ส่วนประกอบการทำงานและเชื้อเพลิงของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์

ส่วนกำเนิดพลังงานในโรงไฟฟ้านิวเคลียร์กล่าวโดยกว้างๆ จะประกอบด้วย เชื้อเพลิงนิวเคลียร์ น้ำที่ใช้ระบายความร้อนและเป็นสารหน่วงนิวตรอนด้วย ถังปฏิกรณ์ความดันสูง ระบบควบคุมปฏิกิริยา ระบบควบคุมความปลอดภัยซึ่งช่วยป้องกันและแก้ไขกรณีเกิดเหตุฉุกเฉิน และระบบผลิตไอน้ำ เป็นต้น

เชื้อเพลิงยูเรเนียมที่ใช้ในโรงไฟฟ้านิวเคลียร์โดยปกติจะมีความเข้มข้นของยูเรเนียม-235 ประมาณร้อยละ 2-4 (ที่เหลือเป็นยูเรเนียม-238 ซึ่งไม่สามารถเกิดปฏิกิริยาฟิชชันได้ในสภาวะของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ทั่วไป) ในรูปออกไซด์ของยูเรเนียมโดยได้มาจากการถลุงแร่ยูเรเนียมที่มีอยู่ในธรรมชาติ (ไอโซโทปยูเรเนียมที่มีอยู่ในธรรมชาติประกอบด้วย ยูเรเนียม-235 ประมาณร้อยละ 0.7 และ เป็นยูเรเนียม-238 ประมาณร้อยละ 99.27 ที่เหลือเป็นยูเรเนียม 234 ปริมาณน้อยมาก) แล้วนำมาผ่านกระบวนการเสริมสมรรถนะให้มีปริมาณยูเรเนียม-235 มากขึ้น และหลังจากที่ทำให้อยู่ในรูปของออกไซด์แล้วจะถูกทำให้เป็นเม็ดเล็กๆ บรรจุภายในแท่งโลหะผสมของเซอร์โคเนียม ซึ่งจะถูกนำมารวมกลุ่มกันเป็นมัดเชื้อเพลิงประกอบกันเป็นแกนปฏิกรณ์ภายในถังปฏิกรณ์ที่ทนทานความดันสูง

เชื้อเพลิงยูเรเนียมชิ้นหนึ่ง ขนาดเท่ากับแท่งชอล์กหนักประมาณ 20 กรัมจะให้ความร้อนออกมาเทียบเท่ากับน้ำมันเชื้อเพลิง 1 ตัน สามารถนำไปใช้กับรถยนต์คันหนึ่งได้เป็นเวลานานถึง 1 ปี เมื่อพิจารณาโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ขนาด 1,000 เมกะวัตต์จะใช้ยูเรเนียมประมาณปีละ 27 ตัน ซึ่งสกัดมาจากยูเรเนียมในธรรมชาติประมาณ 160 ตัน ซึ่งสามารถผลิตไฟฟ้าเทียบเท่ากับการใช้น้ำมันประมาณปีละ 2 ล้านตัน หรือถ่านหินประมาณปีละ 2.6 ล้านตัน

ภายในถังปฏิกรณ์ มีน้ำที่อยู่ภายใต้การควบคุมความกดดันสูงบรรจุอยู่เพื่อใช้เป็นตัวระบายความร้อนออกจากแท่งเชื้อเพลิง โดยตรง และยังใช้ประโยชน์เป็นสารหน่วงความเร็วนิวตรอนด้วยเพื่อให้นิวตรอนที่เกิดขึ้นมีความเร็วพอเหมาะที่จะเกิดปฎิกิริยาต่อไปได้ แท่งควบคุมที่ใช้กับปฏิกรณ์แบบน้ำเดือด (BWR)

ปฏิกิริยาฟิชชันในโรงไฟฟ้านิวเคลียร์นั้นควบคุมได้ โดยใช้แท่งควบคุมซึ่งเป็นสารที่มีคุณสมบัติพิเศษในการดูดจับอนุภาคนิวตรอน เช่น โบรอนคาร์ไบด์ ทำหน้าที่ควบคุมให้เกิดปฏิกิริยาฟิชชันเพิ่มขึ้นหรือลดลงตามที่ต้องการ โดยเคลื่อนแท่งควบคุมเข้าออกภายในแกนปฏิกรณ์ตามแนวขึ้นลงเพื่อดูดจับอนุภาคนิวตรอนส่วนเกิน

ชนิดของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์

ปัจจุบันทั่วโลกได้นิยมใช้โรงไฟฟ้านิวเคลียร์ 3 แบบ ได้แก่

1. โรงไฟฟ้านิวเคลียร์แบบความดันสูง (Pressurized Water Reactor (PWR)) โรงไฟฟ้าชนิดนี้น้ำจะถ่ายเทความร้อนจากแท่งเชื้อเพลิงจนมีอุณหภูมิสูงถึงประมาณ 320 องศาเซลเซียสภายในถังขนาดใหญ่ที่อัดความดันสูงประมาณ 15 Mpa (ประมาณ 150 เท่า ของบรรยากาศ) ไว้เพื่อไม่ให้น้ำเดือดกลายเป็นไอ และนำน้ำส่วนนี้ไปถ่ายเทความร้อนให้แก่น้ำหล่อเย็นอีกระบบหนึ่ง (ระบบผลิตไอน้ำซึ่งอาจเรียกว่าเป็นน้ำระบบทุติยภูมิ) ที่ควบคุมความดันไว้ต่ำกว่าเพื่อให้เกิดการเดือดผลิตไอน้ำออกมาเป็นการป้องกันไม่ให้น้ำในถังปฏิกรณ์ (น้ำระบบปฐมภูมิ) ซึ่งมีสารรังสีเจือปนอยู่แพร่กระจายไปยังอุปกรณ์ส่วนอื่นๆ ตลอดจนป้องกันการรั่วของสารกัมมันตรังสีสู่สิ่งแวดล้อม การทำงานของโรงไฟฟ้าชนิดนี้มีความซับซ้อนกว่าโรงไฟฟ้าแบบที่ 2 คือ แบบ BWR และมีข้อด้อยกว่าตรงที่ถังปฏิกรณ์มีราคาสูง เนื่องจากต้องมีระบบป้องกันการรั่วไหลของน้ำระบายความร้อนและอัตราการไหลของน้ำภายในถังสูงในสภาวะความดันและอุณหภูมิสูง เป็นผลให้เกิดปัญหาการสึกกร่อนตามมา

2.โรงไฟฟ้านิวเคลียร์แบบน้ำเดือด (Boiling Water Reactor (BWR)) สามารถผลิตไอน้ำได้โดยตรงจากการต้มน้ำภายในถังซึ่งควบคุมความดันภายใน (ประมาณ 7 Mpa) ต่ำกว่าโรงไฟฟ้านิวเคลียร์แบบแรก (PWR) ดังนั้นความจำเป็นในการใช้เครื่องผลิตไอน้ำและแลกเปลี่ยนความร้อน ปั๊ม และอุปกรณ์ช่วยอื่นๆ ก็ลดลง แต่จำเป็นต้องมีการก่อสร้างอาคารป้องกันรังสีไว้ในระบบอุปกรณ์ส่วนต่างๆ ของโรงไฟฟ้า เนื่องจากไอน้ำจากถังปฏิกรณ์จะถูกส่งผ่านไปยังอุปกรณ์เหล่านั้นโดยตรง

3. โรงไฟฟ้านิวเคลียร์แแบบแคนดู (CANDU หรือ Pressurized Heavy Water Reactor (PHWR)) มีการทำงานคล้ายคลึงกับแบบ PWR แต่แตกต่างกันที่มีการจัดแกนปฏิกรณ์ในแนวระนาบ และเป็นการต้มน้ำภายในท่อขนาดเล็กจำนวนมากที่มีเชื้อเพลิงบรรจุอยู่แทนการต้มน้ำภายในถังปฏิกรณ์ขนาดใหญ่ เนื่องจากสามารถผลิตได้ง่ายกว่าการผลิตถังขนาดใหญ่ โดยใช้ "น้ำมวลหนัก" มาเป็นตัวระบายความร้อนจากแกนปฏิกรณ์ นอกจากนี้ยังมีการแยกระบบใช้น้ำมวลหนักเป็นตัวหน่วงความเร็วนิวตรอนด้วย เนื่องจากมีการดูดกลืนนิวตรอนน้อยกว่าน้ำธรรมดา ทำให้ปฏิกิริยานิวเคลียร์เกิดขึ้นได้ง่าย จึงสามารถใช้เชื้อเพลิงยูเรเนียมที่สกัดมาจากธรรมชาติซึ่งมียูเรเนียม-235 ประมาณร้อยละ 0.7 ได้โดยไม่จำเป็นต้องผ่านขบวนการปรับปรุงให้มีความเข้มข้นสูงขึ้นทำให้ปริมาณผลิตผลจากการแตกตัว (fission product) ที่เกิดขึ้นในแท่งเชื้อเพลิงใช้แล้วมีน้อยกว่าเครื่องปฏิกรณ์แบบใช้น้ำธรรมดาและหากเกิดการรั่วของน้ำระบายความร้อน ก็จะมีการลดของความดันช้ากว่าเนื่องจากท่อระบายความร้อนมีขนาดเล็กกว่านั่นเอง

โรงไฟฟ้านิวเคลียร์แบบแคนดู (CANDU หรือ Pressurized Heavy Water Reactor (PHWR)) ดูรูปขนาดจริง

อย่างไรก็ตาม แกนของเครื่องปฏิกรณ์ชนิดนี้จะมีขนาดใหญ่กว่า 2 แบบแรกและต้องมีการตรวจวัดหลายจุด และใช้ระบบควบคุมปฏิกิริยาหลายอย่างเพื่อป้องกันการเปลี่ยนแปลงการเกิดปฏิกิริยาในแกน และมักมีปัญหาการโค้งงอของท่อบรรจุเชื้อเพลิงเมื่อใช้งานไปนานๆ