نیروگاه هسته‌ای بوشهر

بوشهر
دولت ایران

سال بهره‌برداری:

1390

ظرفیت اسمی:

1024KW

تولید سالانه برق:

5.14MWh

نیروگاه هسته‌ای بوشهر نخستین تأسیسات هسته‌ای تولید برق در ایران و غرب آسیاست که با بهره‌گیری از رآکتور آب فشرده (PWR) و ظرفیت تولید حدود ۱۰۲۴ مگاوات برق طراحی و احداث شده است. پیمانکار اصلی این نیروگاه شرکت روسی «اتم‌استروی‌اکسپورت» از زیرمجموعه‌های روس‌اتم است. این نیروگاه نقش مهمی در تأمین برق پایدار، کاهش مصرف سوخت‌های فسیلی و توسعه فناوری هسته‌ای کشور ایفا می‌کند.

تاریخچه و سیر شکل‌گیری نیروگاه

ایده ساخت نیروگاه هسته‌ای بوشهر به دوران پهلوی بازمی‌گردد. در سال ۱۳۵۵ و دو سال پس از تأسیس سازمان انرژی اتمی ایران، این سازمان با بخش فناوری و پژوهش سازمان انرژی اتمی آلمان غربی توافق‌نامه‌ای برای همکاری بلندمدت امضا کرد. در پی این توافق، شرکت «کرافت‌ورک یونیون» وابسته به زیمنس آلمان مسئولیت ساخت دو واحد نیروگاهی هر یک با توان اسمی ۱۲۹۳ مگاوات (توان خروجی ۱۱۹۶ مگاوات) را در بوشهر بر عهده گرفت.

تا سال ۱۳۵۷، حدود ۷۵ درصد از واحد اول و ۶۰ درصد از واحد دوم نیروگاه ساخته شده بود، اما با پیروزی انقلاب اسلامی، طرف آلمانی پروژه را متوقف کرد. دلایل اعلام‌شده شامل بی‌ثباتی سیاسی، نگرانی از استفاده نظامی از نیروگاه و تأخیر در پرداخت‌های مالی بود.

پس از انقلاب، در اوایل دهه ۱۳۶۰ نگاه غالب حاکمیت نسبت به ادامه پروژه هسته‌ای منفی بود. در جریان جنگ ایران و عراق، تأسیسات نیروگاه بوشهر چندین بار هدف حملات هوایی و موشکی عراق قرار گرفت و آسیب‌هایی به ساختمان‌ها و تجهیزات وارد شد. تلاش مجدد برای ازسرگیری پروژه با حضور کارشناسان آلمانی نیز پس از حمله موشکی عراق متوقف شد.

دولت ایران علیه شرکت آلمانی در دادگاه داوری بین‌المللی شکایت کرد. براساس رأی ۱۳ مارس ۱۹۸۲، کلیه قطعات و تجهیزات ساخته‌شده به‌همراه نیمی از سوخت هسته‌ای به مالکیت ایران درآمد و پیمانکار موظف شد آن‌ها را در بندر بوشهر تحویل دهد.

همکاری با روسیه و تکمیل نیروگاه

در سال ۱۳۶۸ با سفر رئیس‌جمهور وقت، آیت‌الله هاشمی رفسنجانی، به روسیه، زمینه همکاری هسته‌ای میان دو کشور فراهم شد. در سال ۱۳۷۱ توافق‌نامه جامع همکاری هسته‌ای و در سال ۱۳۷۳ قرارداد تکمیل واحد اول نیروگاه بوشهر میان ایران و روسیه امضا شد. به موجب این قرارداد مقرر شد ساخت نیروگاه تا پایان ۲۰۰۰ (۱۳۷۸) به پایان برسد.

بالاخره در سال ۱۳۷۴، قراردادی میان ایران و روسیه برای تکمیل آن به امضا رسید که تکمیل آن تا شهریور ۱۳۹۰ به طول کشید و در دولت دوم محمود احمدی‌نژاد، نیروگاه بوشهر، تولید برق را آغاز کرد. براساس قرارداد، تأمین سوخت نیروگاه با روسیه است و پسماند اتمی آن نیز به روسیه بازمی‌گردد. طبق برنامه، پس از یک سال، بهره‌برداری کامل به متخصصان ایرانی واگذار شد. مبلغ اولیه قرارداد نیز ۱.۲ میلیارد دلار بود که با اصلاحات بعدی افزایش یافت.

مشخصات فنی نیروگاه

رآکتور

رآکتور نیروگاه بوشهر از نوع آب سبک تحت فشار VVER-1000 مدل V-446 با توان حرارتی ۳۰۰۰ مگاوات است. این رآکتور از نظر ساختاری کاملاً متفاوت از رآکتور چرنوبیل بوده و از ایمنی ذاتی مشابه رآکتورهای PWR غربی برخوردار است. بدین معنی که با افزایش قدرت نوترونی رآکتور، دمای آب در آن افزایش یافته که این خود باعث کاهش قدرت نوترونی و مهار واکنش زنجیره‌ای شکافت پایا در قلب رآکتور می‌گردد.

اجزای رآکتور

این رآکتور دارای یک پوسته اصلی از جنس فولاد کربنی با پوشش داخلی فولاد ضدزنگ است. درون این پوسته، اجزای اصلی شامل قلب رآکتور (Core)، سپر حرارتی و نوترونی (Core baffle)، نگهدارنده قلب (Core barrel) و محافظ کانال‌های هادی (Protective Tube Unit) قرار گرفته‌اند و مجموعه توسط درپوش رآکتور (Upper Unit) بسته می‌شود.

آب به‌عنوان کندکننده نوترون و نیز خنک‌کننده، توسط پمپ‌های مدار اول با فشاری معادل ۱۵۷ بار و دمای ۲۹۱ درجه سانتیگراد از طریق چهار نازل خط سرد (Cold Leg) وارد رآکتور می‌شود. این آب پس از جذب حرارت از قلب رآکتور، با دمای ۳۲۱ درجه سانتیگراد از طریق چهار نازل خط گرم (Hot Leg) خارج شده و به‌سمت مولدهای بخار هدایت می‌گردد تا در آنجا حرارت خود را به آب مدار دوم منتقل کند.

سوخت هسته‌ای از نوع دی‌اکسید اورانیوم غنی‌شده با غنای متغیر بین ۱.۶ تا ۴.۰۲ درصد است. این سوخت به شکل قرص‌های استوانه‌ای با قطر ۵۷/۷ میلی‌متر و ارتفاع ۱۲ میلی‌متر تولید شده و درون میله‌های سوخت قرار می‌گیرد. هر مجتمع سوخت از ۳۱۱ میله سوخت با آرایش شش‌ضلعی تشکیل شده و در مجموع ۱۶۳ مجتمع سوخت در کنار هم، قلب رآکتور را می‌سازند. 

مکانیسم تولید گرما مبتنی بر واکنش شکافت هسته‌ای است که در طی آن هسته اورانیوم به عناصر سبک‌تر شکسته شده و انرژی همراه با نوترون‌های جدید آزاد می‌شود تا زنجیره واکنش ادامه یابد. کنترل واکنش هسته‌ای و تنظیم توان رآکتور از دو طریق اصلی انجام می‌شود: استفاده از اسید بوریک محلول در آب به‌عنوان جاذب نوترون، و همچنین میله‌های کنترل که به محرک‌های سیستم کنترل و حفاظت متصل هستند. این میله‌ها با حرکت خود در میان مجتمع‌های سوخت، میزان نوترون‌های موجود را تنظیم کرده و رآکتور را در حالت پایدار و ایمن نگه می‌دارند.

مدارهای عملیاتی

در نیروگاه هسته‌ای، تولید انرژی الکتریکی از طریق سه مدار اصلی به‌هم‌پیوسته انجام می‌شود: مدار اول، مدار دوم و مدار خنک‌کننده. نقش مرکزی رآکتور در این فرایند، تولید انرژی گرمایی از طریق شکافت هسته‌ای است. در این فرایند، هسته اتم‌های سنگین (مانند اورانیوم غنی‌شده) شکافته شده و به هسته‌های کوچک‌تر تبدیل می‌شوند و مقادیر زیادی انرژی به شکل گرما آزاد می‌کنند.

در مدار اول، این گرمای تولید‌شده در رآکتور توسط آبی که در یک مسیر بسته و تحت فشار گردش می‌کند، جذب می‌شود. این آب داغ سپس به‌سمت مولدهای بخار هدایت می‌شود. مولد بخار در واقع یک مبدل حرارتی است که در آن، آب داغ مدار اول از داخل لوله‌ها عبور می‌کند و حرارت خود را به آب مجزای مدار دوم که در اطراف این لوله‌ها جریان دارد، منتقل می‌کند. پس از انتقال گرما، آب مدار اول که اکنون خنک‌تر شده، توسط پمپ‌ها مجدداً به رآکتور بازگردانده می‌شود تا چرخه تبادل حرارت تکرار شود.

در مدار دوم، آبی که در مولد بخار به بخار پر فشار و داغ تبدیل شده است، به‌سمت توربین هدایت می‌شود. انرژی جنبشی این بخار، پره‌های توربین را به حرکت درآورده و انرژی گرمایی به انرژی مکانیکی تبدیل می‌شود. این حرکت چرخشی محور توربین، ژنراتور را به حرکت درآورده و در نهایت انرژی الکتریکی تولید می‌کند. بخار خروجی از توربین که اکنون فشار و دمای آن کاهش یافته، وارد کندانسور می‌شود.

اینجا نقش مدار خنک‌کننده آغاز می‌شود. در کندانسور، بخار خروجی از توربین باید به حالت مایع بازگردد تا بتواند مجدداً به مولد بخار پمپ شود. برای این کار، از یک منبع آب خنک (معمولاً آب دریا یا یک برج خنک‌کننده) استفاده می‌شود. آب خنک‌کننده در یک مدار کاملاً مجزا توسط پمپ‌ها به داخل کندانسور جریان یافته، گرمای بخار را جذب کرده و آن را تقطیر می‌کند.

آب گرم شده خنک‌کننده سپس از طریق یک کانال روباز به طول ۴۰۰ متر و به‌دنبال آن چهار تونل ۱۲۰۰ متری در زیر بستر دریا، در عمق ۷ متری به دریا بازگردانده می‌شود. در همین حال، آب تقطیرشده مدار دوم (حالا به‌صورت مایع) برای تکمیل چرخه، مجدداً به مولد بخار بازمی‌گردد.

به‌این‌ترتیب، چرخه‌ای پیوسته و ایزوله شکل می‌گیرد که در آن انرژی هسته‌ای ابتدا به گرما، سپس به انرژی مکانیکی و در نهایت به انرژی الکتریکی تبدیل می‌شود، درحالی‌که سیال‌های عامل در مدارهای مختلف از یکدیگر جدا نگه داشته می‌شوند تا ایمنی و کارایی فرایند حفظ شود.

برای آشنایی بیشتر انرژی هسته‌ای پیشنهاد می‌کنیم مقاله انرژی هسته‌ای چیست و چگونه تولید می‌شود؟ را مطالعه کنید.

توربین و ژنراتور

مجموعه توربین بخار از نوع K-1000-3000 با سرعت ۳۰۰۰ دور در دقیقه و شامل یک توربین فشار بالا و سه توربین فشار پایین است. ژنراتور از نوع سنکرون سه‌فاز با قدرت خروجی ۱۰۰۰ مگاوات و ولتاژ ۲۷ کیلوولت بوده و استاتور آن با آب و روتور با هیدروژن خنک می‌شود.

مجموعه توربین و ژنراتور روی یک سازه بتنی مستقل نصب شده‌اند که خود این سازه روی فنرهای مخصوصی قرار گرفته تا ارتعاشات ناشی از دورهای بحرانی تجهیزات را خنثی کند. این مجموعه توربوست شامل چهار توربین به‌صورت تک‌محور است: یک توربین فشار بالا و سه توربین فشار پایین. تمامی توربین‌ها از نوع دوطرفه متقارن بوده و در هر سمت دارای پنج ردیف پره هستند. روتور این توربین‌ها به روش آهنگری و به‌صورت یکپارچه و بدون سوراخ مرکزی ساخته می‌شود تا تمرکز تنش کاهش یابد و استحکام افزایش پیدا کند.

سیکل آب و بخار به این شکل عمل می‌کند: بخار تولیدشده در مولدهای بخار با حداکثر رطوبت ۰.۲ درصد و فشار ۵۸.۸ بار وارد توربین فشار بالا می‌شود. پس از انجام کار و کاهش فشار و دما، بخار مرطوب می‌شود. برای جلوگیری از آسیب رطوبت به پره‌های توربین‌های فشار پایین، بخار مجدداً خشک و گرم می‌شود تا به پارامترهای مطلوب برسد. سپس با فشار ۶.۸ بار به توربین‌های فشار پایین هدایت شده و در نهایت پس از عبور از کندانسور، به حالت مایع تبدیل می‌شود.

این واحد دارای یک مدار پیشرفته احیا است که شامل چهار مرحله هیتر فشار پایین، یک دی‌اریتور (هوازدا)، یک مرحله هیتر فشار بالا و پمپ انتقال کندانس است. تمامی هیترها به غیر از دی‌اریتور که از نوع مخلوطی است، از نوع تبادل حرارت سطحی هستند. همچنین، به استثنای هیتر فشار پایین شماره چهار و دی‌اریتور، بقیه هیترها دارای دو پوسته بوده و در دو خط موازی قرار گرفته‌اند. آب تغذیه پس از طی این مراحل احیا، پیش‌گرم و گاززدایی شده و تا دمای ۲۲۲ درجه سانتیگراد گرم می‌شود تا مجدداً به مولدهای بخار بازگردد.

پست و اتصال به شبکه

نیروگاه دارای دو پست ۲۳۰ و ۴۰۰ کیلوولت است. پست ۴۰۰ کیلوولت از نوع GIS و پست ۲۳۰ کیلوولت از نوع AIS بوده و از طریق خطوط انتقال به شبکه برق سراسری کشور متصل می‌شوند.

سیستم‌های کنترل و ایمنی

سیستم کنترل و ابزار دقیق نیروگاه بوشهر از نوع DCS و شامل سه سطح کنترلی بالا (TLSU)، میانی (TPTS) و پایین (سنسورها و عملگرها) است. این سامانه یکی از پیشرفته‌ترین سیستم‌های اتوماسیون صنعتی محسوب می‌شود.

(Top Level System of the power Unit) TLSU از یک شبکه کامپیوتری با سرعت MBit/s۱۰۰ تشکیل شده که بالاترین لایه کنترلی نیروگاه به حساب می‌آید، اطلاعات را از سطح میانی دریافت کرده، آن‌ها را 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 براساس دستورالعمل‌های جاری بهره‌برداری نیروگاه عهده‌دار است. TPTS از طریق Gateway به TLSU متصل شده و تبادل داده می‌کند.

ایمنی نیروگاه بر پایه اصل «دفاع در عمق» طراحی شده و شامل چندین لایه فیزیکی ازجمله قرص سوخت، غلاف میله‌ها، مدار اول، کره فولادی و کره بتنی است. بیش از ۹۸ درصد محصولات شکافت (مواد رادیواکتیو) در داخل شبکه سرامیکی قرص‌های سوخت محبوس می‌گردند. ساختمان رآکتور در برابر زلزله ۸ ریشتری و برخورد مستقیم هواپیماهای بزرگ مقاوم است.

در صورت به خطر افتادن ایمنی نیروگاه، مطابق با دستورالعمل‌های بهره‌برداری، توان رآکتور تا سطح لازم کاهش یافته یا به‌طور کامل خاموش می‌شود تا شرایط به سطح ایمن بازگردد. در حالت بروز حادثه، سیستم‌های ایمنی چهارکاناله فعال می‌شوند. وظیفه اصلی این سیستم‌ها، خاموش کردن سریع رآکتور و خنک‌کردن قلب آن برای دفع حرارت پسماند ناشی از واپاشی مواد شکافت‌پذیر است.

این سیستم‌های ایمنی به دیزل‌ژنراتورهای ویژه‌ای مجهز هستند که در صورت قطع کامل برق نیروگاه (حالت فقدان تغذیه خارجی)، قادر به تأمین برق مورد نیاز برای عملکرد ادامه‌دار سیستم‌های حیاتی خنک‌کننده و کنترل هستند تا از گرمایش بیش‌ازحد قلب رآکتور حتی پس از خاموشی جلوگیری کنند.

نیروگاه هسته‌ای بوشهر و محیط زیست

انرژی هسته‌ای به‌عنوان یکی از گزینه‌های کم‌کربن، نقش مهمی در کاهش انتشار گازهای گلخانه‌ای دارد. نیروگاه‌های هسته‌ای جهان سالانه از انتشار حدود ۸ درصد گازهای گلخانه‌ای جلوگیری می‌کنند.

در نیروگاه بوشهر، تمام خروجی‌های مایع و گازی به‌صورت مستمر پایش می‌شوند و تنها در صورت انطباق با استانداردهای سخت‌گیرانه زیست‌محیطی اجازه تخلیه دارند. دز مجاز دریافتی ساکنان اطراف نیروگاه حداکثر ۱.۵ میلی‌سیورت در سال است که بسیار کمتر از دز طبیعی دریافتی سالانه انسان‌هاست.

توسعه واحدهای دوم و سوم

عملیات ساخت واحدهای دوم و سوم نیروگاه بوشهر از سال ۱۳۹۶ آغاز شده است. ظرفیت هر واحد ۱۰۵۷ مگاوات پیش‌بینی شده و انتظار می‌رود طی سال‌های آینده وارد مدار شوند. با بهره‌برداری از این واحدها، سالانه میلیون‌ها بشکه نفت و میلیاردها مترمکعب گاز صرفه‌جویی شده و از انتشار میلیون‌ها تن آلاینده جلوگیری خواهد شد.

براساس اسناد بالادستی، هدف‌گذاری ایران دستیابی به ظرفیت ۲۰ هزار مگاوات برق هسته‌ای تا افق ۱۴۲۰ است و نیروگاه بوشهر نقش محوری در تحقق این برنامه دارد.

واحد یکم نیروگاه هسته‌ای بوشهر تاکنون ۷۲ میلیارد کیلووات‌ساعت برق به شبکه تزریق کرده و به‌عنوان یکی از نیروگاه‌های فعال با بهره‌وری ۱۰۰ درصد است و هم‌اکنون یکی از ظرفیت‌های مهم تأمین برق پایدار برای کشور محسوب می‌شود.



تصاویر نیروگاه هسته‌ای بوشهر

نیروگاه‌های مشابه

نیروگاه بادی کهک
فعال

تولید سالانه: 180000MW

کهک قزوین

نیروگاه تلمبه‌ای-ذخیره‌ای سیاه‌بیشه
فعال

تولید سالانه: 1500000MW

سیاه‌بیشه مازندران

نیروگاه خورشیدی جرقویه اصفهان
فعال

ظرفیت خروجی: 8.52KW

جرقویه اصفهان

نیروگاه منجیل
فعال

ظرفیت خروجی: 95KW

تولید سالانه: 200MW