مفاعل نووي عضوي

📅 آخر تحديث: ٣١ يوليو ٢٠٢٦
✍️ نُشر في: ٣١ يوليو ٢٠٢٦
📷 يحتوي على 4 صور
الموسوعة الحرة
محطة بيكوا للطاقة النووية في أوهايو، وهي محطة تجريبية لإعادة التدوير.

المفاعل النووي العضوي أو المفاعل المبرد بالمواد العضوية ( OCR ) هو نوع من المفاعلات النووية التي يكون فيها المبرد الأساسي أو مهدئ النيوترونات سائلاً عضوياً. [ 1 ]

تتميز المبردات العضوية بعدة مزايا مقارنةً بالماء العادي ، منها التشغيل تحت ضغط منخفض، وانخفاض التآكل، إلا أنها تعاني من قابلية الاشتعال والتدهور عند تعرضها لقصف النيوترونات. [ 2 ] تم بناء أربعة مفاعلات تجريبية مبردة بمواد عضوية في منتصف القرن العشرين، لكن هذه التقنية لم تُسوَّق تجاريًا.

مبادئ التصميم

تستخدم المفاعلات العضوية سائلاً هيدروكربونياً عضوياً، مثل تيرفينيل ، لتبريد قلب المفاعل أو لتهدئة النيوترونات. تستخدم العديد من التصاميم المبرد العضوي كمهدئ للنيوترونات، على غرار مفاعل الماء المضغوط (PWR). [ 3 ] : 14 يُعد هذا الحل الأبسط من وجهة نظر البناء والتشغيل، وقد شهد تطوراً ملحوظاً في الولايات المتحدة، حيث كان تصميم مفاعل الماء المضغوط شائعاً بالفعل. [ 3 ] : 8 بدلاً من ذلك، يمكن استخدام مهدئ منفصل مثل الجرافيت ، أو الماء الثقيل كما في مفاعل WR-1 . تشمل المهدئات الأخرى الممكنة البريليوم ، وأكسيد البريليوم، وهيدريد الزركونيوم . [ 3 ] : 8-9

على غرار مفاعل الماء المغلي ، يُمكن أيضاً إنشاء مفاعل تبريد عضوي مغلي، وذلك بفضل حقيقة أن السوائل العضوية المناسبة ترتفع درجة حرارتها تلقائياً عند تمددها وتحولها إلى غاز. [ 3 ] : 9 ويمكن لهذا المفاعل أن يعمل بدورة مباشرة عند ضغط أقل بكثير من ضغط مفاعل الماء المغلي.

المزايا

تتميز المبردات العضوية بنقاط غليان عالية وضغوط بخار منخفضة، مما يسمح بتشغيل المفاعل عند درجات حرارة مماثلة لمفاعلات الماء الخفيف دون الحاجة إلى ضغط عالٍ. [ 4 ] [ 5 ]

يجب إدخال الوقود النووي في أنبوب تغليف لاحتواء نواتج الانشطار الناتجة عنه. ولأن الماء يذيب معظم المعادن الإنشائية، يجب إدخال الوقود في أنبوب تغليف مصنوع من سبيكة الزركونيوم، بينما يُبنى باقي المفاعل من مواد مثل الفولاذ المقاوم للصدأ أو الإنكونيل، وهي مواد مقاومة للتآكل وتأثيرات التقصف النيوتروني . في المقابل، تُعدّ العديد من السوائل العضوية الشائعة أقل تآكلًا للمعادن، مما يسمح بتبسيط تركيبات الوقود وتصنيع أنابيب التبريد من فولاذ كربوني أقل تكلفة. [ 6 ] في معظم الأمثلة، كان الوقود عبارة عن يورانيوم معدني مُغلّف بغلاف بسيط من الفولاذ المقاوم للصدأ أو الألومنيوم.

تتميز بعض المواد العضوية أيضًا بأنها لا تتحول إلى غاز بنفس طريقة الماء، وبالتالي لا يوجد احتمال حقيقي لانفجار بخاري. تشمل مصادر الانفجار المحتملة الأخرى في التصاميم المبردة بالماء تراكم غاز الهيدروجين الناتج عن تسخين غلاف الزركونيوم؛ في حالة عدم وجود هذا الغلاف، أو أي مادة مماثلة في أي مكان في المفاعل، فإن المصدر الوحيد لغاز الهيدروجين في التصميم المبرد بالزيت هو التحلل الكيميائي للمبرد. يحدث هذا بمعدل يمكن التنبؤ به نسبيًا، واحتمال تراكم الهيدروجين ضئيل للغاية. هذا يقلل بشكل كبير من أنظمة الاحتواء المطلوبة. [ 7 ]

العيوب

تُعاني المبردات العضوية من بعض العيوب، منها قدرتها المنخفضة نسبيًا على نقل الحرارة، والتي تُقارب نصف قدرة الماء، مما يستلزم زيادة معدلات التدفق لإزالة نفس كمية الطاقة. [ 3 ] : 14 ومن المشاكل الأخرى ميلها للتحلل عند درجات الحرارة العالية، ولا يُتوقع أن تعمل لفترات طويلة فوق 530 درجة مئوية. [ 3 ] : 13 كما أن العديد من المبردات العضوية قابلة للاشتعال، مما يُثير اعتبارات تشغيلية وأمنية. [ 3 ] : 14

تتمثل إحدى المشكلات الأخرى في أن قدرة المهدئات الزيتية على تهدئة الحرارة تتناقص مع ارتفاع درجة حرارتها. وهذا بدوره يؤدي إلى إبطاء معدل التفاعل الكلي للمفاعل، وبالتالي زيادة تبريده. في العديد من المفاعلات، يُعد معامل درجة الحرارة السالب هذا ميزة أمان مهمة. مع ذلك، في حالة المهدئات الزيتية، يكون معامل درجة الحرارة قويًا جدًا لدرجة أنه قد يُبرد المفاعل بسرعة، مما يُصعّب عملية متابعة الحمل . [ 3 ] : 14

تكمن المشكلة الأكبر بالنسبة لمبردات الهيدروكربونات في تحللها عند تعرضها للإشعاع، والمعروف أيضًا بالتحلل الإشعاعي . وعلى عكس التحلل الحراري، الذي ينتج عنه عادةً هيدروكربونات أخف، فإن نواتج هذه التفاعلات شديدة التباين وتؤدي إلى العديد من نواتج التفاعل المختلفة. كما يتحلل الماء أيضًا بفعل الإشعاع، لكن نواتج التحلل هي الهيدروجين والأكسجين، اللذان يتحدان بسهولة لتكوين الماء مرة أخرى. أما نواتج تحلل الزيوت فلا تتحد بسهولة، ويجب إزالتها. [ 3 ] : 13

حدث نوعٌ من التفاعلات المقلقة بشكلٍ خاص عندما تبلمرت النواتج لتكوين جزيئات طويلة السلسلة. وكان القلق يكمن في أن هذه الجزيئات ستشكل كتلًا كبيرة داخل المفاعل، وخاصةً في حلقات التبريد، مما قد "يؤثر سلبًا بشكلٍ كبير على تشغيل المفاعل". [ 3 ] : 13 وقد أدى تبلمر سائل التبريد الملتصق بغلاف الوقود إلى إيقاف تشغيل مفاعل بيكوا بعد ثلاث سنوات فقط من التشغيل. [ 2 ]

تاريخ

التجارب المبكرة

أُجريت أعمال نظرية مبكرة حول مفهوم التبريد العضوي من قِبل لجنة الطاقة الذرية الأمريكية في مختبر أرغون الوطني بين عامي 1953 و1956. وكجزء من هذا العمل، درست شركة "أجهزة سلامة المناجم" مجموعة متنوعة من المبردات ثنائية الفينيل المحتملة. وفي الفترة من 1956 إلى 1975، أجرت شركة "أيروجيت" دراسات حول معدل "احتراق" المبردات متعددة الفينيل، وفي العامين التاليين، أجرت شركة "هانفورد للمنتجات الذرية" عدة دراسات حول تشعيع متعدد الفينيل. [ 3 ] : 10

بدأت شركة مونسانتو تشغيل حلقة تبريد واحدة في مفاعل بروكهافن لأبحاث الجرافيت عام 1955 لدراسة انتقال الحرارة، وفي عام 1958 بدأت بدراسة إمكانية إعادة تدوير سائل التبريد وإجراء دراسات على حلقات تبريد ثنائي الفينيل المغلي. [ 3 ] : 11 وبدأت هيئة الطاقة الذرية الكندية المحدودة (AECL) دراسات مماثلة في نفس الفترة تقريبًا، بهدف تصميم مفاعل اختبار مستقبلي. [ 3 ] : 11

بدأ برنامج مماثل في المملكة المتحدة في هارويل في خمسينيات القرن الماضي. وسرعان ما ركز هذا البرنامج على أضرار الإشعاع التي تلحق بالمركبات العضوية، وتحديدًا متعددات الفينيل. وفي حوالي عام 1960، بدأت منظمة يوراتوم دراسات حول هذه التصاميم كجزء من مشروعها ORGEL. [ 3 ] : 11 [ 8 ] [ 9 ] وبدأ مشروع مماثل ولكن منفصل في إيطاليا تحت إشراف اللجنة الوطنية للطاقة النووية ، لكن تصميم PRO الخاص بهم لم يُبنَ قط. وبالمثل، تناولت دراسة رئيسية أُجريت في الدنمارك المفاعل المُهدِّئ بالماء الثقيل. [ 3 ] : 11

تجارب رئيسية

كان أول تصميم كامل لمفاعل مُبرّد ومُهدّأ عضويًا هو تجربة المفاعل المُهدّأ عضويًا (OMRE)، الذي بدأ بناؤه في مختبر أيداهو الوطني عام 1955 ووصل إلى مرحلة التشغيل الحرجة عام 1957. استخدم هذا المفاعل ثنائي الفينيل وسانتواكس (الاسم التجاري لمزيج متماثل من تيرفينيل ) كمبرد ومُهدّئ، وكان أداؤه مقبولًا بشكل عام. كان المفاعل تصميمًا منخفض الطاقة للغاية، حيث أنتج 15 ميغاواط حراريًا، وعمل لفترة قصيرة فقط بين عامي 1957 و1963. خلال هذه الفترة، أُعيد بناء قلب المفاعل ثلاث مرات لاختبار أنواع مختلفة من الوقود والمبردات وظروف التشغيل من 260 إلى 370 درجة مئوية. كان من المخطط أن يحل تصميم أكبر بقدرة 40 ميغاواط، وهو المفاعل التجريبي المُبرّد عضويًا بالتيرفينيل (EOCR)، محلّ OMRE. بدأ بناؤه في أيداهو عام 1962، لكن لم يتم تزويده بالوقود أبدًا عندما حوّلت هيئة الطاقة الذرية الأمريكية تركيزها في الغالب إلى مفاعلات الماء الخفيف. [ 2 ]

كان المفاعل الرئيسي التالي نموذجًا تجاريًا أوليًا، وهو محطة بيكوا للطاقة النووية ، التي بدأ بناؤها عام 1963 في بيكوا، أوهايو. وقد مُوِّلَ كمشروع مشترك بين القطاعين العام والخاص كجزء من برنامج عرض مفاعلات الطاقة التابع لهيئة الطاقة الذرية الأمريكية . استخدم هذا المفاعل نفس سائل التبريد سانتواكس المستخدم في مفاعل OMRE الأصلي، ولكنه كان بحجم مفاعل EOCR، حيث أنتج 45 ميغاواط حراريًا و15 ميغاواط كهربائيًا. وكان يعمل بوقود مُخصَّب بنسبة 1.5% مُشكَّل في أنابيب حلقية مُغلَّفة بأغلفة ألومنيوم مُزَعَّدة. لم يعمل المفاعل إلا لفترة وجيزة حتى عام 1966، عندما أُغلِقَ بسبب تراكم طبقات على غلاف الوقود، ناتجة عن سائل التبريد المُتأكسد بفعل الإشعاع. [ 2 ] جُهِّزَ المفاعل لاستقبال قلب ثانٍ لأغراض البحث المستقبلي، ولكن أُلغيَت هذه الخطة عام 1968 بعد إلغاء برنامج HWOCR، وتم إخراج المفاعل من الخدمة بدلًا من ذلك. [ 10 ]

على الرغم من أن العديد من الدول الأوروبية قامت بتطوير تصاميم المفاعلات العضوية، إلا أن الاتحاد السوفيتي وحده هو من بنى مفاعلاً واحداً. كان مفاعل أربوس (АРБУС) مفاعلاً تجريبياً للأبحاث يعمل بالتبريد العضوي، ويشغله معهد أبحاث المفاعلات الذرية . بدأ العمل على مفاعل أربوس (АРБУС) الحراري بقدرة 5 ميغاواط في ميليكيس ، روسيا عام 1963، واستمر تشغيله حتى عام 1979. وقد أنتج المفاعل  طاقة كهربائية قصوى بلغت 750 كيلوواط. [ 6 ] : 333-338. استُخدم مفاعل الأبحاث لدراسة استقرار سائل التبريد، والتحلل الإشعاعي، وتوافق المواد تحت الإشعاع، بالإضافة إلى استخدام الفولاذ الكربوني القياسي في بناء المفاعلات. [ 6 ] [ 11 ] في عام 1979، أُعيد بناؤه باسم AST-1، هذه المرة لإنتاج 12 ميغاواط من حرارة العمليات بدلاً من الطاقة الكهربائية. استمر البرنامج على هذا النحو حتى عام 1988. [ 2 ] ومثل نظرائه الغربيين، حدد البرنامج تدهور سائل التبريد والتحكم في تركيبه الكيميائي كعوامل محددة. [ 4 ] [ 12 ]

كان مفاعل WR-1 الكندي الحراري بقدرة 60 ميغاواط أقوى مفاعلات ONR . وقد بحثت شركة AECL استخدام المبردات العضوية في الجيل التالي من مفاعلات CANDU ، وشغّلت مفاعلًا يعمل بالماء الثقيل المبرد عضويًا لاستكشاف هذا المفهوم. بدأ بناؤه في مختبرات وايتشيل التي أُنشئت حديثًا في مانيتوبا عام 1965، ودخل مرحلة التشغيل الحرجة في أواخر ذلك العام. في منتصف مرحلة البناء، تم التخلي عن هذا المفهوم لاستخدامه في مفاعلات CANDU، إلا أن شركة AECL واصلت تشغيل مفاعل WR-1 لتعزيز البحث في هذه التقنية في أماكن أخرى، ولا سيما لبرنامج HWOCR الأمريكي الكندي. [ 13 ] استخدم مفاعل WR-1 الماء الثقيل كمهدئ والتيرفينيل كمبرد ، ولم يعانِ من مشاكل تحلل المبرد التي لوحظت في التصاميم الأمريكية. حقق مفاعل WR-1 عمليات تشغيل مستدامة وموثوقة لما يقرب من 20 عامًا كمفاعل لاختبار المواد، مع عامل جاهزية بلغ 85%. [ ٢ ] استمر تشغيله حتى عام ١٩٨٥، وبحلول ذلك الوقت كانت شركة AECL قد اعتمدت استخدام الماء الثقيل كمُهدئ ومُبرد، ولم يعد تصميم التبريد العضوي قيد الدراسة للتطوير. [ ١٤ ] يُعتبر عمومًا أنجح مفاعل مُبرد عضويًا.

برنامج المفاعل العضوي المبرد بالماء الثقيل (HWOCR)

كان برنامج المفاعل العضوي المبرد بالماء الثقيل (HWOCR) جهدًا مشتركًا لتطوير المفاعلات بين الولايات المتحدة وكندا في أواخر الخمسينيات والستينيات من القرن الماضي بقيادة هيئة الطاقة الذرية الأمريكية وهيئة الطاقة الذرية الكندية. [ 15 ]

في ذلك الوقت، كانت هيئة الطاقة الذرية قلقة بشأن محدودية إمدادات خام اليورانيوم مقارنةً بالزيادة المتوقعة في الطلب على الطاقة النووية بحلول نهاية القرن. [ 16 ] : 11 وقد دفع هذا القلق إلى إجراء أبحاث حول دورة التوليد وغيرها من الطرق لتوسيع نطاق إمدادات الوقود النووي، مثل استخدام الثوريوم كمادة خصبة. وكانت مفاعلات الماء الثقيل (HWR) قيد الدراسة بالفعل من قبل هيئة الطاقة الذرية نظرًا لكفاءتها العالية في استخدام النيوترونات، وقد تم تصميم برنامج HWOCR لتحسين خصائص تشغيل مفاعلات الماء الثقيل بالاستفادة من الدروس المستفادة من منشأة بيكوا. [ 15 ] : 94 في حين أن مفاعل الماء الخفيف (LWR) كان يستهلك كميات هائلة من خام اليورانيوم كوقود، فإن مفاعلات التوليد السريع (FBR) أو مفاعلات تحويل الثوريوم إلى اليورانيوم عالي التخصيب (HEU ) مثل مفاعل الماء الثقيل (HWR) أو مفاعل التبريد الغازي عالي الحرارة الذي تم اختباره في بيتش بوتوم، ستستخدم كميات أقل بكثير من اليورانيوم إلى حين تطوير مفاعلات التوليد السريع التي تنتج البلوتونيوم أو مفاعلات التوليد بالملح المنصهر باستخدام دورة وقود الثوريوم . [ 16 ] : 15-16 كان مفاعل الماء الثقيل المبرد بالمواد العضوية مرنًا بما يكفي لاستخدام كل من الثوريوم واليورانيوم عالي التخصيب أو اليورانيوم الطبيعي. [ 16 ] : 11

بدأ البرنامج في يناير 1965؛ واختيرت شركتا أتوميكس إنترناشونال وكومبشن إنجينيرينغ للإشراف على المشروع. [ 15 ] وقّعت هيئة الطاقة الذرية الأمريكية اتفاقية مع شركة الطاقة الذرية الكندية المحدودة، تسمح باستخدام مفاعلي WR-1 و NRU وحلقتين اختباريتين في وايتشيل لدعم برنامج HWOCR، بالإضافة إلى تبادل المعلومات بين البلدين حول تقنية OCR. [ 13 ] [ 15 ] تضمن البرنامج تصميم محطة تجارية مرجعية بقدرة 1000 ميغاواط كهربائية، مصممة لتوليد الطاقة وتحلية المياه ، مع خطط لبناء محطة تجريبية أصغر في الولايات المتحدة في أوائل سبعينيات القرن العشرين. [ 15 ] : 96-97 وتصور البرنامج محطة HWOCR تجريبية بقدرة تتراوح بين 300 و500 ميغاواط كهربائية ، مماثلة لوحدات CANDU وLWR المعاصرة في ذلك الوقت. [ 17 ] : I-3 [ 18 ]

صُمم مفاعل HWOCR كمفهوم قابل للتطبيق التجاري على نطاق واسع، يجمع بين تهدئة الماء الثقيل ومبرد سائل عضوي لتحقيق ضغط تشغيل منخفض، وأقل قدر من التآكل والتنشيط، ومستويات إشعاع منخفضة. [ 15 ] : 94-95 وكان من المقرر استخدام قضبان وقود من كربيد اليورانيوم المخصب قليلاً مع غلاف من مسحوق الألومنيوم المتلبد (SAP) ومبرد Santowax-OM. [ 15 ]

أُنهي البرنامج عام 1967 بعد انسحاب الولايات المتحدة لأسباب تتعلق بالميزانية وضغوط سياسية لتوحيد معايير مفاعلات الماء الخفيف، وليس بسبب قصور تقني. كان يُنظر إلى مفاعل الماء الثقيل المنشط (HWOCR) على نطاق واسع على أنه مفهوم ناضج وقابل للتطبيق تجاريًا، إلا أنه توقف قبل بناء محطة طاقة كاملة. وقد صرّح الدكتور تشونسي ستار ، مؤسس معهد أبحاث الطاقة الكهربائية ، عام 1995: [ 19 ]

في عام ١٩٦٧، عندما أوقفت هيئة الطاقة الذرية معظم مشاريع المفاعلات البديلة لأسباب تتعلق بالميزانية، انسحبت الهيئة من جانب واحد من برنامج المفاعلات العضوية المبردة بالماء الساخن المشترك، مما أثار استياء الكنديين. كان تصميم المفاعل جاهزًا للبناء، ويتطلب التزامًا ماليًا كبيرًا. شعرت شركة الطاقة الذرية الكندية (AECL) بالعجز عن تقديم هذا الالتزام بمفردها. كانت هذه نتيجة مؤسفة، إذ أعتقد جازمًا أن التبريد العضوي كان سيفتح المجال أمام مفاعلات أبسط وأكثر أمانًا. أظهرت التجربة في وايتشيل وبيكوا أن المفاعل المبرد بالمواد العضوية كان خاليًا من المشاكل وسهل التشغيل والصيانة بشكل خاص، مقارنةً بالتصاميم الأخرى. على وجه الخصوص، كان مجال الإشعاع حول دائرة التبريد الأولية منخفضًا للغاية، مما يسمح بالتفتيش والصيانة أثناء تشغيل المفاعل. أعتقد أن أهمية البساطة في تفاعلات الإنسان والآلة من أجل تشغيل المفاعلات بشكل اقتصادي وآمن قد تم التقليل من شأنها - من قبل هيئة الطاقة الذرية وخلفائها، ومن قبل الجهات التنظيمية، ومن قبل قطاع الصناعة.

تجدد الاهتمام

على الرغم من العروض التوضيحية الناجحة لمفاعلي أربوس وWR-1، وأعمال التصميم التي أُنجزت لبرنامج HWOCR، إلا أن المفاعلات المبردة بالمواد العضوية لم تحظَ باهتمام يُذكر في الولايات المتحدة بعد إلغاء برنامج HWOCR، وتم تجاهلها إلى حد كبير منذ ذلك الحين. [ 2 ]

أبدى المسؤولون الهنود اهتمامًا دوريًا بإحياء هذا المفهوم. وقد تلقوا في البداية مواد تصميم وحدة كاندو النووية خلال فترة تجربة مفاعل WR-1. [ 7 ] ولخفض تكاليف التشغيل بشكل أكبر، جرت عدة محاولات لإحياء مفهوم مشابه لمفاعل WR-1. ويُعتقد أنه يمكن تطوير نظام لتنقية سائل التبريد العضوي لمعالجة تحلله، وقد بدأت الأبحاث في هذا الصدد. ومع ذلك، اعتبارًا من عام 2026لم يتم بناء أي نظام تجريبي.

الخبرة التشغيلية

الدروس المستفادة من WR-1 وPiqua

المصادر: [ 20 ] [ 5 ] [ 21 ] [ 12 ] [ 22 ]

استخدم المفاعل WR-1 سائلاً عضوياً لنقل الحرارة كمبرد أساسي، مما جنّبه الإجهادات الميكانيكية والتآكل والتقصف التي تُلاحظ في مفاعلات الماء المضغوط (PWR) ومفاعلات الماء المغلي (BWR) ذات الضغط العالي. وقد مكّن هذا المبرد المفاعل WR-1 من الوصول إلى درجات حرارة قريبة من درجة حرارة دورة البخار دون وجود حدود ضغط بين مفاعلات الماء المضغوط ومفاعلات الماء المغلي، وأثبت إمكانية دمج المبرد العضوي في تصميم مفاعل ذي أنبوب ضغط ومُهدَّأ بالماء الثقيل، مع خصائص مستقرة لإزالة الحرارة.

خلال العمليات المستمرة، تعرض المفاعل WR-1 لبعض التحلل الإشعاعي والتدهور الحراري للمبرد العضوي نتيجةً للإشعاع النيوتروني وأشعة غاما والتعرض المطول لدرجات حرارة عالية. كان تنشيط المبرد العضوي بواسطة النيوترونات في المفاعل WR-1 ضئيلاً وغير مؤثر تشغيلياً، بينما ظلت معدلات التآكل في النظام الأساسي منخفضة للغاية بفضل اختيار المواد المناسبة. ونتيجةً لذلك، تركزت المشكلات التشغيلية بشكل أساسي على إدارة كيمياء المبرد وصيانته بدلاً من التدهور الهيكلي لحدود الضغط. أنتجت هذه العمليات هيدروكربونات أخف، وغازات مذابة، ومواد حمضية، ونواتج ثانوية بوليمرية أثقل، مما أدى إلى اسمرار المبرد وتراكم الجسيمات في المضخات والصمامات وأسطح التبادل الحراري. خففت شركة AECL من هذه الآثار من خلال أنظمة تنقية متصلة بالإنترنت، والترشيح، وإعادة تكييف المبرد بشكل دوري، مما حافظ على قابلية تشغيل النظام ضمن الحدود التشغيلية.

أكدت الدراسات الإشعاعية التشغيلية في مفاعل WR-1 أن معدلات الجرعة في نظام التبريد العضوي كانت مدفوعة بشكل رئيسي بتلوث ناتج عن آثار نواتج الانشطار وتراكمها على السطح، وليس بتنشيط النيوترونات للمبرد نفسه. وقد أدى ذلك إلى انخفاض كبير في التعرض للإشعاع أثناء أنشطة الصيانة والتفتيش مقارنةً بأنظمة التبريد الأولية للمفاعلات المبردة بالماء، حيث يُعد المبرد المنشط مساهمًا رئيسيًا في الجرعة الإشعاعية المهنية. وعلى عكس مبردات مفاعلات الماء الخفيف، لم يحتوِ السائل العضوي على الأكسجين أو النيتروجين كمكونات أساسية، مما أدى إلى استبعاد مسارات التنشيط الرئيسية، مثل إنتاج النيتروجين-16، الذي يُسبب معدلات عالية من جرعات أشعة غاما في أنظمة التبريد الأولية لمفاعلات الماء المضغوط ومفاعلات الماء المغلي. علاوة على ذلك، كانت مستويات التريتيوم المقاسة ونواتج التنشيط الأخرى المرتبطة بالمبرد العضوي أقل بكثير من تلك الملاحظة في أنظمة التبريد الأولية لمفاعلات الماء الخفيف.

على الرغم من أن مفاعل WR-1 شهد ثلاث حالات تسرب موثقة لسائل التبريد خلال فترة تشغيله التي امتدت لما يقارب 20 عامًا، إلا أن هذه الحوادث كانت أشبه بتسربات الهيدروكربونات التقليدية وليست حالات طوارئ إشعاعية، حيث لم يصبح سائل التبريد مشعًا بشكل ملحوظ. وشملت الإجراءات التصحيحية احتواء سائل التبريد أو استعادته، وتنظيف الرواسب في المناطق المتضررة، وإجراء تحسينات ميكانيكية وإجرائية لمنع تكرارها. وفي جميع الحالات، تم التعامل مع الحوادث على أنها مشكلات تسرب كيميائي وليست أحداثًا تتعلق بالسلامة النووية، مما يُظهر فرقًا جوهريًا بين سلوك سائل التبريد العضوي وسيناريوهات الحوادث التقليدية في المفاعلات المبردة بالماء.

أثبت مفاعل WR-1 إمكانية تشغيل المبردات العضوية بأمان وكفاءة مع نقل حراري مستقر عند تصميم المفاعل خصيصًا لها. أما مفاعل بيكوا، فلم يفشل بسبب خلل جوهري في مفهوم المبرد، بل بسبب عدم توافق بنية نظام المفاعل مع متطلبات الأداء التشغيلي للمبرد. وبمصطلحات تصميم المفاعلات الحديثة، قدم مفاعل WR-1 برهانًا على صحة المفهوم، بينما أظهر مفاعل بيكوا سوء تطبيقه.

عمل مفاعل WR-1 بكفاءة عالية بفضل التوافق التام بين تصميم المفاعل، ونطاق التشغيل، وأداء سائل التبريد من خلال أنظمة التحكم الكيميائية، منذ البداية. فمن خلال الجمع بين سائل تبريد عضوي منخفض الضغط وتكوين أنابيب ضغط مشابه لمفاعل كاندو، بالإضافة إلى استخدام الماء الثقيل للتهدئة، استطاعت شركة AECL الجمع بين مزايا سائل التبريد - الضغط المنخفض، والاستقرار الحراري، والحد الأدنى من التآكل - ونظام لا يعتمد على أحمال ميكانيكية عالية. لقد كان هذا توافقًا مثاليًا بين أداء سائل التبريد التشغيلي وبنية نظام المفاعل.

على النقيض من ذلك، استخدمت محطة بيكوا [ 23 ] [ 24 ] مُبرِّدًا ومُهدِّئًا عضويًا رديئًا ذي خصائص انصهار/انسكاب ضعيفة في مفاعل مُصمَّم على غرار مفاعلات الماء الخفيف ( LWR ) أكثر من مفاعل WR-1، مما أدى إلى مشاكل تلوث مزمنة، ومخاطر في التعامل مع المُبرِّد، وأعباء صيانة لم تُصمَّم المحطة لتحمُّلها. تُعدّ هذه الخيارات التصميمية السبب الرئيسي وراء ضعف أداء بيكوا. فبينما أثبتت WR-1 جدوى التبريد العضوي كمفهوم موثوق للغاية لتوليد الطاقة النووية، أوضحت بيكوا أنه لا يُمكن ببساطة التعامل مع المُبرِّد كبديل للماء في تصميم معماري قائم للمفاعل.

معاييرWR-1 (كندا)

حالة نجاح

بيكوا (الولايات المتحدة الأمريكية)

حالة الفشل

التصميم المناسبتصميم مشابه لتصميم كاندو يطابق سائل التبريد مع نطاق التشغيلاختيار سائل تبريد عضوي رديء لا يتناسب مع نطاق التشغيل
العمليات1966-1986 (20 عامًا)1963-1966 (3 سنوات)
القدرة الناتجة60 ميغاواط حراري45 ميغاواط حراري
سائل تبريد عضويHB-40سانتواكس أو إم بي
المشرفالماء الثقيلسانتواكس أو إم بي
نقطة انصهار/انسكاب سائل التبريد-24 درجة مئوية85 درجة مئوية
التحكم في كيمياء سائل التبريدأنظمة تنقية وترشيح مخصصة ومراقبة سائل التبريدعدم كفاية إدارة المواد الكيميائية وقدرة تنظيف سائل التبريد
الأداء التشغيليتم تحقيق موثوقية عالية وأداء تشغيلي مستدام مع عامل توافر يزيد عن 85%أدت مشاكل الموثوقية والتلوث، وارتفاع أعباء الصيانة، وضعف التوافر إلى إيقاف التشغيل المبكر
توافق نظام التبريد مع نظام المفاعلأدى استخدام السوائل العضوية مع عمليات الضغط المنخفض إلى أداء تشغيلي عالي الموثوقيةأدى سوء اختيار سائل التبريد/المهدئ العضوي في تصميم مستوحى من مفاعلات الماء الخفيف إلى مشاكل تشغيلية مستمرة

تسرب سائل التبريد

وقعت ثلاث حوادث تسرب في محطة WR-1 على مدار عمرها الذي امتد 20 عامًا: [ 25 ] [ 26 ] [ 27 ]

  1. أغسطس 1967: حدث تسرب صغير في أنبوب مبادل حراري، مما أدى إلى تسرب حوالي 300 لتر من سائل التبريد العضوي إلى نهر وينيبيغ عبر نظام تصريف المياه الخارجة من المحطة. وقد دفع هذا الحادث إلى إجراء تغييرات في التصميم والتشغيل، مثل إضافة صمامات وأنظمة إنذار للمساعدة في منع تكرار مثل هذه الحوادث.
  2. يناير - مايو 1977: حدث تسربٌ طويل الأمد بكميات قليلة على مدى عدة أشهر، قُدِّر أنه أطلق حوالي 1450  كيلوغرامًا من سائل التبريد العضوي في نهر وينيبيغ. وقدّرت شركة الطاقة الذرية الكندية (AECL) أن ما بين 900 و1100  كيلوغرام من هذا المنتج استقر في رواسب قاع النهر حتى مسافة  كيلومتر واحد تقريبًا أسفل نقطة تصريف المحطة، مع وجود كميات ضئيلة على ضفتي النهر في اتجاه مجرى النهر. وعُزي السبب إلى تسربات بطيئة من دوائر التبريد الرئيسية وليس إلى تمزق واحد. وقد أدى ذلك إلى اتخاذ تدابير تصحيحية لمعالجة موانع التسرب المتضررة في نظام التبريد لمنع حدوث تسربات مستقبلية.
  3. نوفمبر 1978 (بدون بيان): تسبب عطل في إحدى المضخات بتسرب سائل تبريد عضوي يُقدر بـ 3270  كيلوغرامًا داخل أنظمة المصنع. وخلافًا للحوادث السابقة، لم يُصرّف أي سائل تبريد مباشرةً في نهر وينيبيغ. وقد تم استعادة معظم سائل التبريد المتسرب، واحتوائه، وتخزينه في الموقع، كما تم تعديل إجراءات التشغيل للمساعدة في منع تكرار ذلك.

على الرغم من رصد الرواسب، أظهرت عينات مياه النهر عمومًا مستويات من سائل التبريد العضوي أقل من حدود الكشف التحليلي، مما يشير إلى انتشار محدود للملوثات الذائبة في الماء. ولم تُظهر العينات البيولوجية المأخوذة خلال المتابعة أي تلوث داخلي أو ارتفاع في معدل الوفيات يُعزى إلى مخلفات سائل التبريد العضوي من محطة WR-1. علاوة على ذلك، خلصت مراجعات متعددة الجهات - بمشاركة وزارة البيئة الكندية ووزارة الصحة الكندية - إلى أن مياه النهر الواقعة أسفل موقع محطة WR-1 تفي بالمعايير الكندية لمياه الشرب، دون وجود أي دليل على أن تصريفات سائل التبريد تُشكل مخاطر صحية بشرية قابلة للقياس. في عام 2006، قامت شركة AECL بتحليل عينات لبية من رواسب النهر في مناطق أسفل الموقع حيث وُجدت رواسب من المصب. وخلصت الشركة إلى عدم وجود أي تلوث في رواسب النهر من شأنه أن يكون له تأثير بيئي أو يؤثر على صحة الإنسان. [ 25 ] [ 26 ] [ 27 ]

أهم النقاط التشغيلية لـ WR-1

احتوى المبرد العضوي WR-1 على الكربون والهيدروجين فقط، ولم يكن مُعدِّلاً للنيوترونات، ولذلك كانت نواتج تنشيط النيوترونات ضئيلة، وقصيرة العمر، وغير ذات أهمية تشغيلية، مما جعل سلوك المبرد كيميائيًا وليس إشعاعيًا في كلٍّ من التشغيل الروتيني وحالات التسرب. ولهذا السبب، تصرفت حوادث تسرب WR-1 على أنها انبعاثات كيميائية وليست حوادث إشعاعية. وخلصت التقييمات البيئية التي أعقبت تسربات المبرد إلى أن المخاطر الرئيسية كانت كيميائية وليست إشعاعية، ولم تكن هناك حاجة إلى إجراءات الاستجابة للطوارئ المعتادة في حالات تسرب الماء المنشط في مفاعلات الماء المضغوط/مفاعلات الماء المغلي. وقد أشارت هيئة الطاقة الذرية الفرنسية (AECL) مرارًا وتكرارًا إلى هذا التمييز باعتباره سمة تشغيلية مواتية لأنظمة المفاعلات المبردة بالمواد العضوية.

قائمة المفاعلات النووية العضوية

من شيرفان، كوروش، وإريك فورست. "تصميم مفاعل نووي عضوي مبسط." [ 2 ]

اسمدولةفترة التشغيلسائل التبريد/المنظمقوةوقود
تجربة المفاعل العضوي المعتدلالولايات المتحدةالولايات المتحدة1957-1963سانتواكس15 ميغاواطسيرميت من النوع الصفيحي (اللب 1-3) سبيكة U-3.8 Mo-0.2 Al (اللب 4)
محطة بيكوا للطاقة النوويةالولايات المتحدةالولايات المتحدة1963-1966سانتواكس11 ميغاواطسبيكة U-3.5 Mo-0.2 Al/Si الحلقية
مفاعل أربوسالاتحاد السوفياتيالاتحاد السوفياتي1963-1979 (NPS) 1979-1988 (AST-1)وقود الديزل750 كيلوواط كهربائي (NPS) 12 ميغاواط حراري (AST-1)سيرميت أنبوبي سداسي الشكل من نوع الصفيحة المعدنية UAl (NPS) (AST-1)
WR-1كنداكندا1965-1985سائل تبريد HB-40 ، مُعدِّل D2O60 ميغاواطجامعة كاليفورنيا

مراجع

  1. ↑ ستار، تشونسي، "المبردات العضوية في مفاعلات الطاقة". معاملات الجمعية النووية الأمريكية، المجلد 15، 1971
  2. 1 2 3 4 5 6 7 8 شيرفان، كوروش؛ فورست، إريك (أغسطس 2016). "تصميم مفاعل نووي عضوي مبسط" . الهندسة النووية والتكنولوجيا . 48 (4): 893-905 . Bibcode : 2016NuEnT..48..893S . doi : 10.1016/j.net.2016.02.019 . hdl : 1721.1/117025 .
  3. 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 ستيفنسون، سي إي؛ وآخرون . (1961-05-01). المفاعلات النووية العضوية: تقييم لبرامج التطوير الحالية . ANL-6360 تكنولوجيا المفاعلات (تقرير فني). مختبر أرغون الوطني. doi : 10.2172/4822394 . OSTI 4822394 .  
  4. 1 2 تكنولوجيا المفاعلات المبردة بالمواد العضوية التابعة للوكالة الدولية للطاقة الذرية. سلسلة التقارير الفنية رقم 61، فيينا، 1966.
  5. 1 2 ويب، جي جي "تطوير أنظمة المفاعلات المبردة بالمواد العضوية في كندا". مراجعة الهندسة النووية ، المجلد 7، العدد 3، 1968.
  6. 1 2 3 تسيكانوف، ف. أ. وآخرون (1981). "محطة تجريبية لتزويد الطاقة الحرارية النووية تعتمد على مفاعل أربوس". الطاقة الذرية السوفيتية . 50 (6). doi : 10.1007/bf01126338 . ISSN 0038-531X . S2CID 93462910 .   
  7. 1 2 بارثاساراثي، ك.س. (5 سبتمبر 2008). "المفاعل العضوي المبرد المنسي منذ زمن طويل" . تريبيون إنديا . مؤرشف من الأصل في 23 أكتوبر 2012. تم الاطلاع عليه في 2 مارس 2026 .
  8. ↑ خدمات معلومات الجماعة الأوروبية (2 يناير 1962). "يوراتوم تُحرز تقدماً في برنامج أورجل. خدمة معلومات الجماعة الأوروبية، 2 يناير 1962" . تم الاطلاع عليه بتاريخ 30 نوفمبر 2018 .
  9. ↑ ليني، جيه سي؛ أورلوفسكي، إس؛ شارو، جيه سي؛ لافونتين، إف. (1962). أورجيل - تصميم مفاعل طاقة أوروبي (ملف PDF) . يوراتوم.
  10. ↑ كونغرس الولايات المتحدة (30 يناير 1968). تشريع هيئة الطاقة الذرية المُجيز، السنة المالية 1969. واشنطن العاصمة، ص 471. تاريخ الاطلاع: 6 مارس 2026. تُجري الهيئة حاليًا عملية إنهاء عقد تشغيل مشروع مفاعل بيكوا. وقد ساهمت عدة عوامل في هذا القرار، منها: ازدياد حاجة البرامج ذات الأولوية الأعلى إلى الموارد المتاحة (القوى العاملة والتمويل)؛ وقلة الاهتمام البرامجي منذ التوقف التدريجي عن دعم المفاعلات المبردة والمُعدلة بالمواد العضوية ومفهوم مفاعل الماء الساخن المُبرد والمُعدل؛ والمشاكل التقنية التي لا تزال تُؤخر إعادة تشغيل المحطة؛ واستبعاد شراء المدينة للمحطة. وكان من المُقرر أن ينتهي العقد الحالي في فبراير 1969. {{cite book}}: CS1 maint: موقع الناشر مفقود ( رابط )
  11. ^ تسيكانوف، فيرجينيا؛ وآخرون . (1980). """"""""""""""""""""""""" من أوكرانيا"" РЕАКТОРОМ" [ خبرة في تشغيل محطة للطاقة النووية بمفاعل عضوي عضوي ] (PDF) . Научно-исследовательский институт атомный ракторов [ معهد أبحاث المفاعلات الذرية ] (بالروسية) . تم الاسترجاع بتاريخ 2026-03-02 . 
  12. 1 2 مراجعة الوكالة الدولية للطاقة الذرية لتجربة التشغيل مع المفاعلات المبردة بالمواد العضوية. IAEA-TECDOC-432، فيينا، 1987.
  13. 1 2 هاتشر، إس آر ( 1967). بعض جوانب المواد في المفاعلات المبردة بالمواد العضوية . السوائل العضوية كمبردات ومهدئات للمفاعلات (تقرير فني). فيينا، النمسا: الوكالة الدولية للطاقة الذرية. ص 43-44 . تاريخ الاسترجاع: 2026-03-06 . 
  14. ↑ "WR-1" . فرع مانيتوبا للجمعية النووية الكندية. 18 مارس 2005. مؤرشف من الأصل في 18 مارس 2005. تم الاطلاع عليه في 7 نوفمبر 2016 .
  15. 1 2 3 4 5 6 7 تريلينج، سي. أ. (1967). تطوير مفاعل الماء الثقيل المبرد بالمواد العضوية . السوائل العضوية كمبردات ومهدئات للمفاعل (تقرير فني). فيينا، النمسا: الوكالة الدولية للطاقة الذرية. الصفحات 94-116 . تاريخ الاسترجاع: 6 مارس 2026 . 
  16. 1 2 3 مفاعل الماء الثقيل المبرد بالمواد العضوية: الوضع الراهن والإمكانات (تقرير فني). يونيو 1967. OSTI 4200717. AI-CE-87 . تاريخ الاسترجاع: 2026-03-06 . 
  17. ↑ مفاعل الماء الثقيل المبرد عضويًا: التصميم المفاهيمي الأولي لمحطة طاقة نووية بقدرة 1000 ميغاواط، المجلد الأول (تقرير فني). 1965-10-01. OSTI 4520512. تاريخ الاسترجاع: 2026-03-06 . 
  18. ↑ مفاعل الماء الثقيل المبرد عضويًا: التصميم المفاهيمي الأولي لمحطة طاقة نووية بقدرة 1000 ميغاواط، المجلد الثاني (تقرير فني). 1965-10-01. OSTI 4520511. تاريخ الاسترجاع: 2026-03-06 . 
  19. ↑ ستار، سي. (1995-01-01). "تاريخ شخصي: من التكنولوجيا إلى استراتيجية الطاقة" . المراجعة السنوية للطاقة والبيئة . 20 (1): 31-44 . doi : 10.1146/annurev.energy.20.1.31 . ISSN 1056-3466 . 
  20. ↑ تيغارت، د. ر. (1970). تشغيل مفاعل الأبحاث المبرد بالمواد العضوية WR-1 . AECL-3523 (تقرير فني). بيناوا، مانيتوبا: هيئة الطاقة الذرية الكندية المحدودة. OSTI 4114552. تاريخ الاسترجاع: 2026-03-02 . 
  21. ↑ قسم الكيمياء في مختبرات وايتشيل، تدهور سائل التبريد وأداء التنقية في WR-1 ، 1982.
  22. ↑ ملخص عمليات وبرنامج التجارب لمفاعل AECL WR-1. مختبرات وايتشيل، 1986.
  23. ↑ لجنة الطاقة الذرية الأمريكية، الخبرة التشغيلية وتحليل الإغلاق لمحطة بيكوا للطاقة النووية، 1969.
  24. ↑ ستار، سي. "المبردات العضوية في مفاعلات الطاقة". معاملات الجمعية النووية الأمريكية، المجلد 15، 1971.
  25. 1 2 تايلور، ديف (24 مارس 2011). "حادث مانيتوبا النووي المنسي" .
  26. 1 2 "تسرب نووي إلى النهر ضئيل" صحيفة وينيبيغ فري برس. ريتشي غيج، 30 يوليو 1981
  27. 1 2 "صحيفة حقائق تسرب سائل التبريد العضوي للمفاعل رقم 1 في وايتشيل" (ملف PDF) . iaac-aeic.gc.ca .