مقاله نیروگاه های هسته ای (docx) 21 صفحه

دسته بندی : تحقیق

نوع فایل : Word (.docx) ( قابل ویرایش و آماده پرینت )

تعداد صفحات: 21 صفحه

قسمتی از متن Word (.docx) :

نیروگاه های هسته ای رآکتور هسته ایشکافت هسته ایمیله های سوختطراحی یک رآکتور در همه رآکتورها، قلب رآکتور که دمای بسیار زیادی دارد باید خنک شود. در یک نیروگاه هسته ای، سیستم خنک ساز به نوعی طراحی می‌شود که از گرمای آزاد شده به بهترین شکل ممکن استفاده شود. در اغلب این سیستمها از آب استفاده می‌شود. اما آب نوعی کند کننده هم محسوب می‌شود و از این رو نمی تواند در رآکتورهای سریع مورد استفاده قرار گیرد. در رآکتورهای سریع از سدیم مذاب یا نمک های سدیم استفاده می‌شود و دمای عملیاتی خنک ساز بالاتر است. در رآکتورهایی که برای تبدیل مورد طراحی شده اند، به راحتی گرمای آزاد شده را در محیط آزاد می‌کنند.در یک نیروگاه هسته ای، رآکتور کند منبع آب را گرم می‌کند و آن را به بخار تبدیل می‌کند. بخار آب توربین بخار را به حرکت در می‌آورد ، توربین نیز ژنراتور را می‌چرخاند و به این ترتیب انرژی تولید می‌شود. این آب و بخار آن در تماس مستقیم با راکتور هسته ای است و از این رو در معرض تابش های شدید رادیواکتیو قرار می‌گیرند. برای پیشگیری از هر گونه خطر مرتبط با این آب رادیواکتیو، در برخی رآکتورها بخار تولید شده را به یک مبدل حرارتی ثانویه وارد می‌کنند و از آن به عنوان یک منبع گرمایی در چرخه دومی از آب و بخار استفاده می‌کنند. بدین ترتیب آب و بخار رادیواکتیو هیچ تماسی با توربین نخواهند داشت. انواع رآکتورهای گرماییدر در رآکتورهای گرمایی علاوه برکند کننده، سوخت هسته ای ( ایزوتوپ قابل شکافت القایی)، مخزن بخار و لوله های منتقل کننده آن، دیواره های حفاظتی و تجهیزات کنترل و مشاهده سیستم رآکتور نیز وجود دارند. البته بسته به این که این رآکتورها از کانالهای سوخت فشرده شده، مخزن بزرگ بخار یا خنک کننده گازی استفاده کنند، می‌توان آنها را به سردسته تقسیم کرد.الف - کانالهای تحت فشار در رآکتورهای RBMK و CANDU استفاده می‌شوند و می‌توان آنها را در حال کارکردن رآکتور، سوخت رسانی کرد.ب - مخزن بخار پرفشار داغ، رایج ترین نوع رآکتور است و در اغلب نیروگاههای هسته ای و رآکتورهای دریایی ( کشتی، ناوهواپیمابر یا زیردریایی ) از آن استفاده می‌شود. این مخزن می‌تواند به عنوان لایه حفاظتی نیز عمل کند.ج - خنک سازی گازی: در این رآکتورها به جای آب، از یک سیال گازی شکل برای خنک کردن رآکتور استفاده می‌شود. این گاز در یک چرخه گرمایی با منبع حرارتی راکتور قرار می‌گیرد و معمولاً از هلیوم برای آن استفاده می‌شود، هر چند که نیتروژن و دی اکسید کربن نیز کاربرد دارند. در برخی رآکتورهای جدید، رآکتور به قدری گرما تولید می‌کند که گاز خنک کن می‌تواند مستقیما یک توربین گازی را بچرخاند، در حالی که در طراحی های قدیمی تر گاز خنک کن را به یک مبدل حرارتی می‌فرستادند تا در یک چرخه دیگر، آب را به بخار تبدیل کند و بخار داغ، یک توربین بخار را بگرداند.بقیه اجزای نیروگاه هسته ایغیر از رآکتور که منبع گرمایی است، تفاوت اندکی بین نیروگاه هسته ای و یک نیروگاه حرارتی تولید برق با سوخت فسیلی وجود دارد.مخزن بخار تحت فشار معمولا درون یک ساختمان بتونی تعبیه می‌شود که این ساختمان به عنوان یک سد حفاظتی در برابر تابش رادیواکتیو عمل می‌کند. این ساختمان هم درون یک مخزن بزرگتر فولادی قرار می‌گیرد. هسته رآکتور و تجهیزات مرتبط با آن درون این مخزن فولادی قرار گرفته اند و کارکنان می‌توانند راکتور را تخلیه یا سوخت رسانی کنند. وظیفه این مخزن فولادی، جلوگیری از نشت هر گونه گاز یا مایع رادیواکتیو از درون سیال است.در نهایت این مخزن فولادی هم به وسیله یک ساختمان بتونی خارجی محافظت می‌شود. این ساختمان به قدری محکم است که در برابر اصابت یک هواپیمای جت مسافربری ( مشابه حادثه یازده سپتامبر ) هم تخریب نمی شود. وجود این ساختمان حفاظتی دوم برای جلوگیری از انتشار مواد رادیواکتیو در اثر هرگونه نشت از حفاظ اول ضروری است. در حادثه انفجار چرنوبیل، فقط یک ساختمان حفاظتی وجود داشت و همان موجب شد موادراکتیو در سطح اروپا پخش شود.رآکتورهای هسته ای طبیعیدر طبیعت هم می‌توان نشانه هایی از رآکتور هسته ای پیدا کرد، البته به شرطی که تمام عوامل مورد نیاز به طور طبیعی در کنار هم قرار گرفته باشند. تنها نمونه شناخته شده یک رآکتور هسته ای طبیعی دو میلیارد سال پیش در منطقه اوکلو در کشور گابون ( قاره آفریقا ) فعالیتش را آغاز کرده است. البته دیگر چنین رآکتورهایی روی زمین شکل نمی گیرند، زیرا واپاشی رادیواکتیو این مواد ( به خصوص U-235 ) در این زمان طولانی 5/4 میلیارد ساله ( سن زمین )، فراوانی U-235 را در منابع طبیعی این رآکتورها بسیار کاهش داده است، به طوری که مقدار آن به پایین تر از حد مورد نیاز آغاز یک واکنش زنجیره ای رسیده است.این رآکتورهای طبیعی زمانی شکل گرفتند که معادن غنی از اورانیوم به تدریج از آب زیرزمینی یا سطحی پر شدند. این آب به صورت کند کننده عمل کرد و واکنش های زنجیره ای شدیدی به وقوع پیوست. با افزایش دما، آب کند کننده بخار می‌شد و رآکتور خاموش شد. پس از مدتی، این بخارها به مایع تبدیل می‌شدند و دوباره رآکتور به راه می‌افتاد. این سیستم خودکار و بسته، یک رآکتور را کنترل می‌کرد و برای صدها هزار سال، این رآکتور را فعال نگاه می‌داشت.مطالعه و بررسی این رآکتورهای هسته ای طبیعی بسیار ارزشمند است، زیرا می‌تواند به تحلیل چگونگی حرکت مواد رادیواکتیو در پوسته زمین کمک کند. اگر زمین شناسان بتوانند را از این حرکت‌ها را شناسایی کنند، می‌توانند راه حل های جدیدی برای دفن زباله های هسته ای پیدا کنند تا روزی خدای ناکرده، این ضایعات خطرناک به منابع آب سطح زمین نشت نکنند و فاجعه ای بشری به بار نیاورند.انواع رآکتورهای گرماییالف - کند سازی با آب سبک:a- رآکتور آب تحت فشار Pressurized Water Reactor(PWR)b- رآکتور آب جوشان Boiling Water Reactor(BWR)c- رآکتور D2Gب- کند سازی با گرافیت:a- ماگنوس Magnoxb- رآکتور پیشرفته با خنک کنندی گازی Advanced Gas-Coaled Reactor (AGR)c- RBMKd- PBMRج - کند کنندگی با آب سنگین:a - SGHWRb - CANDUرآکتور آب تحت فشار، PWRرآکتور PWR یکی از رایج ترین راکتورهای هسته ای است که از آب معمولی هم به عنوان کند ساز نوترونها و هم به عنوان خنک ساز استفاده می‌کند. در یک PWR، مدار خنک اولیه از آب تحت فشار استفاده می‌کند. آب تحت فشار، در دمایی بالاتر از آب معمولی به جوش می‌آید، از این دوچرخه خنک ساز اولیه را به گونه ای طراحی می‌کنند که آب با وجود آنکه دمایی بسیار بالا دارد، جوش نیاید و به بخار تبدیل نشود. این آب داغ و تحت فشار در یک مبدل حرارتی، گرما را به چرخه دوم منتقل میکند که یک نوع چرخه بخار است و از آب معمولی استفاده می‌کند. دراین چرخه آب جوش می‌آید و بخار داغ تشکیل می‌شود، بخار داغ یک توربین بخار را می‌چرخاند، توربین هم یک ژنراتور و در نهایت ژنراتور، انرژی الکتریکی تولید می‌کند.PWR به دلیل دارابودن چرخه ثانویه با BWR تفاوت دارد. از گرمای تولیدی در PWR به عنوان سیستم گرم کننده درنواحی قطبی نیز استفاده شده است. این نوع رآکتور، رایج ترین نوع رآکتورهای هسته ای است و در حال حاضر، بیش از 230 عدد از آنها در نیروگاههای هسته ای تولید برق و صدها رآکتور دیگر برای تأمین انرژی تجهیزات دریایی مورد استفاده قرار می‌گیرند.خنک کنندههمان طور که می‌دانید، برخورد نوترونها با سوخت هسته ای درون میله های سوخت، موجب شکافت هسته اتمها می‌شود و این فرآیند هم به نوبه خود، گرما و نوترونهای بیشتری آزاد می‌کند. اگر این حرارت آزاد شده منتقل نشود، ممکن است میله های سوخت ذوب شوند و ساختار کنترلی رآکتور از بین برود ( و البته خطرهای مرگ آوری که به دنبال آن روی می‌دهند. ) در PWR، میله های سوخت به صورت یک دسته در ساختاری، ترسیمی قرار گرفته اند و آب از کف رآکتور به بالا جریان پیدا می‌کند. آب از میان این میله های سوخت عبور می‌کند و به شدت گرم می‌شود، به طوری که به دمای 325 درجه سانتی گراد می‌رسد. درمبدل حرارتی، این آب داغ موجب داغ شدن آب در چرخه دوم می‌شود و بخاری با دمای 270 درجه سانتی گراد تولید می‌کند تا توربین را بچرخاند.کند کنندهنوترونهای حاصل از یک شکافت هسته ای بیش از آن حدی گرمند که بتوانند یک واکنش شکافت هسته ای را آغاز کنند. انرژی آنها را باید کاهش داد تا با محیط اطراف خود به تعادل گرمایی برسند. محیط اطراف نوترونها ( قلب رآکتور ) دمایی در حدود 450 درجه سانتی گراد دارد.در یک PWR، نوترونها در پی برخورد با مولکولهای آب خنک ساز، انرژی جنبشی خود را از دست می‌دهند؛ به طوری که پس از 8 تا 10 برخورد ( البته به طور متوسط ) با محیط هم دما می‌شوند. در این حالت، احتمال جذب نوترونها از سوی هسته U-235 بسیار زیاد است ودر صورت جذب، بالافاصله هسته U-236 جدید دچار شکافت می‌شود.مکانیسم حساسی که هر رآکتور هسته ای را کنترل می‌کند، سرعت آزاد سازی نوترونها در طول یک فرآیند شکافت است به طور متوسط از هر شکافت، دونوترون و مقدار زیادی انرژی آزاد می‌شود. نوترونهای آزاد شده اگر با هسته U-235 دیگری برخورد کنند، شکافت دیگری را سبب می‌شوند و در نهایت یک واکنش زنجیره ای روی می‌دهد. اگر تمام این نوترونها در یک لحظه آزاد شوند، تعدادشان به قدری زیاد می‌شود که باعث ذوب شدن راکتور خواهد شد. ( تعداد ذرات پر انرژی، دمای یک سیستم را تعیین می‌کند. معادله بوتنرمن، این ارتباط را توصیف می‌کند. ) خوشبختانه برخی از این نوترونها پس از یک بازه زمانی نه چندان کوتاه ( حدود یک دقیقه ) تولید می‌شوند و سبب می‌شوند دیگر عوامل کنترل کننده از این تاخیر زمانی استفاده کرده، اثر خود را داشته باشند.یکی از مزیت های استفاه از آب در PWR، این است که اثر کند سازی آب با افزایش دما کاهش می‌یابد. در حالت عادی، آب در فشار 150 برابر فشار یک اتمسفر قرار دارد ( حدود 15 مگا پاسکال ) و در قلب رآکتور به دمای 325 درجه سانتی گراد می‌رسد. درست است که آب با فشار پانزده مگا پاکسال در این دما جوش نمی آید، ولی به شدت از خاصیت کند کنندگی اش کاسته می‌شود، بنابراین آهنگ واکنش شکافت هسته ای کاهش می‌یابد، حرارت کمتری تولید می‌شود و دما پایین می‌آید. دما که کاهش یابد، توان رآکتور افزایش می‌یابد و دما که افزایش یابد توان راکتور کاهش می‌یابد؛ پس خود سیستم PWR دارای یک سیستم خود تعادلی در رآکتور است و تضمین می‌کند توان رآکتور در کمترین میزان مورد نیاز برای تأمین گرمای سیستم بخار ثانویه است.در اغلب رآکتورهای PWR، توان رآکتور را در دوره فعالیت معمولی با تغییرات غلظت بورون ( در شکل اسید بوریک ) در چرخه خنک کننده اولیه کنترل اولیه کنترل می‌کنند سرعت جریان خنک کننده اول در رآکتورهای PWR معمولی ثابت است. بورون یک جذب کننده قوی نوترون است و با افزایش یا کاهش غلظت آن، می‌توان شدت فعالیت راکتور را کاهش یا افزایش داد. برای این کار، یک سیستم کنترلی پیچیده شامل پمپ های فشار بالا که آب را در فشار 15 مگا پاسکال از چرخه خارج می‌کند، تجهیزات تغییر غلظت اسید بوریک و تزریق مجدد آب به چرخه خنک ساز مورد نیاز است.یکی از اشکالات راکتورهای شکافت، این است که حتی پس از توقف واکنش شکافت، هنوز هم واپاشی های رادیواکتیوی انجام می‌شود و حرارت زیادی آزاد می‌شود که می‌تواند راکتور را ذوب کند. البته سیستم های حفاظتی و پشتیبانی متعددی برای جلوگیری از این واقعه وجود دارند، با این حال ممکن است در اثر پیچیدگی های این سیستم، برهمکنش های پیش بینی نشده یا خطاهای عملیاتی مرگ آفرینی در شرایط اضطراری روی دهند. در نهایت، هر رآکتور با یک حفاظ ساختمانی بتونی احاطه شده است که آخرین سد در برابر تشعشعات رادیواکتیو است.رآکتور آب جوشان، BWRدر رآکتور آب جوشان، از آب سبک استفاده می‌شود. آب سبک، آبی است که در آن فقط هیدروژن معمولی وجود دارد. ) BWR اختلاف زیادی با رآکتور آب تحت فشار ندارد، غیر از اینکه در BWR فقط یک چرخه خنک کننده وجود دارد و آب مستقیما در قلب راکتور به جوش می‌آید. فشار آب در BWR کمتر از PWR است، به طوری که در بیشترین مقدار به 75 برابر فشار جو می‌رسد ( 5/7 مگا پاسکال ) و بدین ترتیب آب در دمای 285 درجه سانتی گراد به جوش می‌آید.رآکتور BWR به شکلی طراحی شده که بین 12 تا 15 درصد آب درون قلب رآکتور به شکل بخار در قسمت بالای آن قرار می‌گیرد. بدین ترتیب عملکرد بخش بالایی و پایینی هسته رآکتور با هم تفاوت دارند. در بخش بالایی قلب رآکتور، کند سازی کمتری صورت می‌گیرد و در نتیجه بخش بالایی کمتر است.در حالت کلی دو مکانیسم برای کنترل BWR وجود دارد: استفاده از میله های کنترل و تغییر جریان آب درون راکتور.الف - بالا بردن یا پایین آوردن میله های کنترل، روش معمولی کنترل توان رآکتور در حالت راه اندازی رآکتور تا رسیدن به 70 درصد حداکثر توان است. میله های کنترل حاوی مواد جذب کننده نوترون هستند؛ در نتیجه پایین آوردن آنها موجب افزایش جذب نوترون در میله ها، کاهش جذب نوترون در سوخت و درنهایت کاهش آهنگ شکافت هسته ای و پایین آمدن توان رآکتور می‌شود. بالا بردن میله های سوخت دقیقاً نتیجه معکوس می‌دهد.ب - تغییرات جریان آب درون رآکتور، زمانی برای کنترل رآکتور مورد استفاده قرار می‌گیرد که راکتور بین 70 تا صد درصد توان خود کار می‌کند. اگر جریان آب درون رآکتور افزایش یابد، حباب های بخار در حال جوش سریع تر از قلب راکتور خارج می‌شوند و آب درون قلب رآکتور بیشتر می‌شود. افزایش مقدار آب به معنی افزایش کندسازی نوترون و جذب بیشتر نوترونها از سوی سوخت است و این یعنی افزایش توان راکتور. با کاهش جریان آب درون رآکتور، حباب‌ها بیشتر در رآکتور باقی می‌مانند، سطح آب کاهش می‌یابد و به دنبال آن کندسازی نوترونها و جذب نوترون هم کاهش می‌یابد و در نهایت توان رآکتور کاهش می‌یابد.بخار تولید شده در قلب رآکتور از شیرهای جدا کننده بخار و صفحات خشک کن ( برای جذب هر گونه قطرات آب داغ ) عبور می‌کند و مستقیماً به سمت توربین های بخار که بخشی از مدار رآکتور محسوب می‌شوند، می‌رود. آب اطراف رآکتور همواره در معرض تابش و آلودگی رادیواکتیو است و از آنجا که توربین هم در تماس مستقیم با این آب است، باید پوشش حفاظتی داشته باشد. اغلب آلودگی های درون آب عمر کوتاهی دارند ( مانند N16 که بخش اعظم آلودگی های آب را تشکیل می‌دهد و نیمه عمرش تنها 7 ثانیه است )، بنابراین مدت کوتاهی پس از خاموش شدن رآکتور می‌توان به قسمت توربین وارد شد.در رآکتور BWR، افزایش نسبت بخار آب به آب مایع درون رآکتور موجب کاهش گرمای خروجی می‌شود. با این حال، یک افزایش ناگهانی در فشار بخار، سبب بروز یک کاهش ناگهانی در نسبت بخار به آب مایع درون رآکتور می‌شود که خود، سبب افزایش توان خروجی می‌شود. این شرایط و دیگر حالت های خطرساز، موجب شده است از سیستم کنترلی اسید بوریک ( بورون ) نیز استفاده شود، بدین شکل که در سیستم پشتیبان خاموش کننده اضطراری، محلول اسید بوریک با غلظت بالا به چرخه خنک کننده تزریق می‌شود. خوبی این سیستم این است که اسید اوریک، یک خورنده قوی است و معمولا در PWR سبب می‌شود تلفات ناشی از خوردگی قابل توجه باشد. در بدترین شرایط اضطراری که تمام سیستم های امنیتی از کار افتاد، هر رآکتور به وسیله یک ساختمان حفاظتی از محیط اطراف جدا شده است. در یک رآکتور BWR جدی، حدود 800 دسته واحد سوخت قرار می‌گیرد و در هر دسته بین 74 تا 100 میله سوخت قرار می‌گیرد. این چنین حدود 140 تن اورانیوم در قلب رآکتور ذخیره می‌شود.• رآکتور D2Gرآکتور هسته ای D2G را می‌توان در تمام ناوهای دریایی ایالات متحده می‌توان پیدا کرد. D2G مخفف عبارت زیراست:رآکتور ناو جنگی D=Destroyer-sized reactorنس دوم 2=Second Geneationساخت جنرال الکتریک G= General - Electric builtبدین ترتیب، D2G را می‌توان مخفف این عبارت دانست: رآکتور هسته ای نسل دوم ویژه ناوهای جنگی ساخت جنرال الکتریک. این رآکتور برای تولید حداکثر 150 مگا وات انرژی الکتریکی و عمر مفید 15 سال مصرف معمولی طراحی شده است.در این رآکتور، برای مخزن بخار دو رآکتور وجود دارد و طوری طراحی شده که بتوان هر دو اتاق توربین را با یک رآکتور به راه انداخت. اگر هر دو رآکتور فعال باشند، ناو به سرعت 32 گره می‌رسد. اگر یک رآکتور فعال باشد و توربین‌ها متصل به هم باشند، سرعت ناو به 25 تا 27 گره خواهد رسید و اگر فقط یک رآکتور فعال باشد ولی توربین‌ها جدا باشند، سرعت فقط 15 گره خواهد بود. تاریخچه تیم دانشگاه شیکاگو برای ساخت راکتور هسته‌ای. زیلارد و فرمی هر دو در عکس دیده میشوند۱۰۰ کیلووات) استفاده شد.«[۱۳] سال‌های آغازین نخستین لامپهای برقی که از انرژی هسته‌ای تامین گشتند. آزمایشگاه ملی آیداهو در ۱۹۵۴ لوییس اشتراوس و پس از آن چیرمن رییس کمسیون انرژی اتمی ایالات متحده آمریکا درباره تولید انرژی الکتریکی به وسیله انرژی هسته‌ای گفتگوهایی را انجام دادند و در رابطه با تولید انرژی الکتریکی ارزان‌تر مطالبی را شرح دادند.[۱۴] اما مسئولین آن زمان ایالات متحده بدلیل بد گمانی درباره انرژی هسته‌ای بیشتر تمایل داشتند تا از همجوشی هسته‌ای برای این کار استفاده کنند و بنابراین فرصت را از دست دادند.[۱۵] سرانجام در ۲۷ ژوئن ۱۹۵۴ اولین نیروگاه هسته‌ای جهان که به شبکه برق متصل گردید در اتحاد جماهیر شوروی به بهره‌برداری رسید. این نیروگاه توانی در حدود ۵ مگاوات تولید می‌کرد. [۱۶][۱۷] در ۱۹۵۶ اولین نیروگاه تجاری هسته‌ای جهان در انگلستان به بهره‌برداری رسید که توانی در حدود ۵۰ مگاوات تولید می‌کرد. [۱۸] یکی از سازمانهایی که برای اولین بار شروع به توسعه دانش هسته‌ای کرد نیروی دریایی ایالات متحده آمریکا بود که در نظر داشت از انرژی هسته‌ای به عنوان سوخت زیردریایی‌ها و ناوهای هواپیمابر استفاده کند. عملکرد مناسب این سازمان و پافشاری دریاسالار هیمن ریکوور باعث شد تا سر انجام اولین زیردریایی اتمی جهان با نام ناتیلوس (به انگلیسی: USS Nautilus) در دسامبر ۱۹۵۴ به آب انداخته شود.[۱۹] نمودار تاریخچه استفاده از انرژی هسته‌ای. همانطور که در نمودار مشخص است رشد استفاده از انرژی هسته‌ای در اواسط دهه ۱۹۸۰ به شدت کاهش یافته. پیشرفت با راه‌اندازی اولین نیروگاه‌های هسته‌ای استفاده از این نیروگاه‌ها شتاب گرفت به طوری که استفاده از برق هسته‌ای از کمتر از ۱ گیگاوات در دهه ۱۹۶۰ به بیش از ۱۰۰ گیگاوات در دهه ۱۹۷۰ و نزدیک به ۳۰۰ گیگاوات در اواخر دهه ۱۹۸۰ رسید. البته در اواخر دهه ۱۹۸۰ از شتاب رشد استفاده از برق هسته‌ای به شدت کاسته شد و به این ترتیب به حدود ۳۶۶ گیگاوات در سال ۲۰۰۵ رسید که بیشترین گسترش پس از دهه ۱۹۸۰ مربوط به جمهوری خلق چین است. باید به این نکته نیز اشاره کرد که بیش از دو سوم از طرح‌های مربوط به احداث نیروگاه هسته‌ای که شروع اجرای آنها پس از ۱۹۷۰ بود، لغو شدند.[۱۹] در طول دهه‌های ۱۹۷۰ و ۱۹۸۰ کاهش قیمت سوخت‌های فسیلی و افزایش قیمت ساخت یک نیروگاه هسته‌ای از تمایل دولت‌ها برای ساخت نیروگاه هسته‌ای به شدت کاست.[۲۰] البته بحران سوخت ۱۹۷۳ باعث شد تا کشورهایی مانند فرانسه و ژاپن که از منابع نفت زیادی برخوردار نیستند به فکر ساخت نیروگاه‌های هسته‌ای بیشتری بیفتند[۲۱][۲۲] به طوری که این دو کشور به ترتیب ۸۰٪ و ۳۰٪ از انرژی الکتریکی حال حاضر خود را از این منابع تامین می‌کنند. در سی سال انتهایی قرن بیستم ترس از حوادث هسته‌ای مانند فاجعه چرنوبیل در ۱۹۸۶، مشکلات مربوط به دفع زباله‌های هسته‌ای، بیماری‌های ناشی از تشعشع هسته‌ای و... باعث به وجود آمدن جنبش‌هایی برای مقابله با توسعه نیروگاه‌های هسته‌ای شد و این خود از دلایل کاهش توسعه نیروگاه‌های هسته‌ای در بسیاری از کشورها بود.[۲۳] آینده تا سال ۲۰۰۷ آخرین راکتور هسته‌ای مورد بهره‌برداری قرار گرفته در ایالات متحده راکتور Watts Bar ۱ در تنسی بود که در ۱۹۹۶ به شبکه متصل شد[۲۴] و این مدرک محکمی بر موفقیت تلاش‌های ضد گسترش نیروگاه‌های هسته‌ای است. با این حال تلاش‌ها در برابر گسترش نیروگاه‌های هسته‌ای تنها در برخی کشورهای اروپایی، فیلیپین، نیوزیلند و ایالات متحده موفق بوده‌است[۲۵] و در عین حال در این کشورها نیز این جنبش‌ها نتوانستند تحقیقات هسته‌ای را متوقف کنند و تحقیقات مربوط به انرژی هسته‌ای کماکان ادامه دارد. برخی کارشناسان پیش‌بینی می‌کنند که نیاز روز افزون به منابع انرژی، افزایش قیمت سوخت و بحران افزایش دمای زمین در اثر استفاده از سوخت‌های فسیلی باعث شود که بقیه کشورها نیز به سوی استفاده از نیروگاه‌های هسته‌ای روی آورند و همچنین باید یادآوری کرد که با پیشرفت تکنولوژی هسته‌ای، امروزه امکان بروز فجایع هسته‌ای بسیار کمتر شده‌است. بر طبق پیش‌بینی اتحادیه جهانی هسته‌ای در سال ۲۰۱۵ به طور متوسط هر ۵ روز یک‌بار یک نیروگاه هسته‌ای در جهان افتتاح خواهد شد.[۲۶] با تمام مخالفت‌ها، بسیاری از کشورها در گسترش نیروگاه‌های هسته‌ای ثابت قدم بوده‌اند از جمله این کشورها می‌توان به ژاپن، چین، و هند اشاره کرد. در بسیاری از کشورهای دیگر جهان نیز طرح‌های وسیعی برای گسترش استفاده از انرژی هسته‌ای در حال تدوین است. هسته‌ها موجب شکافت‌های دیگری می‌شوند و به این ترتیب یک فرآیند زنجیره‌ای به وجود می‌آید. زمانی که این فرآیند زنجیره‌ای کنترل شود می‌توان از انرژی آزاد شده در هر شکافت (که بیشتر آن به صورت گرماست) برای تبخیر آب و چرخاندن توربین‌های بخار و در نهایت تولید انرژی الکتریکی استفاده کرد. در صورتی که در یک راکتور از سوختی یکنواخت اورانیوم-۲۳۵ یا پلوتونیوم-۲۳۹ استفاده شود بر اثر افزایش غیرقابل کنترل تعداد شکافت‌های هسته‌ای بر اثر فرآیند زنجیره‌ای، انفجار هسته‌ای ایجاد می‌شود. اما فرآیند زنجیره‌ای موجب ایجاد انفجار هسته‌ای در یک راکتور نخواهد شد چراکه تعداد شکافت‌های راکتور به اندازه‌ای زیاد نخواهد بود که موجب انفجار شوند و این به دلیل درجه غنی سازی پایین سوخت راکتورهای هسته‌ای است. اورانیوم طبیعی دارای درصد اندکی (کمتر از ۱٪) از اورانیوم-۲۳۵ است و بقیه آن اورانیوم-۲۳۸ است(زیرا اورانیوم-۲۳۸ توانایی شکافت‌پذیری ندارد[۲۷]). اکثر راکتورها نیروگاه‌های هسته‌ای از اورانیوم با درصد غنی‌سازی بین ۳٪ تا ۴٪ استفاده می‌کنند اما برخی از آنها طوری طراحی شده‌اند که با اورانیوم طبیعی کار کنند و برخی از آنها نیز به سوخت‌های با درصد غنی‌سازی بالاتر نیاز دارند. راکتورهای موجود در زیردریایی‌های هسته‌ای و کشتی‌های بزرگ مانند ناوهای هواپمابر معمولاً از اورانیوم با درصد غنی‌سازی بالا استفاده می‌کنند. با اینکه قیمت اورانیوم با غنی‌سازی بالاتر بیشتر است اما استفاده از این نوع سوخت‌ها دفعات سوختگیری را کاهش می‌دهد و این قابلیت برای کشتی‌های نظامی بسیار پر اهمیت است.[۲۸] راکتورهای CANDU قابلیت دارند تا از اورانیوم غنی‌نشده استفاده کنند و دلیل این قابلیت استفاده آب سنگین به جای آب سبک برای تعدیل سازی و خنک کنندگی است چراکه آب سنگین مانند آب سبک نوترون‌ها را جذب نمی‌کند. کنترل فرآیند شکافت زنجیره‌ای با استفاده از موادی که می‌توانند نوترون‌ها را جذب کنند (در اکثر موارد کادمیوم) ممکن می‌شود. سرعت نوترون‌ها در راکتور باید کاهش یابد چراکه احتمال اینکه یک نوترون با سرعت کمتر در لحظه تصادم با هسته اورانیوم-۲۳۵ موجب شکافت هسته‌ای گردد بیشتر است. در راکتورهای آب سبک از آب معمولی برای کم کردن سرعت نوترون‌ها و همچنین خنک کردن راکتور استفاده می‌شود.‍ اما زمانی که دمای آب افزایش می‌یابد چگالی آب کاهش می‌یابد و تعداد سرعت کمتری نوترون به اندازه کافی کم می‌شود و به این ترتیب تعداد شکافت‌های کاهش می‌یابند بنابراین یک بازخور منفی همیشه ثبات سیستم را تثبیت می‌کند. در این حالت برای آنکه بتوان دوباره تعداد شکافت‌های صورت گرفته را افزایش داد باید دمای آب را کاهش داد که به این کار ایجاد چرخه شکافت می‌گویند. چرخه سوخت هسته‌ای نمودار چرخه سوخت هسته‌ای (1)این چرخه با استخراج سوخت از معادن آغاز می‌شود(2)سوخت به نیروگاه‌های هسته‌ای فرستاده می‌شود، پس از پایان عمر سوخت، سوخت به تأسیسات بازفراوری فرستاده می‌شود(3)یا انکه برای انبار شدن به انبار ضایعات اتمی فرستاده می‌شود(4)در فرایند باز فراوری تا ۹۵٪ از سوخت مصرف شده دوباره به چرخه باز می‌گردد. نوشتار اصلی: چرخه سوخت هسته‌ای شکافت هسته‌ای صورت گرفته در یک راکتور فقط بخشی از یک چرخه هسته‌ای است. این چرخه از معادن شروع می‌شود. اورانیوم استخراج شده از معدن معمولاً فرمی پایدار و فشرده مانند کیک زرد دارد. این اورانیوم معدنی به تأسیسات فرآوری فرستاده می‌شود و در آنجا کیک زرد به هگزافلوراید اورانیوم (که پس از غنی سازی به عنوان سوخت راکتورها مورد استفاده قرار می‌گیرد) تبدیل می‌گردد. در این مرحله درجه غنی‌سازی اورانیوم یعنی درصد اورانیوم-۲۳۵ در حدود ۰٫۷٪ است. در صورت نیاز بسته به نوع سوخت نیروگاه (درصد غنی سازی لازم برای سوخت نیروگاه) اورانیوم غنی سازی شده و سپس از آن برای تولید میل‌های سوختی مورد استفاده در نیروگاه (شکل میله‌ها در نیروگاه‌های مختلف متفاوت است) استفاده می‌کنند. عمر هر میل تقریباً سه سال است به طوری که حدود ۳٪ از اورانیوم موجود در آن مورد مصرف قرار گیرد. پس از گذشت امر اورانیوم، آن را به حوضچه سوخت مصرف شده می‌برند. اورانیوم باید حداقل ۵ سال در این حوضچه‌ها باقی بماند تا ایزوتوپ‌های به وجود آمده در اثر شکافت هسته‌ای از آن جدا شوند. پس از گذشت این زمان اورانیوم را در بشکه‌های خشک انبار می‌کنند و یا اینکه دوباره آن را به چرخه سوخت باز می‌گردانند. منابع سوخت تخمین مقدار اوانیوم      ذخایر زیرزمینی[۲۹]      منابعی که اکنون اقتصادی هستند[۳۰]      تخمین مقداری که هنوز کشف نشده است[۳۱]      مجموع همه در سال ۲۰۰۴[۲۹]      منابع غیرقراردادی[۳۲] میزان اورانیوم موجود در پوسته زمین نسبتاً‌ زیاد است به طوری که با منابع فلزاتی همچون قلع و ژرمانیوم برابری می‌کند و تقریباً ۳۵ برابر میزان نقره موجود در پوسته زمین است. اورانیوم ماده تشکیل دهنده بسیاری از اجسام اطراف ما مانند سنگ‌ها و خاک است. طبق آمارگیری جهانی معادن شناخته شده جهان در حال حاضر برای تامین بیش از ۷۰ سال انرژی الکتریکی جهان کافی هستند. بهای متوسط اورانیوم در حال حاضر ۱۳۰ دلار آمریکا به ازای هر کیلوگرم است. به این ترتیب ثبات تامین سوخت هسته‌ای از بسیاری از دیگر مواد معدنی بیشتر است.[۳۳][۳۴] به تناسب دیگر مواد معدنی با افزایش دو برابری هزینه تامین سوخت، می‌توان به ده برابر منابع کنونی اورانیوم دست یافت. باید توجه داشت که قیمت تامین سوخت در یک نیروگاه هسته‌ای نسبت به دیگر تجهیزات موجود نسبتاً اندک است و بنابراین چند برابر شدن قیمت اورانیوم تأثیر چندانی بر روی قیمت انرژی الکتریکی تولیدی نخواهد داشت. برای مثال افزایش دو برابری در قیمت سوخت مصرفی یک نیروگاه هسته‌ای آب سبک هزینه راکتورها را در حدود ۲۶٪ و هزینه برق تولیدی را در حدود ۷٪ افزایش می‌دهد در حالی که افزایش دوبرابری قیمت سوخت در یک نیروگاه گازی قیمت برق تولیدی را تا ۷۰٪ افزایش می‌دهد.[۳۵][۳۶] نیروگاه‌های آب سبک موجود در استفاده از سوخت هسته‌ای بهره‌وری پایینی دارند چراکه تنها قابلیت ایجاد شکافت هسته‌ای در ایزوتوپ‌های اورانیوم-۲۳۵ (حدود ۰٫۷٪ از اورانیوم معدنی) را دارند.[۳۷] در مقابل راکتورهای متداول آب سبک برخی راکتورهای هسته‌ای می‌توانند از اورانیوم-۲۳۸ استفاده نیز استفاده کنند که حدود ۹۹٫۳٪ از اورانیوم معدنی معدنی را تشکیل می‌دهد. قبل از استفاده از اورانیوم-۲۳۸ در طی فرآیندی از آن برای تولید پلوتونیم-۲۳۸ استفاده می‌کنند و سپس از پلوتونیم در راکتورهای هسته‌ای مورد استفاده قرار می‌گیرد. طبق برآیند گرفته شده با مصرف کنونی نیروگاه‌های جهان اورانیوم-۲۳۸ می‌تواند برای ۵ میلیون سال انرژی مورد نیاز این نیروگاه‌ها را تامین کند. این تکنولوژی در بسیاری از راکتورهای هسته‌ای مورد استفاده قرار گرفته‌است، اما هزینه بالای فرابری سوخت این نیروگاه‌ها (۲۰۰ دلار به ازای هر کیلوگرم) استفاده از آنها را با مشکل مواجه کرده. تا سال ۲۰۰۵ تنها در راکتور نیروگاه BN-۶۰۰ در «بلویارسک» روسیه از این تکنولوژی برای تولید برق استفاده شده بود، که البته روسیه برنامه‌ریزی‌های مربوط به ساخت نیروگاه دیگری از این نوع با نام BN-۸۰۰ را انجام داده‌است. ژاپن نیز قصد دارد تا پروژه راکتور Monju را مجدداً شروع کند (این پروژه از سال ۱۹۹۵ تعطیل شده‌است) و همچنین چین و هند نیز قصد دارند تا از این تکنولوژی برای سوخت‌رسانی به راکتورها استفاده کنند. راه حل دیگری که در این زمینه وجود دارد استفاده از اورانیوم-۲۳۳ است که از توریوم به دست می‌آید. توریم حدوداً ۳٫۵ برابر بیشتر از اورانیوم در پوسته زمین وجود دارد و پراکندگی جغرافیایی متفاوتی نسبت به اورانیوم دارد. استفاده از این ماده می‌تواند میزان منابع سوخت‌های شکافت یافتنی را تا ۴۵۰٪ افزایش دهد. برعکس اورانیوم-۲۳۸ که برای مصرف آن را باید به صورت پلوتنیوم-۲۳۸ درآورد، اورانیوم-۲۳۳ نیازی به تبدیل ندارد. در حال حاضر کشور هند علاقه زیادی برای استفاده از این روش دارد چراکه این کشور دارای معادن بسیار زیاد توریم است درحالی که معادن اورانیوم این کشور اندک هستند. جوانب اقتصادی یکی از مسائل نیروگاه هسته‌ای هزینه ساخت آن است که شامل هزینه ساخت راکتور، هزینه مسائل امنیتی، هزینه ساخت مراکز معدنی، هزینه ساخت مراکز تبدیل مواد خام به سوخت هسته‌ای، هزینه ساخت مراکز بازپروری هسته‌ای و انبارهای هسته‌ای برای دفن ضایعات هسته‌ای است. خرج تولید الکتریسیته با نیروی هسته‌ای در سال ۲۰۰۷ حدود ۰٫۰۱۷۶ دلار برای هر کیلووات ساعت بود، در صورتیکه این مقدار برای ذغال سنگ، گاز طبیعی، و نفت بترتیب ۰٫۰۲۴۷ دلار، ۰٫۰۶۷۸ دلار، و ۰٫۱۰۲۶ دلار بود.[۳۸] امنیت نیروگاه هسته‌ای از خطرهایی که همواره بیم آن میرود، حمله احتمالی تروریستی به نیروگاه‌های هسته‌ای است، چرا با انفجار نیروگاه محوطه‌ای به شعاع ۲۰ کیلومتر بشدت آلوده می‌شود و هیچ موجود زنده‌ای را باقی نمی‌گذارد و در اثرات تخریبی ژنتیکی تا ۱۰ نسل را بر روی محوطهٔ بزرگتری در حدود شعاع ۴۰ کیلومتر باقی خواهد گذاشت[۳۹] نیروگاه‌های متحرک ناو هواپیمابر با رانش هسته‌ای در سال ۱۹۶۴ یکی از وسیعترین کاربردهای نیروگاه‌های هسته‌ای، استفاده از انرژی هسته‌ای جهت رانش ناوها و زیردریایی‌ها است. در این راستا، آدمیرال هیمن ریکوور برای نخستین بار این ایده را در نیروی دریایی ایالات متحده آمریکا پیاده و عملی نمود. امروزه اکثر ناوها و تجهیزات نیروی دریایی آمریکا از نیروگاه‌های متراکم PWR استفاده می‌کنند. پسماند هسته‌ای نیروگاه‌ها یافتن راهی ارزان و ایمن برای انبار کردن زباله‌های هسته‌ای چالشی پر اهمیت در زمینه چرخه سوخت هسته‌ای است زیرا این ضایعات تا ۱۰٬۰۰۰ سال نیز تشعشعهای خطرناک دارند[۴۰] نگرانی‌های محیط زیستی مهمترین مسئله‌ای که مخالفان انرژی هسته‌ای بیان می‌دارند امنیت محیط زیستی نیروگاه هسته‌ای است زیرا با کوچکترین اشتباه فجایعی مانند فاجعه چرنوبیل قابلیت رخ دادن خواهند داشت. آلایش هسته‌ای همواره از نگرانیهای این نوع صنعت بطور کل بوده‌است.[۴۱] با اینحال برخی مطالعات حاکی از قابل مقایسه بودن دیگر صنایع تولید انرژی با نیروگاه‌های هسته‌ای می‌باشند.[۴۲] نیروگاه‌های هسته‌ای در ایران نوشتار اصلی: برنامه هسته‌ای ایران برنامه هسته‌ای ایران در دهه ۱۹۵۰ با کمک ایالات متحده به عنوان بخشی از برنامه «اتم برای صلح» آغاز شد. امروزه دولت ایران بر صلح آمیز بودن برنامه هسته‌ای خود پافشاری می‌کند و هدف از ایجاد کل این تأسیسات را دستیابی به نیروگاه هسته‌ای و تولید انرژی الکتریکی از انرژی هسته‌ای می‌داند. با این حال ایالات متحده و برخی از دیگر کشورها هدف از این برنامه ایران را دستیابی مخفیانه به سلاح هسته‌ای می‌دانند