เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ Fast breeder |
|||||||||||||||
|
ตอนที่ 1
|
|||||||||||||||
|
เครื่องปฏิกรณ์ fast breeder หรือ fast breeder reactor (FBR) ได้รับการออกแบบให้เป็นเครื่องปฏิกรณ์นิวตรอนเร็ว (fast neutron reactor) ที่มีี่เชื้อเพลิงเกิดขึ้น (breed) โดยมีการผลิตวัสดุฟิสไซล์มากกว่าที่ใช้ไป เครื่องปฏิกรณ์ FBR เป็นเครื่องปฏิกรณ์ชนิดหนึ่ง ที่สามารถผลิตเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ ขณะกำลังใช้งาน เรียกว่า breeder reactor การออกแบบเครื่องปฏิกรณ์ นับถึงปี 2006 โรงไฟฟ้าพลังงานนิวเคลียร์ FBR ที่มีขนาดใหญ่ ใช้เครื่องปฏิกรณ์ fast breeder แบบโลหะเหลว (liquid metal fast breeder reactor) หรือ LMFBR โดยใช้โซเดียมเหลวเป็นสารหล่อเย็น ทำหน้าที่ระบายความร้อน ซึ่งเป็นหนึ่งในสองแบบที่มีการใช้ คือ : |
|||||||||||||||
|
|||||||||||||||
|
เครื่องต้นแบบของ FBR ถูกสร้างขึ้นโดยใช้โลหะเหลวชนิดอื่นเป็นสารหล่อเย็น เช่น ปรอท ตะกั่ว และโซเดียมโปแตสเซียม (NaK) นอกจากนั้น ในโครงการของเครื่องปฏิกรณ์รุ่นที่ 4 (generation IV reactor) มีการใช้ฮีเลียมเป็นสารหล่อเย็นใน FBR แบบหนึ่ง
 แผนภาพแสดงความแตกต่างของเครื่องปฏิกรณ์ LMFBR ชนิด Loop types และ Pool types
เครื่องปฏิกรณ์ FBR มักใช้เชื้อเพลิงออกไซด์ผสม (mixed oxide fuel) โดยใช้พลูโตเนียมไดออกไซด์ (PuO2) 20% กับยูเรเนียมไดออกไซด์(UO2) 80% พลูโตเนียมที่ใช้ สามารถนำมาจากกระบวนการสกัดเชื้อเพลิงใช้แล้ว (reprocess) หรือถอดมาจากอาวุธนิวเคลียร์ รอบแกนเครื่องปฏิกรณ์ถูกล้อมรอบด้วยท่อที่บรรจุยูเรเนียม-238 ซึ่งไม่ใช่วัสดุฟิสไซล์ (non-fissile) แต่เมื่อจับนิวตรอนเร็ว (fast neutrons) ที่เกิดจากปฏิกิริยาภายในแกนเครื่องปฏิกรณ์แล้ว จะทำให้กลายเป็นพลูโตเนียม-239 ซึ่งเป็นวัสดุฟิสไซล์ สามารถนำไปสกัด เพื่อใช้เป็นเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ได้ เครื่องปฏิกรณ์ชนิดนี้ ไม่จำเป็นต้องมีสารหน่วงนิวตรอน (moderator) เนื่องจากปฏิกิริยานิวเคลียร์ที่ใช้ สามารถเกิดขึ้นได้กับนิวตรอนเร็ว เครื่องปฏิกรณ์ FBR ในยุคแรก ใช้เชื้อเพลิงในรูปของโลหะยูเรเนียมเสริมสมรรถนะ (enriched uranium) หรือโลหะพลูโตเนียม เครื่องปฏิกรณ์ชนิดใช้นิวตรอน (Fast reactors) โดยทั่วไป ใช้โลหะเหลวเป็นสารหล่อเย็น เพื่อระบายความร้อน ออกจากแกนเครื่องปฏิกรณ์ และนำไปต้มน้ำเพื่อขับกังหันในการผลิตไฟฟ้า ส่วนโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ขนาดใหญ่ มักใช้โซเดียมเป็นสารหล่อเย็น แต่มีบางแห่งที่ใช้ตะกั่ว และ NaK ซึ่งประสบความสำเร็จ ในโรงไฟฟ้าขนาดเล็ก เครื่องปฏิกรณ์ FBR ยุคแรกใช้ปรอท ซึ่งข้อดีของการใช้ปรอทกับ NaK คือการที่โลหะทั้งสองชนิด มีสถานะเป็นของเหลวที่อุณหภูมิห้อง ทำให้นำมาใช้ในการทดลองได้สะดวก แต่ไม่เหมาะที่จะนำมาใช้งานจริง หรือใช้กับโรงไฟฟ้า โซเดียมเหลวที่ออกมาจากแกนเครื่องปฏิกรณ์ มีกัมมันตภาพรังสีของโซเดียม-24 ซึ่งเป็นไอโซโทปรังสี ที่มีครึ่งชีวิตสั้น แต่ก็เป็นส่วนสำคัญที่ทำให้ต้องมีระบบป้องกันรังสี สำหรับส่วนระบายความร้อนทั้งหมด ในระบบหล่อเย็นส่วนแรกไม่สามารถใช้น้ำได้ เนื่องจากน้ำจะไปจับนิวตรอน และทำให้การผลิตเชื้อเพลิงนิวเคลียร์หยุดลง แต่ในทางทฤษฎี เครื่องปฏิกรณ์ผลิตเชื้อเพลิงแบบใช้น้ำมวลหนัก (heavy water moderated thermal breeder reactor) สามารถใช้ทอเรียมในการผลิตเชื้อเพลองยูเรเนียม-233 ได้
ประเทศที่ใช้โรงไฟฟ้านิวเคลียร์ FBR เครื่องปฏิกรณ์ FBR มีการใช้งานอยู่ในหลายประเทศ ได้แก่ สหรัฐอเมริกา อังกฤษ ฝรั่งเศส รัสเซีย อินเดีย และญี่ปุ่น มีการทดลองสร้างเครื่องปฏิกรณ์ FBR ในเยอรมัน แต่ไม่มีการใช้งาน ส่วนในสาธารณรัฐประชาชนจีน อยู่ระหว่างการก่อสร้างเครื่องต้นแบบ สหรัฐอเมริกา เมื่อวันที่ 20 ธันวาคม 1951 เครื่องปฏิกรณ์แบบใช้นิวตรอน (fast reactor) ชื่อ EBR-I (Experimental Breeder Reactor-1) ตั้งอยู่ที่ห้องปฏิบัติการแห่งชาติไอดาโฮ (Idaho National Laboratory) ได้ผลิตไฟฟ้าให้กับหลอดไฟได้ 4 หลอด และวันต่อมาก็ผลิตไฟฟ้าสำหรับในอาคารที่ติดตั้ง EBR-I เองได้ทั้งหมด นับเป็นเหตุการณ์สำคัญอย่างหนึ่ง ในการพัฒนาโรงไฟฟ้าพลังงานนิวเคลียร์ เครื่องปฏิกรณ์สำหรับทดลองผลิตเชื้อเพลิงรุ่นถัดมา ได้แก่ EBR-II (Experimental Breeder Reactor-2) ให้บริการที่ INEEL ตั้งแต่ปี 1964 จนถึงปี 1994 โดยได้รับการออกแบบให้เป็นโรงงงานนิวเคลียร์ที่สมบูรณ์ในตัวเอง มีอุปกรณ์ในการควบคุมการใช้เชื้อเพลิงหมุนเวียนติดตั้งอยู่ โดยได้รับการออกแบบให้มีกำลังสูงสุด 62.5 เมกะวัตต์ แต่ปกติจะเดินเครื่องที่ 20 เมกะวัตต์ โดยผลิตความร้อนและไฟฟ้าให้กับอุปกรณ์ที่ติดตั้งและใช้งานอยู่โดยรอบ เครื่องปฏิกรณ์ LMFBR เชิงพาณิชย์ เครื่องแรกและยังคงเป็นเครื่องเดียวของโลก อยู่ในสหรัฐอเมริกา มีกำลังผลิตไฟฟ้า 94 MWe ตั้งอยู่ที่ Enrico Fermi Nuclear Generating Station เป็นผลงานของความพยายามในการออกแบบร่วมกันของ Dow Chemical กับ Detroit Edison ซึ่งเป็นส่วนหนึ่งของกลุ่ม Atomic Power Development Association เริ่มก่อสร้างที่ Lagoona Beach รัฐมิชิแกน ในปี 1956 เริ่มเดินเครื่องในปี 1963 และปิดตัวลง เมื่อวันที่ 5 ตุลาคม 1966 เพราะมีอุณหภูมิสูง เนื่องจาก เซอร์โคเนียมชิ้นหนึ่งหลุดไปขวางการไหลของโซเดียมเหลว ตรงปลายของท่อหล่อเย็น มีการตรวจพบความเสียหายจากการละลาย 6 จุดในแกนเครื่องปฏิกรณ์ (เหตุการณ์นี้เป็นสิ่งที่ John G. Fuller ผู้จัดทำรายงานการประเมิน ใช้ทำบันทึกคัดค้าน โดยขึ้นต้นว่า We Almost Lost Detroit ) เซอร์โคเนียมที่เข้าไปอุดตันอยู่ ถูกนำออกในเดือนเมษายน 1968 และโรงไฟฟ้าพร้อมที่จะกลับมาเดินเครื่องได้ ในเดือนพฤษภาคม 1970 แต่การลุกไหม้ของโซเดียมก็ทำให้การเดินเครื่องใหม่ต้องล่าช้าออกไปจนถึงเดือนกรกฎาคม และได้ใช้งานจนถึงเดือนสิงหาคม 1972 โดยไม่ได้รับอนุญาตให้ต่ออายุการเดินเครื่องอีก เครื่องปฏิกรณ์ Clinch River Breeder Reactor เปิดตัวในเดือนมกราคม ปี 1972 โดยเป็นความร่วมมือของรัฐบาลกับภาคธุรกิจ ในการลงทุนก่อสร้างคนละครึ่ง โครงการนี้ถูกปิดไปเนื่องจากงบประมาณไม่ผ่านสภา เมื่อวันที่ 26 ตุลาคม 1983 เครื่องปฏิกรณ์ Fast Flux Test Facility เดินเครื่องถึงค่าวิกฤต (critical) เป็นครั้งแรกในปี 1980 เครื่องปฏิกรณ์นี้ไม่ได้ใช้ผลิตเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ แต่เป็นเครื่องปฏิกรณ์ที่ใช้นิวตรอนเร็วและหล่อเย็นด้วยโซเดียม ปัจจุบันยังรอการใช้งาน อินเดีย อินเดียมีความกระตือรือร้น ในการพัฒนาโครงการรูปแบบนี้ ทั้งการใช้เครื่องปฏิกรณ์ผลิตเชื้อเพลิงนิวเคลียร์แบบนิวตรอนเร็ว และนิวตรอนช้าหรือเทอร์มัลนิวตรอน เครื่องปฏิกรณ์ Fast Breeder Test Reactor (FBTR) มีกำลัง 40 MWt เดินเครื่องถึงค่าวิกฤต เมื่อวันที่ 18 ตุลาคม 1985 ทำให้อินเดียเป็นประเทศที่ 6 ที่มีเทคโนโลยีในการสร้างและใช้งานเครื่องปฏิกรณ์ผลิตเชื้อเพลิงนิวเคลียร์แบบนิวตรอน (FBTR) ต่อจากสหรัฐ อังกฤษ ฝรั่งเศส ญี่ปุ่น และรัสเซีย อินเดียพัฒนาจนเป็นผู้นำเทคโนโลยีการผลิตเชื้อเพลิงคาร์ไบด์ ยูเรเนียมผสมพลูโตเนียม (U-Pu) ที่มีพลูโตเนียมสูง ซึ่งสามารถใช้ในเครื่องปฏิกรณ์ Fast Breeder Reactor ปัจจุบัน นักวิทยาศาสตร์ของศูนย์วิจัยปรมาณูอินทิรา คานธี (Indira Gandhi Centre for Atomic Research, IGCAR) ซึ่งเป็นสถาบันวิจัยและพัฒนาทางด้านนิวเคลียร์แห่งหนึ่งในอินเดีย กำลังพยายามก่อสร้างเครื่องปฏิกรณ์ FBR แห่งใหม่ โดยเป็นเครื่องปฏิกรณ์ fast breeder reactor ต้นแบบ มีกำลัง 500 Mwe ตั้งอยู่ที่เมือง Kalpakkam ใกล้กับ Chennai อินเดียมีศักยภาพในการใช้กระบวนการวัฏจักรทอเรียม (Thorium Cycle) ในการแยกเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ ซึ่งเป็นยุทธศาสตร์การผลิตไฟฟ้าด้วยพลังงานนิวเคลียร์ของอินเดีย (Indian nuclear power generation strategy) ที่สำคัญ เนื่องจาก อินเดียมีแหล่งสำรองทอเรียมมากที่สุดในโลก โดยมีอยู่ประมาณ 360,000 ตัน สามารถใช้เป็นเชื้อเพลิงในโครงการนิวเคลียร์ ได้ประมาณ 2,500 ปี แต่ปัญหาอยู่ที่ การก่อสร้างเครื่องปฏิกรณ์ Fast Breeder Reactor มีราคาสูงมาก เมื่อเทียบกับเครื่องปฏิกรณ์แบบใช้น้ำมวลหนัก (Pressurised Heavy Water Reactors, PHWR) เรื่องนี้ จึงเป็นเหตุผลหนึ่งที่ว่า ทำไมอินเดียจึงหันไปใช้ เชื้อเพลิงยูเรเนียม ที่มีราคาถูกกว่า อินเดียและสหรัฐได้ลงนามในความร่วมมือด้านพลังงานนิวเคลียร์ เมื่อเดือนกรกฎาคม 2005 หลังจากที่ประธานาธิบดี George W. Bush ได้เดินทางไปกรุง New Delhi ของอินเดีย เมื่อเดือนมีนาคม 2006 และได้ย้ำถึงความร่วมมือในการสร้างความเติบโตให้อินเดีย ซึ่งเป็นส่วนในยุทธศาสตร์ Indo-US strategic initiate ของ Next Steps in Strategic Partnership (NSSP) เนื้อหาหลักของความร่วมมือ คือการแยกโครงการนิวเคลียร์ด้านการทหารและพลเรือนของอินเดียออกจากกัน ประธานาธิบดีบุช ได้ผลักดันกฎหมาย ที่คาดว่าจะผ่านสภาในกลางปี 2006 ที่จะให้อำนาจแก่ประธาธิบดีบุช ในเหตุการณ์สำคัญ เช่น การทำความร่วมมือด้านพลังงานนิวเคลียร์ กับประเทศที่ไม่ได้ลงนามในสนธิสัญญาไม่แพร่ขยายอาวุธนิวเคลียร์ (Nuclear Non-Proliferation Treaty)
|
- 16 ถ.วิภาวดีรังสิต ลาดยาว จตุจักร กรุงเทพฯ 10900
