR.htmlTravelli, A 2002, Status and Progress of the RERTR Program in the Year 2002, RERTR conference November 2002.
Snelgrove JL 2003, Qualification and Licensing of U-Mo Fuel, RRFM conference, March 2003. NuclearFuel 17/3/03.
