หลักการของโรงไฟฟ้าพลังงานนิวเคลียร์
มีหลักการผลิตไฟฟ้าคล้ายกับโรงไฟฟ้าพลังงานความร้อนทั่วไป คือมีการสร้างพลังงานความร้อนเพื่อนำไปผลิตไอน้ำ และผลิตไฟฟ้าผ่านการหมุนกังหันไอน้ำ (Turbine) ที่เชื่อมต่อกับเพลาของเครื่องกำเนิดไฟฟ้า (Generator) แต่โรงไฟฟ้าพลังงานนิวเคลียร์แตกต่างจากโรงไฟฟ้าพลังงานความร้อนทั่วไป โดยจะใช้ "ปฏิกิริยานิวเคลียร์ฟิชชัน" (Fission) เพื่อสร้างความร้อนแทนการเผาไหม้ของเชื้อเพลิง
ปฏิกิริยานิวเคลียร์ฟิชชัน เกิดจากอนุภาคนิวตรอนวิ่งชนกับนิวเคลียสของธาตุยูเรเนียมหรือธาตุพลูโตเนียมที่เป็นเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ ทำให้เกิดการแยกตัวหรือแตกตัวของนิวเคลียสของธาตุ โดยการแตกตัวแต่ละครั้งจะให้พลังงานความร้อนออกมามากมาย และมีอนุภาคนิวตรอนออกมาด้วย 2-3 ตัว ซึ่งจะวิ่งชนกับนิวเคลียสของอะตอมอื่นได้อีก ก่อให้เกิดปฏิกิริยานิวเคลียร์ฟิชชันอย่างต่อเนื่องเรียกว่า "ปฏิกิริยาลูกโซ่" (chain reaction)
ประเภทของโรงไฟฟ้าพลังงานนิวเคลียร์
โรงไฟฟ้าพลังงานนิวเคลียร์แบบน้ำอัดความดัน (Pressurized Water Reactor: PWR)
เป็นโรงไฟฟ้าที่นิยมใช้มากที่สุด โรงไฟฟ้าประเภทนี้ใช้น้ำเป็นสารหล่อเย็น (coolant) และสารหน่วงนิวตรอน (moderator) ให้กับเครื่องปฏิกรณ์ และมีระบบการทำงานเป็นสองวงจร โดยวงจรแรกเป็นระบบระบายความร้อนจากแกนปฏิกรณ์ ซึ่งระบบน้ำในวงจรนี้จะมีอุณหภูมิสูงถึง 325 องศาเซลเซียส จำเป็นต้องทำงานภายใต้ความดันที่สูงมากเพื่อป้องกันการเดือดของน้ำ และมีเครื่องควบคุมความดัน (Pressurizer) ทำหน้าที่ควบคุมความดันภายในระบบ
ในส่วนของวงจรที่สองจะทำงานภายใต้ความดันที่ต่ำกว่าวงจรแรก ซึ่งน้ำในวงจรนี้จะถูกผลิตเป็นไอน้ำที่เครื่องกำเนิดไอน้ำ (Steam Generator) เพื่อไปขับเคลื่อนกังหันไอน้ำ (Steam Turbine) ที่เชื่อมต่อกับเครื่องกำเนิดไฟฟ้า (Generator) และไอน้ำที่ผ่านกังหันไอน้ำจะผ่านเครื่องควบแน่น (Condenser) กลับเป็นน้ำแล้วจะกลับไปรับความร้อนที่เครื่องผลิตไอน้ำอีกครั้ง
โรงไฟฟ้าพลังงานนิวเคลียร์แบบน้ำเดือด (Boiling Water Reactor: BWR)
โรงไฟฟ้าประเภทนี้ใช้น้ำเป็นสารหล่อเย็นและสารหน่วงนิวตรอน และมีระบบการผลิตไอน้ำหมุนเวียนเป็นวงจรเดียว โดยความร้อนจากปฏิกิริยาฟิชชันจะทำให้น้ำภายในเครื่องปฎิกรณ์เดือดกลายเป็นไอน้ำ โดยมีอุณหภูมิสูงประมาณ 285 องศาเซลเซียส ซึ่งไอน้ำที่เกิดขึ้นจะถูกส่งไปที่กังหันไอน้ำเพื่อไปขับหมุนกังหันไอน้ำที่เชื่อมต่อกับเครื่องกำเนิดไฟฟ้า หลังจากนั้นไอน้ำจะผ่านเครื่องควบแน่นกลับเป็นน้ำเพื่อไปรับความร้อนจากแกนปฏิกรณ์อีกครั้ง
ระบบของโรงไฟฟ้าพลังงานนิวเคลียร์แบบน้ำเดือดถูกออกแบบให้ทำงานที่ความดันต่ำกว่าเครื่องปฏิกรณ์แบบน้ำอัดความดัน และเนื่องจากน้ำที่ไหลผ่านแกนปฏิกรณ์มีการปนเปื้อนสารกัมมันตรังสี ทำให้อุปกรณ์ในส่วนของกังหันไอน้ำ (Steam Turbine) ปนเปื้อนสารกัมมันตรังสีด้วย ทำให้ระบบการป้องกันอันตรายและการควบคุมสารกัมมันตรังสีและการบำรุงรักษาอุปกรณ์ค่อนข้างยุ่งยากกว่าโรงไฟฟ้าพลังงานนิวเคลียร์แบบอื่น
โรงไฟฟ้าพลังงานนิวเคลียร์แบบน้ำมวลหนัก (PHWR/CANDU)
โรงไฟฟ้าพลังงานนิวเคลียร์แบบน้ำมวลหนัก (Pressurized Heavy Water Reactor: PHWR / CANada Deuterium Uranium: CANDU) พัฒนาโดยประเทศแคนาดา โรงไฟฟ้าประเภทนี้ใช้ยูเรเนียมธรรมชาติที่ไม่มีการเสริมสมรรถนะเป็นเชื้อเพลิง และใช้น้ำมวลหนัก (D2O) เป็นสารหล่อเย็นและสารหน่วงนิวตรอน สำหรับระบบการผลิตไอน้ำเป็นแบบสองวงจรเหมือนโรงไฟฟ้าพลังงานนิวเคลียร์แบบน้ำอัดความดัน โดยน้ำมวลหนักในวงจรแรกจะถ่ายเทความร้อนออกจากมัดเชื้อเพลิงให้กับน้ำในวงจรที่สองเพื่อนำไปผลิตไอน้ำที่เครื่องกำเนิดไอน้ำ ก่อนส่งไอน้ำไปหมุนกันหันไอน้ำเพื่อผลิตไฟฟ้า และเนื่องจากโรงไฟฟ้าประเภทนี้ใช้ยูเรเนียมธรรมชาติเป็นเชื้อเพลิง ทำให้ต้องเปลี่ยนเชื้อเพลิงทุกวัน ดังนั้นจึงมีการออกแบบให้โรงไฟฟ้าประเภทนี้สามารถเปลี่ยนเชื้อเพลิงได้โดยไม่ต้องหยุดการทำงานของเครื่องปฏิกรณ์
โรงไฟฟ้าพลังงานนิวเคลียร์แบบ High Temperature Gas Cooled Reactor (HTGR)
โรงไฟฟ้าพลังงานนิวเคลียร์ประเภทนี้ใช้ก๊าซเป็นตัวระบายความร้อน มีความปลอดภัยในตัวเองสูง (inherent safety) กล่าวคือมีแนวโน้มการเกิดอุบัติเหตุต่ำแม้ไม่มีการควบคุม เป้าหมายของเครื่องปฏิกรณ์ลักษณะนี้ไม่ได้มุ่งเน้นการผลิตไฟฟ้า แต่เน้นการผลิตเชื้อเพลิงไฮโดรเจนเพื่อใช้กับเครื่องยนต์ โดยหลักการเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ประเภทนี้สามารถประยุกต์ใช้ได้ทั้งกับเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ที่ใช้นิวตรอนพลังงานต่ำและนิวตรอนพลังงานสูง โดยใช้ U-235, Pu-239 และ U-233 เป็นเชื้อเพลิง
โรงไฟฟ้าพลังงานนิวเคลียร์แบบ Fast Neutron Reactor (FNR)
เป็นโรงไฟฟ้าพลังงานนิวเคลียร์ที่เน้นปฏิกิริยาการแตกตัวที่เกิดจากนิวตรอนพลังงานสูง เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ประเภทนี้สามารถใช้ U-238 ซึ่งมีอยู่มากมายในธรรมชาติเป็นเชื้อเพลิง ซึ่งช่วยลดปัญหาเรื่องการจัดหาเชื้อเพลิงและการเสริมสมรรถนะ โดย FNR บางแบบสามารถถูกออกแบบให้แปลง U-238 เป็น Pu-239 ซึ่งสามารถใช้เป็นเชื้อเพลิงให้กับเครื่องปฏิกรณ์ทั่วไปได้อีกส่วนหนึ่ง เรียกเครื่องปฏิกรณ์ลักษณะนี้เรียกว่า Fast Breeder Reactor (FBR)
เครื่องปฏิกรณ์แบบ FBR จะใช้นิวตรอนเร็วเป็นตัวกระตุ้นปฏิกิริยาฟิชชัน เชื้อเพลิงที่ใช้เป็นสารประกอบของ PuO2 และมี U-238 ซึ่งเป็นวัสดุเฟอร์ไทล์ห่อหุ้มรอบแกนปฏิกรณ์ นิวตรอนที่เกิดขึ้นจากปฏิกิริยาฟิชชันจะเข้าทำปฏิกิริยานิวเคลียร์กับ U-238 ได้พลูโตเนียมเป็นผลผลิต ซึ่งสามารถสกัดเป็นเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ต่อไปได้อีก โรงไฟฟ้าประเภทนี้มีระบบระบายความร้อนเป็นแบบ 2 วงจรโดยมีโซเดียมเหลวเป็นสารหล่อเย็น
โรงไฟฟ้าพลังงานนิวเคลียร์แบบโมดูลขนาดเล็ก (Small Modular Reactor: SMR)
โรงไฟฟ้านิวเคลียร์แบบ SMR เป็นเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ที่มีกำลังการผลิตน้อยกว่า 300 เมกะวัตต์ มีลักษณะเป็นโมดูลที่ผลิตและประกอบเบ็ดเสร็จจากโรงงานผู้ผลิต สามารถขนย้ายโดยรถบรรทุกหรือรถไฟ เพื่อนำไปติดตั้งในพื้นที่ที่ต้องการได้อย่างสะดวก ในบางรุ่นสามารถติดตั้ง SMR หลายโมดูลประกอบกันเพื่อเพิ่มกำลังการผลิตไฟฟ้าได้ โรงไฟฟ้าประเภทนี้มีข้อได้เปรียบในเรื่องของความคุ้มค่าทางเศรษฐศาสตร์ ใช้เงินลงทุนต่ำกว่า ใช้เวลาก่อสร้างน้อยกว่า และเรื่องความปลอดภัยที่มีกำลังการผลิตต่ำกว่า รวมถึงความซับซ้อนของระบบน้อยกว่า และสามารถนำไปประยุกต์ในภาคอุตสาหกรรมอื่น ๆ เช่น การผลิตน้ำจืด การผลิดก๊าซไฮโดรเจนได้