X
تبلیغات
رایتل

مقاله انرژی هسته ای از ابتدا تا انتها

 

انرژی هسته ای

 

 

                                                                                                                                                                                                                                                                                      مقدمه :

 

 

 

           انرژی یکی از مهمترین نیاز های جامعه امروزی است ، از آنجایی که استحصال انرژی از منابع سوخت فسیلی برای بشر و محیط زیست او ، به دلیل ایجاد گازهای گلخانه ای ،  زیان های جبران ناپذیری را به همراه دارد ، این روزها جامعه بشری به دنبال جایگزین های نوینی از انرژی است . از مناسب ترین آنها   می توان به انرژی هسته ای نهفته در هسته اتم ها اشاره کرد ،که این انرژی بیش از 5 دهه است که مورد بهره برداری قرار دارد .

استفاده از نیروی هسته‌ای از 50 سال پیش آغاز شد و اینک این نیرو همان اندازه از برق جهان را تأمین می‌کند که 40 سال پیش بوسیله تمام منابع انرژی تأمین می‌شد. حدود دو سوم از جمعیت جهان در کشورهایی زندگی می‌کنند که نیروگاههای هسته‌ای آنها در زمینه تولید برق و زیر ساختهای صنعتی نقش مکمل را ایفا می‌کنند. نیمی از مردم جهان در کشورهایی زندگی می‌کنند که نیروگاههای هسته‌ای در آنها در حال برنامه‌ریزی و یا در دست ساخت هستند. به این ترتیب ، توسعه سریع نیروی هسته‌ای جهان مستلزم بروز هیچ تغییر بنیادینی نیست و تنها نیازمند تسریع راهبردهای موجود است. امروزه حدود 440 نیروگاه هسته‌ای در 31 کشور جهان برق تولید می‌کنند. بیش از 15 کشور از مجموع این تعداد در زمینه تأمین برق خود تا 25 درصد یا بیشتر ، متکی به نیروی هسته‌ای هستند. در اروپا و ژاپن سهم نیروی هسته‌ای در تأمین برق بیش از 30 درصد است، در آمریکا نیروی هسته‌ای 20 درصد از برق را تأمین می‌کند. در سرتاسر جهان ، دانشمندان بیش از 50 کشور از حدود 300 راکتور تحقیقاتی استفاده می‌کنند تا درباره فناوریهای هسته‌ای تحقیق کرده و برای تشخیص بیماری و درمان سرطان ، رادیوایزوتوپ تولید کنند.همچنین در اقیانوسهای جهان راکتورهای هسته‌ای نیروی محرکه بیش از 400 کشتی را بدون اینکه به خدمه آن و یا محیط زیست آسیبی برسانند، تأمین می‌کنند.

منشا:

"رونتگن" در 1895 پرتو ایکس نافذ حاصل از یک لوله تخلیه را کشف کرد و "بکرل" در 1896 پرتوهایی مشابه (که امروزه لاندا می نامیم) را با منشا کاملا متفاوت کشف کرد که منجر به کشف اورانیوم و پدیده ی پرتوزایی شد.

در 1905 "انیشتن"  نتیجه گیری کرد که جرم هر جسمی با سرعت آن افزایش پیدا می کند و فرمول مشهور خود E=mc2 راکه بیانگر هم  ارزی جرم و انرژی است بیان نمود.

(کوری ها در 1898 عنصرپرتوزای رادیوم را جداسازی نمودند) در زمان انیشتین بررسی تجربی مقدور نبود و انیشتین نتوانست مفاهیم معادله خود را پیش بینی کند.

 

درسال ۱۹۳۸ زمانیکه شیمیدان آلمانی اتو هان (به آلمانی: Otto Hahn) و فریتزاسترسمن (به انگلیسی: Fritz Strassmann) فیزیکدان اتریشی لایز میتنر

(به انگلیسی: Lise Meitner) و اتو رابرت فریش (به انگلیسی: Otto Robert Frisch) در حال آزمایش بر روی اورانیوم بمباران شده بودند متوجه شدند که نوترون شلیک شده می‌تواند نتیجه‌ای باورنکردنی داشته باشد و هسته اورانیوم را به دو یا چند قسمت تقسیم کند.

 

 

 بعدها دانشمندان زیادی (و در صدر آن‌ها لیو زیلارد) دریافتند که پخش تعدادی نوترون در فضا هنگام یک شکافت هسته‌ای می‌تواند واکنشی زنجیره‌ای را از این قابلیت به وجود آورد.

 این کشف دانشمندان را در برخی کشورها (از جمله ایالات متحده، انگلستان، فرانسه، آلمان و اتحاد جماهیر شوروی) بر آن داشت تا از دولت‌های خود برای ادامه تحقیقات در این زمینه درخواست پشتیبانی مالی کنند.

 

انرژی هسته‌ای نخستین بار به وسیله انریکو فرمی در سال ۱۹۳۴ در یکی از آزمایشگاه‌های دانشگاه شیکاگو تولید شد. این اتفاق زمانی رخ داد که تیم او مشغول بمباران کردن هسته اورانیوم با نوترون بودند. این پروژه (که با نام Chicago Pile-۱ شناخته شد) با فوریت تمام در ۲ دسامبر ۱۹۴۲ به بهره‌برداری رسید و بعدها به بخشی از پروژه منهتن تبدیل شد. طی این پروژه راکتورهای بزرگی را برای دستیابی به پلوتونیوم و استفاده از آن در سلاح هسته‌ای در هانفورد واشینگتن راه‌اندازی کردند.

 

 

 

 

در نهایت در روز 27 ژوئن 1954 اتحاد جماهیر شوروی اولین نیروگاه هسته ای 5 مگا واتی را برای نخستین بار وارد شبکه برق سراسری خود نمود . اولین نیروگاه تجاری دنیا را انگلستان با توان 50 مگاوات مورد بهر برداری قرار داد . بدین ترتبیب توجه بشر به سمت انرژی هسته ای جلب شده و باعث گردید فیزیک هسته ای و در نتیجه فناوری هسته ای شکل بگیرد و بعنوان شاخه ای نوین وارد فناوری های بشری شود.

در سال ۲۰۰۴ انرژی هسته‌ای در تولید کل انرژی مصرفی جهان سهمی در حدود ۶٫۵٪، و در تولید انرژی الکتریکی سهمی در حدود ۱۵٫۷٪ داشته‌است که کشورهای ایالات متحده، فرانسه، و ژاپن در مجموع حدود ۵۷٪ از کل انرژی الکتریکی هسته‌ای جهان را به خود اختصاص داده‌اند. در سال ۲۰۰۷ آژانس بین‌المللی انرژی هسته‌ای از وجود ۴۳۹ راکتور هسته‌ای در حال ساخت در ۳۱ کشور در سراسر جهان خبر داد.

 

ایالات متحده آمریکا با تولید حدود ۲۰٪ انرژی مورد نیاز خود از راکتورهای هسته‌ای در میزان کل تولید انرژی هسته‌ای جایگاه اول جهان را داراست، حال آن که فرانسه با تولید ۸۰٪ انرژی الکتریکی مورد نیاز خود در ۱۶ نیروگاه هسته‌ای از نظر درصد دارای رتبه اول در جهان است. این درحالی است که در کل اروپا، انرژی هسته‌ای ۳۰٪ برق مصرفی این قاره را تامین می‌کند. البته سیاست‌های هسته‌ای در کشورهای اروپایی با هم متفاوتند طوری که در کشورهایی نظیر ایرلند یا اتریش هیچ راکتور هسته‌ای فعالی وجود ندارد.

براساس گزارش وزارت صنایع فرانسه ، هزینه یک نیروگاه هسته‌ای 1400 مگا واتی معادل 15.4 میلیارد فرانک ، یک نیروگاه گاز سوز با همین ظرفیت 4.3 میلیارد فرانک و یک نیروگاه زغال سنگ سوز با ظرفیت مشابه 9 میلیارد فرانک ارزش دارد. در مقابل ، این امتیاز برای گاز ارمغانی به همراه ندارد. زیرا هزینه تولید هر کیلو وات ساعت برق تا 70 درصد به قیمت سوخت بستگی دارد.

بر اساس مطالعات انجام گرفته ، 43 سال دیگر نفت ، 66 سال دیگر گاز طبیعی و 233 سال دیگر زغال سنگ تمام خواهد شد، اما هنوز می‌توان ذخایر تازه کشف کرد. اورانیوم مورد نیاز تا 60 سال دیگر وجود دارد.

پس از جنگ جهانی دوم دولت ایالات متحده که می‌ترسید تحقیقات هسته‌ای باعث انتشار دانش هسته‌ای و در نتیجه سلاح هسته‌ای شود کنترل‌های سخت‌گیرانه‌ای در مورد تحقیقات هسته‌ای اعمال کرد و به طور کلی بیشتر تحقیقات هسته‌ای بر روی اهداف نظامی متمرکز شوند.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 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 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.

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.

 

 

 

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.

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. 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. 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 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.

کاربرد :

        

             در سال 2007 انرژی معادل 14% انرژی کل دنیا با استفاده از 439 نیروگاه هسته ای در 31 کشور تولید شده است و سهم فرانسه با تولیدبیش از 79 % درصد انرژی الکتریکی خود از این طریق از سایرین  بیشتر بود ه است . همانطور که گفته شد مهمترین استفاده از فناوری هسته ای ایجاد انرژی به کار رفته در جوامع است، اما علاوه بر این استفاده فناوری هسته ای استفاده های دیگری را ن یز دارد که از آن جمله می توان به پنج کاربرد اساسی دیگر نیز اشاره کرد :

• کشاورزی: از فناوری هسته ای در کاربرد های کشاورزی از قبیل جهش ژنی برای تولید گیاهان مقاوم در برابر آفات و و حشرات مضر و یا بالا بردن کیفیت محصولات دامی را می توان نامبرد .

 

 

• پزشکی: پزشکی هسته ای تا به آن حدی گسترش پیدا نموده که امروزه شاخه ای از فناوری به نام پزشکی هسته ای را به خود اختصاص داده است . به طور مثال از رادیو ایزوتوپ ها در تصویر برداری استفاده گسترده ای می گردد ، در این روش با استفاده از رادیو ایزوتوپ های کبالت 60 ، تالیوم 201 و چندین نوع دیگر از رادیو داروها اقدام به تصور برداری می کنند.

 

 

• صنایع :  در صنایع کاربرد های گوناگونی برای این فناوری تعریف شده است که از آن جمله می توان آزمایش غیر مخرب جوش ، سختی سنجی ، ضخامت سنجی و یا نشت یابی را نامبرد .

 

• نظامی:  با وجود آنکه پیمانی به نام پیمان عدم تکثیر سلاح های هسته ای N.P.T.  بطور بین اللملی میان کشور های مختلف  وجود دارد اما همچنان این کاربرد خانمان سوز در بین بسیار از کشورها  مانند رژیم نا مشروع اسرائیل ،امریکا ،روسیه و... به طور گسترده ای مورد توجه است.

 

 

کاربرد انرژی هسته ای در دسترسی به منابع آب :
تکنیکهای هسته ای برای شناسایی حوزه های آب زیر زمینی هدایت آبهای سطحی و زیر زمینی ، کشف و کنترل نشت و ایمنی سدها مورد استفاده قرار میگیرد. در شیرین کردن آبهای شور نیز انرژی هستهای کاربرد دارد.

محاسن و معایب انرژی هسته ای بر سایر انرژی ها:

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.

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.

 

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

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.

 

حادثه اتمی چرنوبیل بدترین حادثه اتمی غیرنظامی تاریخ جهان است که در رآکتور شماره ۴ نیروگاه چرنوبیل اکراین در ۲۶ آوریل ۱۹۸۶ اتفاق افتاد. این راکتور از رآکتورهای RBMK بود.

 

 

حادثه

در ۲۵ و ۲۶ آوریل 1986متصدیان راکتور برای انجام آزمایشی سیستم ایمنی راکتور را غیر فعال کردند (کندکننده‌های نوترون را از آن خارج کردند).نتیجه آن راکتوری بدون کندکننده مناسب و از کنترل خارج شدن آن بود. بدون توانایی در کنترل رآکتور، دمای آن به حدی رسید که بیشتر از حرارت خروجی طرح ریزی شده بود.در اولین گام یک منطقه انزوا در محدوده 30 کیلومتری اطراف نیروگاه چرنوبیل تعیین شد. از 27 آوریل سال 1986 حکومت اوکراین ساکنین شهرهای پریپیتت و چرنوبیل، و روستاهای داخل منطقه 30 کیلومتری (حدود 100 هزار نفر) را به خارج این محدوده انتقال داد.پنهان کردن اطلاعات مربوط به فاجعه چرنوبیل باعث شکل گیری و گسترش شایعات باور نکردنی پیرامون نتایج فاجعه شد. ریاست شوروی از پذیرش همکاری بین المللی برای انجام عملیات« امحا» نتایج فاجعه هسته ای امتناع کرد. تنها در سال 1989 بود که حکومت شوروی از آژانس انرژی اتمی به منظور ارزیابی کارشناسی عملیات «امحا»، درخواست کمک کرد.

حادثه اتمی تری مایل آیلند

حادثه اتمی تری مایل آیلند بد ترین حادثه اتمی آمریکا و دومین فاجعه راکتورهای هسته‌ای دنیا (بعد از حادثه چرنوبیل) است که در ۲۸ مارس ۱۹۷۹ در تری مایل آیلند آمریکا اتفاق افتاد.

 

 

امتیاز و برتری انرژی هسته‌ای:

 

امتیاز و برتری انرژی هسته‌ای در این است که حتی یک مولکول گاز کربنیک از راکتور هسته‌ای به هوا نمی‌رود. در عوض اورانیوم مورد نیاز این راکتور باید با کامیونهایی که سوخت فسیلی (نفت) می سوزانند، حمل و نقل گردد. همچنین مراحلی که برای کار با اورانیوم انجام می‌شود، به سوخت نفتی نیازمند است. در مجموع هر کیلو وات ساعت برق هسته‌ای حدود 25 گرم گاز گلخانه‌ای تولید می‌کند. هر کیلو وات ساعت برف زغال سنگ سوز ، 650 تا 1250 گرم گاز کربینیک تولید می‌کند. همچنین برای تولید هر کیلو وات ساعت برق از نیروگاههای گاز سوز، 450 تا 650 گرم گاز کربنیک انتشار می‌یابد.

یک نیروگاه هسته‌ای صد مگاواتی سالانه پانصد تن زباله با درجه رادیو اکتیو ضعیف ، دویست تن زباله با درجه رادیواکتیو متوسط و 25 تن زباله با درجه رادیواکتیو شدید تولید می‌کند. در مقایسه ، یک نیروگاه برق زغال سنگ سوز 350 هزار تن زباله سخت (زباله‌های معدنی ، خاکستر و تفاله آهن) که صدها کیلو فلز سنگین نیز در میان آنها وجود دارد ، تولید می‌کند. البته پیشرفتهای فنی باید اجازه دهد که از این میزان زباله کاسته شود. با وجود این سوخت فسیلی از نظر تولید زباله پر بار هستند. اما گاز ، بجز گاز کربنیک ، تقریبا زباله یا تولید جانبی خطرناکی ندارد. رادیو اکتیویته نامرئی است، اما حتی ضعیفترین درجه رادیو اکنیویته که ممکن است برای محیط زیست مضر باشد، قابل ردیابی است. در نتیجه نیروگاههای هسته‌ای را می‌توان به خوبی کنترل کرد و در واقع کشف خطر آنها راحتتر از نیروگاههای گرمایی کلاسیک است.

 

طی مطالعات انجام گرفتته آسیبهای ناشی از سوختهای فسیلی با در نظر گرفتن آسیبهای مربوط به گازهای گلخانه‌ای تقریبا تا دو برابر آسیبهای انرژی هسته‌ای می‌باشد

 

انرژی هسته‌ای با مصارف غیر نظامی تا به حال کمتر از انرژیهای فسیلی قربانی گرفته است. یک نیروگاه هسته‌ای در شرایط فعالیت معمول و سالم مواد رادیواکتیو ساطع می‌کند. ولی میزان آسیب پذیری به مراتب کمتر از آزمایشهای رادیولوژیک و رادیواکتیویته طبیعی (رادون) است. سوختهای فسیلی نیز مقادیر زیادی از آلوده کننده‌های خطرناک را در هوا می‌پراکند که مضرات زیادی داشته و در اکثر موارد کشنده نیز می‌باشد

کشف شکافت:

 

طی سال های 1930" انریکوفرمی "و همکاران وی در ایتالیا، تعدادی آزمایش با نوترون تازه کشف شده انجام دادند آن ها استدلال کردند که نبود بار نوترون آن را در نفوذ به هسته موثر می سازد. از جمله کشفیات فرمی، تمایل زیاد بسیاری از عناصر به کند کردن نوترون و تنوع رادیوایزوتوپ هایی بود که می توانست از گیراندازی نوترون تولید شود.

"برایت" و "وینکر" توضیح نظری فرآیندهای نوترون کند را در سال 1936 ارائه نمودند.

 فرمی اندازه گیری های توزیع هر دو نوترون سریع و کند را انجام داد و رفتار آن ها را از لحاظ پراکندگی کشسان ،اثرات پیوند شیمیایی و حرکت گرمایی در مولکول های هدف توضیح داد.

تا این فاصله زمانی هنوز فرآیند شکافت شناسایی نگردید. تا اینکه در سال 1939 تا 1940 توسط فعالیت هان، اشتر اسمن و سپس فریش و... در انتها فرمی پدیده شکافت کشف شد.

کشف شکافت همراه با امکان انجام یک واکنش زنجیره ای با شدت انفجاری در برهه ای از زمان از اهمیت خاصی برخوردار بود زیرا جنگ جهانی دوم در 1939 شروع شده بود.

 

 

 

 

تاریخچه انرژی هسته ایاولین واکنش ذ نجیره ای خود تقویت شونده:

در سال 1939 "بور" به آمریکا آمد و در کشفیات "انیشتن" و "هان" شریک شد. وی همچنین "فرمی" را در کنفرانسی در واشنگتن ملاقات کرد.

آنها برای اولین بار وجود واکنش ذنجیره ای خود تقویت شونده را مطرح کردند. در این فرآیند اتم ها را برای تولید مقدار زیادی انرژی شکافت می دهند. دیگر دانشمندان در سرار دنیا در حال باور این مسئله بودند که می توان از شکافت هسته برای تولید انرژی استفاده کرد. این زمانی ممکن بود که مقدار زیادی اورانیم بتوانند با یکدیگر تحت شرایط مناسب ترکیب شوند و واکنش ذنجیره ای خود تقویت شونده ای را بوجود آورند که جرم بحرانی نامیده می شود.

فرمی و همکارش در سال 1941 طرح اولین طرح راکتور زنجیره ای اورانیم را ارائه دادند. مدل آن ها شامل مقداری اورانیم بود که در محفظه ای از گرافیت جمع شده بود تا مدلی از مواد شکافت پذیر را بسازد. در اوایل سال 1942 دانشمندان به دعوت فرمی در شیکاگو برای ارئه نظریات خود گرد آمدند و در همان سال آمادگی ساخت اولین راکتور هسته ای را پیدا کردند و در استادیوم شهر شیکاگو طرح خود را که علاوه بر گرافیت و اورانیم دارای کادمیوم( عنصری که نوترون ها را می شکافد) به نمایش گذاشتند.

 

 

 

پیشرفت انرژی هسته ای برای مقاصد صلح آمیز

اولین راکتور هسته ای تنها یک شروع بود. اولین تحقیقات در این رشته که تحت پروژه سری به نام "منهتن" صورت گرفت، برای ساخت بمب اتمی برای جنگ جهانی دوم بود. هرچند دانشمندانی هم بودند که روی راکتورهای شکافنده مواد دارای قابلیت شکافت در واکنش زنجیره ای کار می کردند، و این به تولید مواد شکافت پذیر بیشتری منجر شد. بعد از ایالات متحده سرمایه گذاری بیشتری را در جهت پیشبرد این علم برای منافع غیر نظامی انجام داد و در اوایل سال 1951 راکتور زاینده ای ساخت که می توانست الکتریسیته تولید کند.

 

انرژی هسته ای در ایران:

 

استفاده از انرژی هسته‌ای در دوران سلطنت محمدرضا شاه پهلوی مطرح شد و با ایجاد سازمان انرژی اتمی ایران آغاز پروژه راکتور اتمی بوشهر و مشارکت مالی ایران در طرح‌های فناوری سوخت اتمی فرانسه آغاز شد.

در سال 1974(1353)، سازمان انرژی اتمی ایران (A.F.O.I) تأسیس شد و دکتر اعتماد، به ریاست آن منصوب شد.

با پیروزی انقلاب ایران در سال 1357 این مقوله متوقف شد. جنگ ایران و عراق منجر به تغییر موضع کشورهای غربی که مخالف این انقلاب بودند شد و مساعدت آنها را برای تکمیل این پروژه غیر ممکن کرد. شرکت آلمانی کا.و.اوkvo)) که پیمانکار این پروژه بود هنگامی که تنها 15%به تکمیل آن باقی مانده بود، از ادامه کار سرباز زد.

در بحبوحه جنگ ایران و عراق و کمبود شدید منابع نیرو در کشور، ایران با روی آوردن به اسپانیا و ژاپن کوشش در تکمیل پروژه بوشهر کرد که موفقیت آمیز نبود. سپس قراردادی با روسیه برای به انجام رساندن کار نیروگاه بوشهر امضا شد که کار آن هنوز ادامه دارد و چند بار زمان پایان پروژه به تعویق افتاده است. لازم به ذکر است که ایران در سال 1958، به عضویت آژانس بین‌ المللی انرژی اتمی (I.A.E.A) درآمد.

ایران در سال 1968، پیمان عدم تکثیر سلاح‌های هسته‌ای (N.P.T) را پذیرفت و در سال 1970، آن را در مجلس شورای ملی به تصویب رساند.

انرژی هسته ای در ایراناگر چه ایران از دیدگاه قوانین آژانس بین المللی انرژی اتمی و همچنین از نقطه نظر پیمان‌نامه منع گسترش سلاح‌های هسته‌ای حق تحقیق و استفاده صلح‌آمیز از فن‌آوری هسته‌ای را دارد، کشورهای غربی به رهبری آمریکا تلاش پیگیری را آغاز کرده‏اند که ایران را برای همیشه از هرگونه استفاه از فناوری انرژی هسته‏ای منع کنند. در با وجود همه این تلاش ها در آوریل 2006،ایران اعلام کرد که موفق به غنی‌سازی اورانیوم به میزان 3.5 درصد شده است.

 

 

 

اورانیوم:

 

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.
اورانیوم طبیعی (که بشکل اکسید اورانیوم است) شامل3/99% از ایزوتوپ اورانیوم 238 و7/0% اورانیوم 235است. که نوع 235 آن قابل شکافت است و مناسب برای بمب ها ونیروگاههای هسته ای است. این عنصر از نظر فراوانی در میان عناصر طبیعی پوسته در رده 48 قراردارد. از نظر تراکم و چگالی باید گفت 6/1 مرتبه متراکم تر از سرب است. وهمین تراکم باعث سنگین تر شدن آن می شود.برای مثال اگر یک گالن شیر وزنی حدود 4 کیلوگرم داشته باشد ,یک گالن اورانیوم 75 کیلوگرم وزن دارد!!!
استفاده از اورانیوم به شکل اکسیدطبیعی آن به سال 79 میلادی بر می گردد یعنی زمانی که این عنصر برای اضافه کردن رنگ زرد به سفال لعابدار استفاده شد (شیشه زرد با یک در صد اورانیوم در نزدیکی ناپل ایتالیا کشف شده است.)
کشف این عنصر به شیمیدان آلمانی به نام مارتین هنریچ کلاپرس اختصاص داده شد که در سال 1789 اورانیوم را به صورت قسمتی از کانی که آن را،  پیچ بلند(pitchblende) نامید کشف شد. نام این عنصر را بر اساس سیاره اورانوس که هشت سال قبل از آن کشف شده بود برگزیده شد .این عنصر در سال 1841 به صورت فلز جداگانه توسط ،ایگون ملچیورپلیگوت (eugne melchior peligot) استفاده شد.

در پروژه Manhattan نامهای Tuballoy و Oralloy برای اورانیوم طبیعی و اورانیوم غنی شده بکار برده شد. این اسامی هنوز نیز برای اورانیوم غنی شده و اورانیوم طبیعی بکار برده میشوند.

کشورهای اصلی تولید کننده اورانیوم:سترالیا،چین،کانادا،قزاقستان،نامیبیا،نیجر،روسیه،ازبکستان

 

منابع اورانیم :

اورانیمبر اساس اطلاعات موجود در سال 1999بیش از 90% تولید جهانی اورانیوم توسط ده کشور تامین گردیدند که این کشورها عبارتند از: استرالیا، کانادا، قزاقستان، نامیبیا، نیجر، فدراسیون روسیه، آفریقای جنوبی، اکرائین، آمریکا و ازبکستان که هر یک از این ممالک بیش از 1000 تن اورانیوم تولید و روانه بازار کردند. در این میان کانادا با 25% تولید در صدرو استرالیا و نیجر با 14.8% و 9% تولید جهانی درمرتبه دوم و سوم قرار دارند.. حدود 50% تولید از معادن نزدیک به سطح زمین که کم هزینه می باشند بوده و 32% از معادن واقع در عمق زمین که پر هزینه تر می باشد و مابقی نیاز از طرق سایر منابع تامین شده اند. در سالهای بعد تاکید بر استخراج اورانیوم از معادن نزدیک به سطح زمین دارای اهمیّت بیشتری گردیده و بخش اعظمی از معادن درعمق بدلیل

 پر هزینه بودن استخراج تعطیل شده اند.

در سالهای بین 1991 و 1999 معادل 40% نیاز جهانی از طریق منابعی غیر از معادن و بطور مشخص از موجودی سوخت راکتورهای تعطیل شده تامین گردیدند. از سال 1995 یک منبع مهم دیگر تامین اورانیوم به عرصه آمد که امتیاز آن عمدتا در اختیار آمریکا و روسیه می باشد و آن استفاده از اورانیوم موجود در سلاحها و موشکهای هسته ای بود که در قالب پیمانهای خلع سلاح اتمی از زرادخانه های هسته ای خارج گردیدند و در حال حاضر نیز این منبع عظیم کماکان مورد بهره برداری این دو کشور بزرگ اتمی قرار دارند. از سوی دیگر تکنو لوژی استخراج اورانیوم و قیمت جهانی آن اهمیت فراوانی در استخراج و عرضه آن پیدا کرده است. برابر اطلاعات موجود، علیرغم وجود مقادیر قابل توجه این فلز در نقاط مختلف، تعدادی از کشورهای تولید کننده بدلیل هزینه بالای استخراج و همچنین عدم برخورداری از تکنولوژی پیشرفته در امر استخراج مراکز اکتشاف خود را تعطیل کرده اند و هم اکنون بدلایل فنی، مالی و مدیریتی عملا استخراج و عرضه اورانیوم جهت مقاصد تجاری در دست ممالک صنعتی بزرگ قرار دارند.

در حال حاضر 24 کشور دارای معادن اورانیوم در نزد آژانس بین المللی انرژی اتمی ثبت شده اند که بغیر از چین، پاکستان و هندوستان مابقی گزارشات رسمی منابع و معادن اورانیوم خود را ارائه می دهند. ضروری است توجه شود که هزینه تولید 130 دلار آمریکا برای هر کیلو اورانیوم زیاد محسوب و منابع با هزینه تولید کمتر که عبارت از 80 دلار و 40 دلار در هر کیلو هستند بسیار با صرفه ترند و برای مثال کانادا در سال 1999 ،31% از این اورانیوم بسیار اقتصادی را به بازار عرضه نمود. پیش بینی می شود که تا سال 2015 نیاز جهانی اورانیوم مابین 54500 الی 79800 تن باشد در حالیکه تولید جهانی در همین دوره بین 42000 تن تا 62000 در خوشبیتاته ترین حالت برآورد می گردد .بر اساس چنین واقعیاتی است که تدریجا توسعه بیشتر نیروگاههای هسته ای مورد بازنگری جدّی قرار گرفته و توجه به منابع دیگر مانند ژئو ترمال رو به افزایش است.

بر اساس گزارشهای رسمی ایران به آژانس، ذخائر اورانیوم قطعی ایران بعد از حدود بیست سال اکتشاف و تحقیق 491 تن برآورد گردیده است که می توان 876 تن منبع احتمالی قابل بهره برداری با هزینه استخراج هر کیلو 80 تا 130 دلار را نیز بر آن افزود.

علاوه بر اینها فرضیات غیر قابل اثباتی در مورد وجود 4500 تن اورانیوم دیگر و یا احتمال پیدا شدن 5000 تن ذخائر جدید وجود دارند که تا کنون تائید نگردیده اند. برابر این آمار، منابع قطعی اورانیوم ایران را باید حدود1400 تن برآورد کرد وهر سیاستی باید با توجه به این ارقام طراحی وبرنامه ریزی شود. مطلبی که این آمار و ارقام به زبان روشن بیان می کنند این است که ما به هیچ وجه دارای منابع قابل اعتنای اورانیوم که بتواند نیاز بلند مدّت ما را جهت برق هسته ای تامین کنند نیستیم و تامین برق از نیروگاه های اتمی بدون تامین سوخت از خارج مقدور نیست و حتّی اگر غنی سازی را هم به حدّ کمال انجام دهیم چاره ای بجز وارد کردن اورانیوم(منظور ماده معدنی اورانیوم) از منابع خارجی که بطور عمده در کنترل کشورهای خاصّی هستند نداریم و اصولا بحث خود کفائی کشور در این مورد بنظر نمی رسد که بر مبنای اطلاعات صحیحی طرح شده باشد.

 

ترکیبات:

تترا فلوروئید اورانیوم UF4که به نمک سبز معروف است یک محصول میانی هگزافلورید اورانیوم میباشد. هگزا فلورید اورانیوم UF6 جامد است که در دمای بالای 56 درجه سانتیگراد بخار میشود. UF6 ترکیب اورانیوم است که برای دو فرایند غنی سازی Gaseous Diffusion و Centrifuge استفاده میشود. و در صنعت با نام ساده Hex خوانده میشود.

 

اورانیوم عنصر طبیعی است که تقریبا در تمام سنگها آب و خاک به میزان کم یافت میشود. و بنظر می رسد که مقدار آن از سنگ سرمه، برلیوم، کادیوم، جیوه، طلا، نقره و تنگستن بیشتر باشد و این فراوانی در حد آرسنیک و مولیبدنیوم است  .مقدار بیشتری از اورانیوم در موادی از قبیل صخره های فسفاتی و کانیهای مانند Lignite و Monazite یافت میشود. که بیشتر برای مصارف اقتصادی از همین منابع استخراج می شود.

 

آسیاب کردن اورانیوم:

محل آسیاب کردن معمولاً به معدن استخراج اورانیوم نزدیک است. بیشتر امکانات استخراجی شامل یک آسیاب می‌شود. هرچه جایی که معدن‌ها قرار دارند به هم نزدیک‌تر باشند یک آسیاب می‌تواند عمل آسیاب‌سازی چند معدن را انجام دهد. عمل آسیاب‌سازی اکسید اورانیوم غلیظی تولید می‌کند که از آسیاب حمل می‌شود. گاهی اوقات به این اکسیدها کیک زرد می‌گویند که شامل 80 درصد اورانیوم می‌باشد. سنگ معدن اصل شاید دارای چیزی در حدود 1/0 درصد اورانیوم باشد.
در یک آسیاب، اورانیوم با عمل سنگ‌شویی از سنگ‌های معدنی خرد شده جدا می‌شود که یا با اسید قوی و یا با محلول قلیایی قوی حل می‌شود و به صورت محلول در می‌آید. سپس اورانیوم با ته‌نشین کردن از محلول جدا می‌شود و بعداز خشک کردن و معمولاً حرارت دادن به صورت اشباع شده و غلیظ در استوانه‌های 200 لیتری بسته‌بندی می‌شود.
باقیمانده سنگ معدن که بیشتر شامل مواد پرتوزا و سنگ معدن می‌شود در محلی معین به دور از محیط معدن در امکانات مهندسی نگهداری می‌شود. (معمولاً در گودال‌هایی روی زمین).
پس‌مانده‌های دارای مواد رادیواکتیو عمری طولانی دارند و غلظت آنها کم خاصیتی سمی دارند. هرچند مقدار کلی عناصر پرتوزا کمتر از سنگ معدن اصلی است و نیمه عمر آنها کوتاه خواهد بود اما این مواد باید از محیط زیست دور بمانند

اکتشاف و استخراج و تغلیظ اورانیم:

اورانیم موجود در سنگ معدن حدود یک درصد است که توسط روشهای مکانیکی و شیمیایی به اکسید اورانیم که کیک زرد نام دارد تبدیل می شود. اورانیم235 قابل شکافت و مناسب برای سوخت هسته ای در اکسید اورانیم وجود دارد که با ظرفیت صفر یا آزاد هرگز در طبیعت وجود ندارد. اورانیم یک فلز رادیواکتیو است که استفاده از آن درراکتورهای هسته ای برای تولید الکتریسیته اقتصادی برآورد شده است. در ایران مرکزی انواع دگرگونی با پرتوزایی قابل توجه یافت می شود. برای استخراج اورانیم از روشهای روباز زیرزمینی بازیابی درجا وروش بازیابی تپه ای استفاده می شود.

عملیات تغلیظ بلافاصله پس از استخراج وآماده سازی مواد معدنی به فرایندهای کانه آرایی جداسازی اورانیم از مواد معدنی و تخلیص آن اطلاق می گردد. محصول تغلیض شده اورانیم را کیک زرد می نامند که حدودا 60% اورانیم دارد. مهم ترین فرایند تغلیظ لیچینگ (محلول سازی) نام دارد. 

 

هشدار ها:

تمام ترکیبات اورانیوم سمی و رادیو اکتیو هستند. سمی بودن این عنصر میتواند کشنده باشد. در مقادیر بسیار کم خاصیت سمی بودن این عنصر به کلیه آسیب میرساند. خواص رادیو اکتیوی این عنصر نیز سیستماتیک و نظام بند است. در کل ترکیبات اورانیوم به سختی جذب روده و ریه میشوند و خطرات رادیولوژیکی آن باقی میماند. فلز خالص اورانیوم نیز خطر آتش سوزی به همراه دارد.
فرد ممکن است با تنفس غبار اورانیو م در هوا یا خوردن و آشامیدن آب و غذا در معرض این عنصر قرار بگیرد. البته بیشتر این عمل از طریق خوردن آب و غذا صورت میگیرد. جذب روزانه اورانیوم در غذا 0.07 تا 1.1 میکروگرم میباشد. مقدار اورانیوم در هوا معمولا بسیار ناچیز است. افرادی که در کنار تاسیسات هسته ای دولت و یا معادن استخراج اورانیوم زندگی میکنند بیشتر در معرض این عنصر قرار می گیرند.
اورانیوم ممکن است که درطریق تنفس یا بلع و یا در موارد استثنایی از طریق شکافی روی پوست وارد بدن شود. اورانیوم توسط پوست جذب نمیشود و ذرات آلفای ساتع شده از این عنصر نمیتواند به پوست نفوذ کند. بنابر این اورانیومی که خارج از بدن باشد نمیتواند به اندازه اورانیوم داخل بدن مضر و خطرناک باشد. اگر اورانیوم به بدن وارد شود ممکن است موجب سرطان شده یا به کلیه ها آسیب برساند.

خواص اشعه رادیواکتیو:
عناصر رادیواکتیو معمولا سه نوع ذره یا اشعه از خود صادر می‌کنند که شامل ذره آلفا ، ذره بتا و اشعه گاما است. با قرار دادن اشعه رادیواکتیو تحت تاثیر میدان مغناطیسی متوجه شده‌اند که ذره آلفا دارای بار مثبت ، بتا دارای بار منفی و اشعه گاما بدون بار است.
خواص ذره آلفا :
جنس ذره آلفا ، هسته اتم هلیوم است که از دو نوترون و دو پروتون تشکیل یافته است. جرم آن حدود 4 برابر جرم پروتون و بار الکتریکی آن 2+ و علامت اختصاری آن 4,2He است. برد ذره آلفا به عنصر مادر ، انرژی اولیه و جنس محیط بستگی دارد. مثلا برد ذره آلفا صادره از رادیوم در هوا تقریبا 4.8 سانتیمتر می‌باشد. ذره آلفا به علت داشتن 2 بار مثبت هنگامی که از نزدیکی یک اتم عبور می کند، ممکن است تحت تاثیر میدان الکتروستاتیکی خود ، الکترون مدار خارجی آن اتم را خارج سازد و یا به عبارت دیگر اتم را یونیزه کند. همچنین ذره آلفا قادر است محل الکترون را تغییر دهد، یعنی الکترون تحت تاثیر میدان الکتریکی ذره آلفا از مدار پایین تری به مدار بالاتر صعود می‌کند و در نتیجه اتم به حالت برانگیخته در می‌آید. قابلیت نفوذ ذره آلفا بسیار کم است.
خواص ذره بتا:
جنس ذره بتای منفی ، از جنس الکترون می‌باشد، بار الکتریکی آن 1- و علامت آن بتای منفی است. برد ذره بتا در هوا در حدود چند سانتیمتر تا حدود یک متر است. البته برد این ذره نیز به انرژی اولیه،عنصرمادر و جنس محیط بستگی دارد. برخلاف ذره آلفا ، ذره بتا از نظر حفاظت یک خطر خارجی محسوب می‌شود. خاصیت یون سازی این ذره به مراتب کمتر از ذره آلفا است، یعنی بطور متوسط در حدود 100 مرتبه کمتر از ذره آلفا می‌باشد. ذره بتا می‌تواند در اتمها ایجاد برانگیختگی کند، ولی این خاصیت نیز در ذره بتا، به مراتب کمتر از ذره آلفا است. قدرت نفوذ ذره بتا بطور متوسط 100 برابر بیشتر از ذره آلفا است. طیف ذره بتا تک انرژی نیست، بلکه یک طیف پیوسته است که تمام مقادیر انرژی از 0 تا انرژی ماکزیمم را دارا می‌باشد. این ذره همان پوزتیرون است که ضد ماده الکترون می‌باشد. جرم آن با جرم الکترون برابر بوده و دارای باری مخالف با بار الکترون است و علامت اختصاری آن حرف بتای مثبت است.
خواص اشعه گاما :
جنس اشعه گاما از جنس امواج الکترومغناطیسی می‌باشد، یعنی از جنس نور است. ولی با طول موج بسیار کوتاه که طول موج آن از 1 تا 0.01 آنگستروم تغییر می‌کند. جرم آن در مقیاس اتمی صفر ، سرعت آن برابر سرعت نور ، بار الکتریکی آن صفر و علامت اختصاری آن حرف گاما می‌باشد. انرژی اشعه گاما از 10 کیلو الکترون ولت تا 10 مگا الکترون ولت تغییر می‌کند. برد آنها بسیار زیاد است. مثلا در هوا چندین متر است. خاصیت ایجاد یونیزاسیون و برانگیختگی در اشعه گاما نیز وجود دارد. ولی به مراتب کمتر از ذرات آلفا و بتا است. مثلا اگر قدرت یونیزاسیون متوسط اشعه گاما را یک فرض کنیم، قدرت یونیزاسیون متوسط ذره بتا 100 و ذره آلفا 104 خواهد بود. قدرت نفوذ این اشعه به مراتب بیشتر از ذرات بتا و آلفا است. طیف انرژی اشعه گاما ، همانند ذرات آلفا تک انرژی است. یعنی تمام فوتونهای گامای حاصل از یک عنصر رادیواکتیو دارای انرژی یکسانی هستند.

کیک زرد چیست؟

کیک زرد یا Yellowcake که به نام اورانیا (Urania) هم شناخته می‌شود در واقع خاک معدنی اورانیوم است که پس از گذراندن مراحل تصفیه و پردازش‌های لازم از سنگ معدنی آن تهیه می‌شود.

تهیه این ماده به منزله رسیدن به بخش میانی مراحل مختلف تصفیه سنگ معدن اورانیوم است و باید توجه داشت که فاصله بسیار زیادی برای استفاده در بمب اتمی دارد.

روش تهیه کیک زرد کاملاً به نوع سنگ معدن به دست آمده بستگی دارد، اما به‌طور معمول با آسیاب کردن و پردازش‌های شیمیایی بر روی سنگ معدن اورانیوم، پودر زبر و زردرنگی به دست می‌آید که قابلیت حل شدن در آب را ندارد و حدود 80 درصد غلظت اکسید اورانیوم آن خواهد بود. این پودر در دمایی معادل 2878 درجه سانتیگراد ذوب می‌شود.

 

روش تهیه کیک زرد:

ابتدا سنگ معدن با دستگاه های مخصوصی خرد و آسیاب می شود، پس از آن برای جداسازی اورانیم و بالابردن خلوص خاک سنگ، آن را در حمامی از اسید سولفوریک، آلکالاین و یا پراکسید می‌خوابانند؛ این عمل برای به دست آوردن اورانیوم خالص تر صورت می‌شود.سپس این محصول به دست آمده را خشک و فیلتر می‌کنند و نتیجه آن چیزی خواهد شد که به «کیک زرد» معروف است.امروزه روش‌های جدیدی برای تهیه این پودر اورانیوم وجود دارد که محصول آنها بیش از آن که زرد باشد به قهوه‌ای و سیاه نزدیک است، در واقع رنگ ماده به دست آمده به میزان وجود ناخالصی‌ها در این پودر بستگی دارد. نهادن این نام بر روی این محصول به گذشته بر می‌گردد که کیفیت روش‌های خالص‌سازی سنگ معدن مناسب نبود و ماده به دست آمده، زرد رنگ بود.

مواد تشکیل‌دهنده کیک زرد:

بخش اصلی کیک زرد (معادل 70-90 درصد وزنی) شامل اکسیدهای اورانیوم با فرمول شیمیایی U3O8 و یا سایر اکسیدهاست و بقیه آن از دیگر موادی تشکیل شده‌است که مهم‌ترین آنها عبارتند از:

هیدراکسید اورانیوم با فرمول شیمایی UO2(OH)2 یا UO2)2(OH)2) که در صنایع ساخت شیشه و سرامیک استفاده می‌شود. این ماده تشعشع رادیواکتیو دارد و باید با شرایط خاصی نگهداری و حمل شود.

سولفات اورانیوم با فرمول شیمیایی (U02S04) که ماده‌ای بی‌بو با رنگ زرد لیمویی‌است.

اکسید اورانیوم زرد (یا اورانیت سدیم) با فرمول شیمیایی Na2O (UO3)2.6H2O که ماده‌ای با رنگ زرد - نارنجی است.

پراکسید اورانیوم با فرمول شیمیایی UO4·nH2O با رنگ زرد کم‌رنگ.

یکی از کاربردهای کیک زرد، تهیه هگزا فلوراید اورانیوم است. این گاز در وضع عادی حدود هفت صدم درصد شامل ایزوتوپ 235 و بقیه آن ایزوتوپ 238 است. در مرحله غنی‌سازی درصد U-235 به حدود 5.3 یا حتی بیشتر افزایش داده می‌شود.

کاربردهای کیک زرد:

کیک زرد عموماً برای تهیه سوخت رآکتورهای هسته‌ای به کار برده می‌شود، در واقع این ماده است که پس از پردازش‌هایی به UO2 تبدیل و برای استفاده در میله‌های سوختی به کار برده می‌شود.

این ماده همچنین می‌تواند برای غنی‌سازی به گاز هگزا فلوراید اورانیوم یا UF6 تبدیل شود، چون در این صورت می‌توان چگالی ایزوتوپ‌های اورانیوم 235 را در آن افزایش داد.

در هر صورت کیک زرد در اغلب کشورهایی که معادن طبیعی اورانیوم دارند تهیه می‌شود و تولید این ماده مشکل خاصی ندارد و به‌طور متوسط سالیانه 64 هزار تن از این ماده در جهان تولید می‌شود.

کانادا، یکی از تولیدکنندگان این ماده است، این کشور معادنی دارد که خلوص سنگ اورانیوم آنها به 20 درصد هم می‌رسد.در آسیا نیز کشوری مانند قزاقستان صنایع بزرگ تولید این پودر را دارد.  قیمت این پودر در بازارهای بین المللی، هر کیلوگرم حدود 25 دلار است.

 

 

 

تبدیل اورانیم:

اورانیم تغلیظ شده به صورت کیک زرد مستقیما غیر قابل استفاده به عنوان سوخت در راکتور هسته ای می باشد.بنابراین فرآیندهای بیشتری باید روی محصول فوق صورت بگیرد که  به آن تبدیل اورانیم گفته می شود.

در مجتمع تبدیل، اورانیم به دی اکسید اورانیم یا اورانیم هگزا فلوراید تبدیل می شود. اولی به عنوان سوخت راکتور که اورانیم غنی شده نیاز ندارد و می تواند مستقیما بدون غنی سازی مورد استفاده قرار گیرد استفاده شده و ترکیب دوم قابلیت غنی شدن را دارد که پس از چند فرایند دیگر می تواند به عنوان سوخت در اکثر راکتورهای اتمی به کار گرفته شود. بنابراین لازم است که اورانیم به صورت گازی شکل درآید تا امکان انجام عملیات غنی سازی با سهولت بیشتری فراهم گردد.لذا تبدیل اورانیم پیش نیاز این فرایند می باشد.

 

غنی سازی اورانیم:

منظور از غنی شدن یا غنی سازی افزایش ایزوتوپ طبیعی اورانیم-235 از 7/0 درصد به 4-5/3 درصد است. بطوربسیار خلاصه غنی سازی عبارت است از انجام عملی که بواسطه آن مقدار اورانیوم 235 بیشتر شود و مقدار اورانیوم 238 کمتر. که پس از جمع آوری اورانیوم 238 ,آن را زباله اتمی می نامند.

در نتیجه غنی کردن درصد اورانیم قابل شکافت که برای راکتورهای آب سبک لازم است افزایش می یابد.

دانش تبدیل اورانیوم طبیعی که در طبیعت وجود دارد از طریق شکافت اتمها به اورانیوم غنی شده که دارای انرژی بسیار زیاد است، فناوری هسته ای نام دارد. فرآیند تهیه سوخت هسته ای از اورانیوم ، فرآیند بسیار پیچیده و ظریفی است و دانش انجام این کار از دانشهای پیشرفته بشری است.
کشورهای قدرتمند جهان دانش هسته ای را انحصاری خود کرده اند. به راحتی اجازه دسترسی دیگران به این دانش را نمی دهند. در مقطع کنونی حدود 10 کشور این دانش را در اختیار دارند. انرژی هسته ای دارای کاربردهای فراوان است. در یک تقسیم بندی کلی می توان کاربردهای انرژی هسته ای را در دو بخش نظامی و غیر نظامی یا صلح جویانه قرار داد.

 

 

 

 

 

 

 

 روشها ی جداسازی و غنی سازی ایزوتوپ اورانیوم:

ا) جداسازی ایزوتوپی الکترومغناطیسی

2) دیفوزیون گرمایی

3) پخش دیفوزیون گازی

4) سانتریفوژ گازی

5) فرایندهای آئرودینامیکی

6) جداسازی ایزوتوپی لیزری که شامل دو روش زیر است

الف) جداسازی ایزوتوپی لیزری با بخار گازی (AVLIS) (atomic vapor laser isotope separation)

ب) جداسازی ایزوتوپی لیزری مولکولی (MLIS) (molecular laser isotope separation)

7) تبادل یونی و شیمیایی

8) فرایند جداسازی پلاسمایی (PSP) سانتریفوژ که در حال حاضر روش چهارم متداولترین,باصرفه ترین و مطمئن ترین روش به شمار می آید.
در تمام صنعت هسته ای دنیا، اورانیوم بوسیله یکی از دو روش: پخش گازی و سانتریفوژ گازی غنی می شود.
روش “سانتریفوژ گازی” برای غنی‌سازی اورانیوم به دو علت در مقایسه با روش “پخش گازی” از مزایای بیشتری برخوردار است. اول آنکه این روش کارایی بیشتری داشته و دوم آنکه انرژی لازم در این روش غنی‌سازی حدود یک دهم مقدار انرژی لازم در غنی‌سازی با “پخش گازی” برای حصول همان میزان محصول می‌باشد.

این عوامل باعث شده که غنی‌سازی اورانیوم به روش سانتریفوژ هزینه کمتری را شامل شده و اقتصادی‌تر باشد.البته باید به خاطر داشت که هزینه تعمیرات و نگهداری تجهیزات مورد استفاده در غنی‌سازی به روش سانتریفوژ اندک نیست.

 

 

 

 

 

 

 

روش انتشار گازی( دیفیوژن ):

در روش انتشار گازی ( دیفیوژن )، گاز طبیعی UF6 با فشار بالا از یک سری سدهای انتشاری عبور می‌کند. این سدها که غشاهای نیمه تراوا هستند، اتمهای سبک تر را با سرعت بیشتری عبور می‌دهند، در نتیجه UF6235 سریع تر از UF6238 عبور می‌کند. با تکرار این فرآیند در مراحل مختلف گازی نهایی به دست می‌آید که غلظت u235 بیشتری دارد. مهم ترین عیب این روش این است که جداسازی ایزوتوپ های سبک در هر مرحله نرخ نسبتاً پایینی دارد، لذا برای رسیدن به سطح غنی سازی مطلوب باید این فرآیند را به دفعات زیادی تکرار کرد که این، خود نیازمند امکانات زیاد و مصرف بالای انرژی الکتریکی است و به دنبال آن هزینه عملیات نیز بسیار افزایش خواهد یافت.
Gaseous Diffusion از جمله تکنولوژی هایی بود که ایالات متحده طی جنگ جهانی دوم در پروژه ای بنام منهتن (Manhattan) برای ساخت بمب هسته ای، با کمک انگلیس و کانادا به آن دست پیدا کرد.

روش سانتریفیوژ گازی:

سانتریفیوژ دستگاهی است که برای جدا سازی مواد از یکدیگر بر اساس وزن آنها استفاده می‌شود. این دستگاه مواد را با سرعت زیاد حول یک محور به گردش در می‌آورد و مواد متناسب با وزنی که دارند از محور فاصله می‌گیرند. در واقع در این روش برای جدا سازی مواد از یکدیگر از شتاب ناشی از نیروی گریز از مرکز استفاده می‌گردد، کاربرد عمومی این دستگاه برای جداسازی مایع از مایع و یا مایع از جامد است. سانتریفیوژهایی که برای غنی سازی اورانیوم استفاده می‌شود حالت خاصی دارند که برای گاز تهیه شده‌اند که به آنها Hyper-Centrifuge گفته می‌شود. پیش از آنکه دانشمندان از این روش برای غنی سازی اورانیوم استفاده کنند از تکنولوژی خاصی بنام Gaseous Diffusion به معنی پخش و توزیع گازی استفاده می‌کردند. روش سانتریفیوژ (Centrifuge) ابتدا در کشورهای هلند، آلمان و انگلستان توسعه یافت و با وجود اینکه هنوز هم این سه کشور مهمترین استفاده کنندگان از این روش هستند، چند کشور دیگر نیز بهره‌برداری از این روش را آغاز کرده‌اند

 فرایند کاربردی در ایران، روش سانتریفوژ گازی است. 

 

 



 

 

 

 

تاریخچه بمب اتم:

هانری بکرل نخستین کسی بود که متوجه پرتودهی عجیب سنگ معدن اورانیم گردید .پس ازان در سال 1909 میلادی ارنست رادرفوردهسته اتم را کشف کردوی همچنین نشان دادکه پرتوهای رادیواکتیودر میدان مغناطیسی به سه دسته تقیسیم می شود( پرتوهای الفا وبتا وگاما)بعدها دانشمندان دریافتند که منشاء این پرتوها درون هسته اتم اورانیم می باشد.
در سال 1938 با انجام ازمایشاتی توسط دو دانشمند ا لمانی بنامهای ا توها ن و فریتس شتراسمن فیزیک هسته ای پای به مرحله تازه ای نهاد.

این فیزیکدانان با بمباران هسته اتم اورانیم بوسیله نوترونها به عناصر رادیواکتیوی دست یافتندکه جرم اتمی کوچکتری نسبت به اورانیم داشت. لیزه میتنرو اتو رابرت فریش پدیده شکافت هسته رادر اورانیم تو ضیح دادندودر اینجا بود که نا قوس شوم اختراع بمب اتمی به صدا در امد.

U235 + n -> fission + 2 or 3 n + 200 MeV

زیرا همانطور که در شکل فوق می بینید هر فروپاشی هسته اورانیم میتوانست تا 200 مگاولت انرژی ازاد کند وبدیهی بود اگر هسته های بیشتری فرو پاشیده می شد انرژی فراوانی حاصل می گردید. بعدها فیزیکدانان دیگری نیز در این محدوده به تحقیق می پرداختند یکی ازانان انریکو فرمی بود

( 1954 ( 1901- که بخاطر تحقیقاتش در سال 1938 موفق به دریافت جایزه نوبل گردید.
در سال 1939 یعنی قبل از شروع جنگ جهانی دوم در بین فیزیکدانان این بیم وجود داشت که المانیهابه کمک فیزیکدانان نابغه ای مانند هایزنبرگ ودستیارانش بتوانند با استفاده از دانش شکافت هسته ای بمب اتمی بسازندبه همین دلیل از البرت انیشتین خواستند که نامه ای به فرانکلین روزولت رئیس جمهوروقت امریکا بنویسد.در ان نامه تاریخی از امکان ساخت بمبی صحبت شد که هر گز هایزنبرگ ان را نساخت.

چنین شدکه دولتمردان امریکا برای پیشدستی برالمان پروژه مانهتن را براه انداختندو از انریکو فرمی دعوت به عمل اوردند تا مقدمات ساخت بمب اتمی را فراهم سازد سه سال بعددر دوم دسامبر 1942 در ساعت 3 بعد از ظهر نخستین راکتور اتمی دنیا در دانشگاه شیکاگو امریکا ساخته شد.

 

 

 

سپس در 16 ژوئیه 1945 نخستین ازمایش بمب اتمی در صحرای الامو گرودو

 نیو مکزیکو انجام شد.

 

 



 

 

سه هفته بعد هیروشیمادرساعت 8:15 صبح در تاریخ 6 اگوست 1945 بوسیله بمب اورانیمی بمباران گردیید و ناکازاکی در 9 اگوست سال 1945 در ساعت حدود 11:15 بوسیله بمب پلوتونیمی بمباران شدند که طی ان بمبارانها صدها هزار نفر فورا جان باختند.

 

 

انریکو فرمی (صف جلو نفر اول سمت چپ) و همکارانش در شیکاگو پس از ساخت نخستین راکتور هسته ای جهان به امید انکه از راکتور هسته ای تنها در اهداف صلح امیز استفاده شود و دنیا عاری از سلاحهای اتمی گردد.

 

 

 

نکاتی جالب در مورد بمب های هسته ای :

منطقه انفجار بمب های هسته ای به پنج قسمت تقسیم میشود:1- منطقه تبخیر 2- منطقه تخریب کلی 3- منطقه آسیب شدید گرمایی 4- منطقه آسیب شدید انفجاری 5- منطقه آسیب شدید باد وآتش .

 در منطقه تبخیر درجه حرارتی معادل سیصد میلیون درجه سانتیگراد !!! بوجود می آید و اگر هر چیزی از فلز گرفته تا انسان وحیوان در این درجه حرارت قرار بگیر آتش نمیگیرد بلکه بخار می شود!!!!
اثرات زیانبار این انفجار حتی تا شعاع پنجاه کیلومتری وجود دارد و موج انفجار آن که حامل انرژی زیادی است می تواند میلیون ها دلار از تجهیزات الکترونیکی پیشرفته نظیر: ماهواره ها و یا سیستم های مخابراتی را به مشتی آهن پاره تبدیل کند و همه آنها را از کار بیندازد.
اینها همه اثرات ظاهری بمب های هسته ای بود پس از انفجار تا سال های طولانی تشعشعات زیانبار رادیواکتیو مانع ادامه حیات موجودات زنده در محل های نزدیک به انفجار می شود.


رادیو اکتیو از سه پرتو آلفا,بتا و گاما تشکیل شده است که نوع گامای آن از همه خطرناک تر است و با توجه به فرکانس بسیار بالا ,جرم و انرژی بالایی که دارد اگر به بدن انسان برخورد کند از ساختار سلولی آن عبور کرده و در مسیر حرکت خود باعث تخریب ماده دزوکسی ریبو نوکلوئیک اسید یا همان DNA و سرانجام زمینه را برای پیدایش انواع سرطان ها,سندرم ها ونقایص غیر قابل درمان دیگر فراهم می کند وحتی این نقایص به نسلهای آینده نیز منتقل خواهد شد.

در نزدیکی انفجار سرعت موج از یک کیلومتر درثانیه یعنی هزارها کیلومتر در ساعت بیشتر است .قسمت عمده ای از انرژی انفجار بصورت حرارت و نور آزاد می شود که در منطقه وسیعی ایجاد آتش سوزی نموده و حتی در فاصله های دورتر سبب سوختگی در پوست بدن موجودات زنده ای که در معرض آنها قرارگرفته باشند می گردد .

مقدار زیادی اشعه نامریی هسته ای به نام تشعشع هسته ای اولیه بوجود می آید که قدرت نفوذی فوق العاده ای داشته و بر حسب شدت تشعشع آنها آثار بیولوژیکی تشعشعات هسته ای وخیم یا کشنده در موجودات زنده بوجود می آورند.

مواد حاصل از انفجار های هسته ای به شدت رادیو اکتیو بوده ومنطقه وسیعی را بطوری الوده می سازد که بر حسب نزدیکی یا دوری از مرکز انفجار تامدتی غیر قابل سکونت خواهند بود مانند هیروشیمای ژاپن .در انفجارهای معمولی درجه حرارت در مرکز انفجار به حدود 5000 درجه سانتیگراد میرسد ولی درمورد انفجارهای هسته ای به ده ها میلیون درجه می رسد .

 

حوزه انفجارهسته ای:

قطر کره آتشین از بمب هسته ای یک مگاتنی در یک هزارم ثانیه به حدود 150متر رسیده ودر هر ثانیه به حداکثر اندازه خود که حدود 2000 متر است می رسد و پس از یک دقیقه نسبتا سرد شده و روشنایی خود را از دست می دهد این زمانی است که انفجار 7 کیلو متر صعود کرده است برای تصور میزان درخشندگی آن کافیست اشاره کنیم که از فاصله یکصد کیلومتری از نور خورشید در وسط روز درخشنده تر است .

در پاره ای از آزمایش ها که در طبقات بالای جو انجام گرفته نور حاصله از فاصله 1000کیلومتری محسوس بوده است که تحت بعضی شرایط این نور می تواند موجب کوری موقتی یا سوختگی دایمی شبکیه چشم شود .

در موقع آزمایشات هسته ای در معرض بودن تصادفی اشخاص موجب سوختگی شبکیه چشم درمسافت 10مایلی در سلاح 20 کیلو تنی شده است .

 

گوی آتشین همانطور که به سرعت بزرگ شده و صعود می کند تغییر شکل داده و پهن تر می شود ضمناً هوا و خاک و عناصر دیگر را از پایین به داخل خود می مکد و به همین ترتیب دنباله ای از غبار تشکیل می شود که گوی آتشین را به زمین وصل می کند کره آتشین بتدریج سرد شده و بصورت ابری متلاطم در می آید که ابتدا سرخ رنگ بوده و بعد سفید می شود در این حال با دنباله خود شکل قارچی به خود می گیرد .

تخریب بعد از انفجار هسته ای:

چنانچه انفجار در سطح زمین یا نزدیکی آن اتفاق بیافتد مقدار زیادی خاک و شن و مواد مختلف بخار شده و همراه با گوی آتشین بالا می روند یک صدم انرژی سلاح مگاتنی در تر کش سطحی کافی است که 4000 تن خاک و شن و سنگ را بخار نماید این مواد که بدین ترتیب به داخل گوی آتشین کشیده شده با مواد رادیو اکتیو مخلوط می شوند و ابر اتمی قارچ شکل انفجارات اتمی را شکل می دهند ذرات این باد بتدریج به زمین بازگشته و یا در اثر برف و باران به زمین ریخته خواهد شد این عمل ریزش اتمی نامیده شده و منبع تشعشعات باقیه خواهند بود .در انفجارهای زیر آبی مقدار زیادی آب بخار خواهد شد یک صدم انرژی سلاح یک مگاتنی کافیست که 20000 تن آب را بخار کند .

انفجار زیر زمینی اتمی ایجاد تکانهایی مانند زمین لرزه می نماید در اثر این لرزش و جابه جاشدن قسمتی از سطح زمین خرابی بوجود می آید اما انرژی یک زلزله قوی با انرژی یک میلیون بمب اتمی برابر است!

تقسیم بندی انرژی انفجار سلاح اتمی:

مجموع انرژی حاصله که به نام قدرت بمب نامیده می شود به سه اثر اولیه تقسیم می شود . گرچه تقسیم بندی انرژی تا اندازه ای به نوع سلاح و سوختنش وشرایط انفجار بستگی دارد ولی بطور کلی بصورت زیر تقسیم بندی می شود .

- 50% انرژی به توسط موج انفجاری یا موج ضربه حمل می شود .

- 35% انرژی را تشعشع حرارتی و امواج نورانی در خود دارند .

- 15% انرژی را تشعشع هسته ای ( 5% تشعشع ابتدایی 10% تشعشع باقیه ) دارد

 

 

برای تولید یک بمب اتمی موارد زیر نیاز است:

 

. یک منبع سوخت که قابلیت شکافت یا همجوشی را داشته باشد.
.
دستگاهی که همچون ما شه آغازگر حوادث باشد.
راهی که به کمک آن بتوان بیشتر سوخت را پیش از آنکه انفجار رخ دهد دچار شکافت یا همجوشی کرد.
در اولین بمب های اتمی از روش شکافت استفاده می شد. اما امروزه بمب های همجوشی از فرآیند همجوشی به عنوان ماشه آغازگر استفاده می کنند.بمب های شکافتی (فیزیونی): یک بمب شکافتی از ماده ای مانند اورانیوم ۲۳۵ برای خلق یک انفجار هسته ای استفاده می کند. اورانیوم ۲۳۵ ویژگی منحصر به فردی دارد که آن را برای تولید هم انرژی هسته ای و هم بمب هسته ای مناسب می کند. اورانیوم ۲۳۵ یکی از نادر موادی است که می تواند زیر شکافت القایی قرار بگیرد.اگر یک نوترون آزاد به هسته اورانیوم ۲۳۵ برود،هسته بی درنگ نوترون را جذب کرده و بی ثبات شده در یک چشم به هم زدن شکسته می شود. این باعث پدید آمدن دو اتم سبک تر و آزادسازی دو یا سه عدد نوترون می شود که تعداد این نوترون ها بستگی به چگونگی شکسته شدن هسته اتم اولیه اورانیوم ۲۳۵ دارد. دو اتم جدید به محض اینکه در وضعیت جدید تثبیت شدند از خود پرتو گاما ساطع می کنند. درباره این نحوه شکافت القایی سه نکته وجود دارد که موضوع را جالب می کند.
۱. احتمال اینکه اتم اورانیوم ۲۳۵ نوترونی را که به سمتش است، جذب کند، بسیار بالا است. در بمبی که به خوبی کار می کند، بیش از یک نوترون از هر فرآیند فیزیون به دست می آید که خود این نوترون ها سبب وقوع فرآیندهای شکافت بعدی اند. این وضعیت اصطلاحا «ورای آستانه بحران» نامیده می شود.
۲. فرآیند جذب نوترون و شکسته شدن متعاقب آن بسیار سریع و در حد پیکو ثانیه (۱۲-۱۰ ثانیه) رخ می دهد.
۳. حجم عظیم و خارق العاده ای از انرژی به صورت گرما و پرتو گاما به هنگام شکسته شدن هسته آزاد می شود. انرژی آزاد شده از یک فرآیند شکافت به این علت است که محصولات شکافت و نوترون ها وزن کمتری از اتم اورانیوم ۲۳۵ دارند. این تفاوت وزن نمایان گر تبدیل ماده به انرژی است که به واسطه فرمول معروف mc۲= E محاسبه می شود. حدود نیم کیلوگرم اورانیوم غنی شده به کار رفته در یک بمب هسته ای برابر با چندین میلیون گالن بنزین است. نیم کیلوگرم اورانیوم غنی شده انداز ه ای معادل یک توپ تنیس دارد.

در حالی که یک میلیون گالن بنزین در مکعبی که هر ضلع آن ۱۷ متر (ارتفاع یک ساختمان ۵ طبقه) است، جا می گیرد. حالا بهتر می توان انرژی آزاد شده از مقدار کمی اورانیوم ۲۳۵ را متصور شد.

برای اینکه این ویژگی های اروانیوم ۲۳۵ به کار آید باید اورانیوم را غنی کرد. اورانیوم به کار رفته در سلاح های هسته ای حداقل باید شامل نود درصد اورانیوم ۲۳۵ باشد.

در یک بمب شکافتی، سوخت به کار رفته را باید در توده هایی که وضعیت «زیر آستانه بحران» دارند، نگه داشت. این کار برای جلوگیری از انفجار نارس و زودهنگام ضروری است. تعریف توده ای که در وضعیت «آستانه بحران» قرار داد چنین است: حداقل توده از یک ماده با قابلیت شکافت که برای رسیدن به واکنش شکافت هسته ای لازم است. این جداسازی مشکلات زیادی را برای طراحی یک بمب شکافتی با خود به همراه می آورد که باید حل شود.
۱. دو یا بیشتر از دو توده «زیر آستانه بحران» برای تشکیل توده «ورای آستانه بحران» باید در کنار هم آورده شوند که در این صورت موقع انفجار به نوترون بیش از آنچه که هست برای رسیدن به یک واکنش شکافتی، نیاز پیدا خواهد شد.
۲. نوترون های آزاد باید در یک توده «ورای آستانه بحران» القا شوند تا شکافت آغاز شود.
۳. برای جلوگیری از ناکامی بمب باید هر مقدار ماده که ممکن است پیش از انفجار وارد مرحله شکافت شود برای تبدیل توده های «زیر آستانه بحران» به توده هایی «ورای آستانه بحران» از دو تکنیک «چکاندن ماشه» و «انفجار از درون» استفاده می شود.تکنیک «چکاندن ماشه» ساده ترین راه برای آوردن توده های «زیر بحران» به همدیگر است. بدین صورت که یک تفنگ توده ای را به توده دیگر شلیک می کند. یک کره تشکیل شده از اورانیوم ۲۳۵ به دور یک مولد نوترون ساخته می شود. گلوله ای از اورانیوم ۲۳۵ در یک انتهای تیوپ درازی که پشت آن مواد منفجره جاسازی شده، قرار داده می شود.کره یاد شده در انتهای دیگر تیوپ قرار می گیرد. یک حسگر حساس به فشار ارتفاع مناسب را برای انفجار چاشنی و بروز حوادث زیر تشخیص می دهد:
۱. انفجار مواد منفجره و در نتیجه شلیک گلوله در تیوپ
۲. برخورد گلوله به کره و مولد و در نتیجه آغاز واکنش شکافت
۳. انفجار بمب
در «پسر بچه» بمبی که در سال های پایانی جنگ جهانی دوم بر شهر هیروشیما انداخته شد، تکنیک «چکاندن ماشه» به کار رفته بود. این بمب ۵/۱۴ کیلو تن برابر با ۵۰۰/۱۴ تن TNT بازده و ۵/۱ درصد کارآیی داشت. یعنی پیش از انفجار تنها ۵/۱ درصد ازماده مورد نظر شکافت پیدا کرد.
در همان ابتدای «پروژه منهتن»، برنامه سری آمریکا در تولید بمب اتمی، دانشمندان فهمیدند که فشردن توده ها به همدیگر و به یک کره با استفاده از انفجار درونی می تواند راه مناسبی برای رسیدن به توده «ورای آستانه بحران» باشد. البته این تفکر مشکلات زیادی به همراه داشت. به خصوص این مسئله مطرح شد که چگونه

 می توان یک موج شوک را به طور یکنواخت، مستقیما طی کره مورد نظر، هدایت و کنترل کرد؟افراد تیم پروژه «منهتن» این مشکلات را حل کردند. بدین صورت، تکنیک «انفجار از درون» خلق شد. دستگاه انفجار درونی شامل یک کره از جنس اورانیوم ۲۳۵ و یک بخش به عنوان هسته است که از پولوتونیوم ۲۳۹ تشکیل شده و با مواد منفجره احاطه شده است. وقتی چاشنی بمب به کار بیفتد حوادث زیر رخ می دهند:
۱. انفجار مواد منفجره موج شوک ایجاد می کند.
۲. موج شوک بخش هسته را فشرده می کند.
۳. فرآیند شکافت شروع می شود.
۴. بمب منفجر می شود.

در «مرد گنده» بمبی که در سال های پایانی جنگ جهانی دوم بر شهر ناکازاکی انداخته شد، تکنیک «انفجار از درون» به کار رفته بود. بازده این بمب ۲۳ کیلو تن و کارآیی آن ۱۷درصد بود.شکافت معمولا در ۵۶۰ میلیاردم ثانیه رخ می دهد.بمب های همجوشی: بمب های همجوشی کار می کردند ولی کارآیی بالایی نداشتند. بمب های همجوشی که بمب های «ترمونوکلئار» هم نامیده می شوند، بازده و کارآیی به مراتب بالاتری دارند.

 برای تولید بمب همجوشی باید مشکلات زیر حل شود:دوتریوم و تریتیوم مواد به کار رفته در سوخت همجوشی هر دو گازند و ذخیره کردنشان دشوار است. تریتیوم هم کمیاب است و هم نیمه عمر کوتاهی دارد بنابراین سوخت بمب باید همواره تکمیل و پر شود.دوتریوم و تریتیوم باید به شدت در دمای بالا برای آغاز واکنش همجوشی فشرده شوند. در نهایت «استانسیلا اولام» دریافت که بیشتر پرتو به دست آمده از یک واکنش فیزیون، اشعه X است که می تواند با ایجاد درجه حرارت بالا و فشار زیاد مقدمات همجوشی را آماده کند. بنابراین با به کارگیری بمب شکافتی در بمب همجوشی مشکلات بسیاری حل شد. در یک بمب همجوشی حوادث زیر رخ می دهند:
۱ بمب شکافتی با انفجار درونی ایجاد اشعه X می کند.
۲ اشعه X درون بمب و در نتیجه سپر جلوگیری کننده از انفجار نارس را گرم می کند.
۳ گرما باعث منبسط شدن سپر و سوختن آن می شود. این کار باعث ورود فشار به درون لیتیوم - دوتریوم می شود.
۴. لیتیوم - دوتریوم ۳۰ برابر بیشتر از قبل تحت فشار قرار می گیرند.
۵. امواج شوک فشاری واکنش شکافتی را در میله پولوتونیومی آغاز می کند.
۶. میله در حال شکافت از خود پرتو، گرما و نوترون می دهد.
۷. نوترون ها به سوی لیتیوم - دوتریوم رفته و با چسبیدن به لیتیوم ایجاد تریتیوم می کند.
۸. ترکیبی از دما و فشار برای وقوع واکنش همجوشی تریتیوم - دوتریوم ودوتریوم - دوتریوم و ایجاد پرتو، گرما و نوترون بیشتر، بسیار مناسب است.
۹. نوترون های آزاد شده از واکنش های همجوشی باعث القای شکافت در قطعات اورانیوم ۲۳۸ که در سپر مورد نظر به کار رفته بود، می شود.
۱۰. شکافت قطعات اروانیومی ایجاد گرما و پرتو بیشتر می کند.
۱۱. بمب منفجر شود.

 

بمب اتمی نام رایج وسایل انفجاری است که در آن‌ها از انرژی آزاد شده در فرآیند شکافت هسته‌ای، یاگداخت هسته‌ای برای تخریب استفاده می‌شود. بمب های اتمی که برمبنای گداخت کار می کنند نسل نوین بمب اتمی هستند و قدرتی بسیار بیشتر از بمب های شکافتی دارند. مبنای آزاد شدن انرژی در هر دو نوع بمب اتمی تبدیل ماده به انرژی (E = mc2)است اما در بمب های گداختی جرم بیشتری از ماده به انرژی تبدیل می شود.

اختراع این سلاح،ریشه طولانی در تاریخ علم فیزیک و شیمی دارد اما استفاده از دانش به دست آمده، برای ساخت بمب اتمی بیشتر به روبرت اوپنهایمر و ادوارد تلر نسبت داده

 می شود.


 

 

 

 

سوخت مصرف شده:

در مدتی که سوخت های هسته ای در راکتور قرار گرفته اند، در اثر واکنشهای زنجیره ای شکافت تولید حرارت می نماید. در عین حال پرتو گیری بسیار زیادی نیز بر آن تحمیل شده و پس از مدتی به اصطلاح سوخته شده و رادیواکتیویته آن کاهش میابد. به عبارتی اورانیم آن مصرف شده و محصولات شکافت در آن تجمع پیدا می کنند. این مواد از این پس برای اتم های اورانیم- 235به دلیل جاذب نوترون های حاصل ازشکافت،مواد مسموم کننده محسوب شده و سبب کاهش ضریب ازدیاد نوترون و رادیواکتیویته می شوند. لذا در این موقع که مجموعه های سوخت کمترین رادیو اکتیویته را دارند به عنوان سوخت های مصرف شده از راکتور خارج می شوند.

بازفرآوری سوخت:

از آنجایی که سوختهای مصرف شده در راکتورهای اتمی دارای بیشترین مقدار رادیواکتیویته حاصل از فعالیتهای هسته ای هستند عملیات بازفرآوری اهمیت فوق العاده ای دارد وبه روشهای مختلفی با آن رفتار می شود:

1)چنانچه این سوختهای مصرف شده پس از مدتی مورد بازفرآوری جهت استفاده مجدد از اورانیم باقیمانده و پلوتونیم تولیدشده، قرار گیرند سیکل سوخت بسته نام می گیرند.

2) چنانچه این پسماندها و سوختهای مصرف شده برای همیشه دفن شوند به آن سیکل سوخت باز گفته می شود.

در جریان عملیات بازفرآوری حجم پسمان ها به میزان قابل توجهی کاهش داده می شود

 

 

 

 

 

 

 

راکتور های هسته ای:  Nuclear power plant       

تمامی نیروگاه‌های گرمایی متداول از نوعی سوخت برای تولید گرما استفاده می‌کنند. برای مثال گاز طبیعی، زغال سنگ یا نفت. در یک نیروگاه هسته‌ای این گرما از شکافت هسته‌ای که در داخل راکتور صورت می‌گیرد تامین می‌شود. هنگامی که یک هسته نسبتاً بزرگ قابل شکافت مورد برخورد نوترون قرار می‌گیرد به دو یا چند قسمت کوچک‌تر تقسیم می‌شود و در این فرآیند که به آن شکافت هسته‌ای می‌گویند تعدادی نوترون و مقدار نسبتاً زیادی انرژی آزاد می‌شود. نوترون‌های آزاد شده از یک شکافت هسته‌ای در مرحله بعد خود با برخورد به دیگر 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). 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. 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 تصادف 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.از زمانی که دمای اب افزایش می‌یابد چگالی آب کاهش می‌یابد و تعداد سرعت کمتری نوترون به اندازه کافی کم می‌شود.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.

خنک شدن:

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 گرمایی
الف - کند سازی با آب سبک:
a- رآکتور آب تحت فشار Pressurized Water Reactor(PWR)
b- رآکتور آب جوشان Boiling Water Reactor(BWR)
c- رآکتور D2G

ب- کند سازی با گرافیت:
a- ماگنوس Magnox
b- رآکتور پیشرفته با خنک کنندی گازی Advanced Gas-Coaled Reactor (AGR)
c- RBMK
d- PBMR

ج - کند کنندگی با آب سنگین:
a - SGHWR
b - CANDU


 

 

رآکتور آب تحت فشار، PWR:
رآکتور
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.

 

 

رآکتور آب جوشان، BWR
در 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 D2G
رآکتور هسته ای
D2G را می‌توان در تمام ناوهای دریایی ایالات متحده می‌توان پیدا کرد. D2G مخفف عبارت زیراست:
رآکتور ناو جنگی
D=Destroyer-sized reactor
نس دوم 2=
Second Geneation
ساخت جنرال الکتریک
G= General - Electric built
بدین 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.

 

 

 

 

 

عملکرد راکتور هسته ای …………………

تولید الکتریسیته از راکتورهای هسته‌ای در مقیاس صنعتی در سال ۱۹۵۶ در انگلستان آغاز شد. تا سال ۱۹۶۵روند ساخت نیروگاههای هسته‌ای از رشد محدودی برخوردار بود اما طی دو دهه ۱۹۶۶تا ۱۹۸۵جهش زیادی در ساخت نیروگاههای هسته‌ای بوجود آمد. این جهش طی سالهای ۱۹۷۲تا ۱۹۷۶که بطور متوسط هر سال ۳۰نیروگاه شروع به ساخت می‌کردند، بسیار زیاد و قابل توجه است. پس از دوره جهش فوق یعنی از سال ۱۹۸۶تاکنون روند ساخت نیروگاهها کاهش یافته بطوریکه هم اکنون بطور متوسط سالیانه کار ساخت ۴راکتور هسته ای آغاز می‌شود.

در سالهای گذشته گسترش استفاده از انرژی هسته‌ای برای تولید برق در کشورهای مختلف روندهای گوناگونی داشته‌است. به عنوان مثال کشور انگلیس تا سال ۱۹۶۵پیشرو در ساخت نیروگاه‌های هسته‌ای بود، اما پس از آن تاریخ ساخت نیروگاه هسته‌ای در این کشور کاهش یافت. برعکس کشور آمریکا که تا اواخر دهه ۱۹۶۰تنها ۱۷نیروگاه هسته‌ای داشت در طول دهه‌های ۱۹۷۰و ۱۹۸۰بیش از ۹۰نیروگاه هسته‌ای دیگر ساخت. هم اکنون کشور فرانسه ۷۵درصد از برق مورد نیاز خود را توسط نیروگاه‌های هسته‌ای تولید می‌کند که از این بابت در صدر کشورهای جهان قرار دارد.

گرچه ساخت نیروگاههای هسته‌ای و تولید برق هسته‌ای در جهان از رشد انفجاری اواخر دهه ۱۹۶۰تا اواسط ۱۹۸۰برخوردار نیست اما کشورهای مختلف همچنان درصدد تامین انرژی مورد نیاز خود از طریق انرژی هسته‌ای هستند. طبق پیش بینی‌های به عمل آمده روند استفاده از برق هسته‌ای تا دهه‌های آینده همچنان روند صعودی خواهد داشت و در این زمینه، منطقه آسیا و اروپای شرقی به ترتیب مناطق اصلی جهان در ساخت نیروگاه هسته‌ای جدید خواهند بود.

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 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.

 

 

 

 

 

خنک کننده
همان 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.



طی سال های گذشته اغلب کشورها به استفاده از این نوع انرژی هسته ای تمایل داشتند و حتی دولت ایران 15 نیروگاه اتمی به کشورهای آمریکا، فرانسه و آلمان سفارش داده بود. ولی خوشبختانه بعد از وقوع دو حادثه مهم تری میل آیلند (Three Mile Island) در 28 مارس 1979 و فاجعه چرنوبیل (Tchernobyl) در روسیه در 26 آوریل 1986، نظر افکار عمومی نسبت به کاربرد اتم برای تولید انرژی تغییر کرد و ترس و وحشت از جنگ اتمی و به خصوص امکان تهیه بمب اتمی در جهان سوم، کشورهای غربی را موقتاً مجبور به تجدیدنظر در برنامه های اتمی خود کرد.

نیروگاه اتمی در واقع یک بمب اتمی است که به کمک میله های مهارکننده و خروج دمای درونی به وسیله مواد خنک کننده مثل آب و گاز، تحت کنترل درآمده است. اگر روزی این میله ها و یا پمپ های انتقال دهنده مواد خنک کننده وظیفه خود را درست انجام ندهند، سوانح متعددی به وجود می آید و حتی ممکن است نیروگاه نیز منفجر شود، مانند فاجعه نیروگاه چرنوبیل شوروی.

عمل سوختن اورانیوم در داخل نیروگاه اتمی متفاوت از سوختن زغال یا هر نوع سوخت فسیلی دیگر است. در این پدیده با ورود یک نوترون کم انرژی به داخل هسته ایزوتوپ اورانیوم 235 عمل شکست انجام می گیرد و انرژی فراوانی تولید می کند. بعد از ورود نوترون به درون هسته اتم، ناپایداری در هسته به وجود آمده و بعد از لحظه بسیار کوتاهی هسته اتم شکسته شده و تبدیل به دوتکه شکست و تعدادی نوترون می شود. تعداد متوسط نوترون ها به ازای هر 100 اتم شکسته شده 247 عدد است و این نوترون ها اتم های دیگر را می شکنند و اگر کنترلی در مهار کردن تعداد آنها نباشد واکنش شکست در داخل توده اورانیوم به صورت زنجیره ای انجام می شود که در زمانی بسیار کوتاه منجر به انفجار شدیدی خواهد شد.


در واقع ورود نوترون به درون هسته اتم اورانیوم و شکسته شدن آن توام با انتشار انرژی معادل با 200 میلیون الکترون ولت است این مقدار انرژی در سطح اتمی بسیار ناچیز ولی در مورد یک گرم از اورانیوم در حدود صدها هزار مگاوات است. که اگر به صورت زنجیره ای انجام شود، در کمتر از هزارم ثانیه مشابه بمب اتمی عمل خواهد کرد. اما اگر تعداد شکست ها را در توده اورانیوم و طی زمان محدود کرده به نحوی که به ازای هر شکست، اتم بعدی شکست حاصل کند شرایط یک نیروگاه اتمی به وجود می آید. به عنوان مثال نیروگاهی که دارای 10 تن اورانیوم طبیعی است قدرتی معادل با 100 مگاوات خواهد داشت و به طور متوسط 105 گرم اورانیوم 235 در روز در این نیروگاه شکسته می شود و همان طور که قبلاً گفته شد در اثر جذب نوترون به وسیله ایزوتوپ اورانیوم 238 اورانیوم 239 به وجود می آمد که بعد از دو بار انتشار پرتوهای بتا (یا الکترون) به پلوتونیم 239 تبدیل می شود که خود مانند اورانیوم 235 شکست پذیر است. در این عمل 70 گرم پلوتونیم حاصل می شود. ولی اگر نیروگاه سورژنراتور باشد و تعداد نوترون های موجود در نیروگاه زیاد باشند مقدار جذب به مراتب بیشتر از این خواهد بودو مقدار پلوتونیم های به وجود آمده از مقدار آنهایی که شکسته می شوند بیشتر خواهند بود. در چنین حالتی بعد از پیاده کردن میله های سوخت می توان پلوتونیم به وجود آمده را از اورانیوم و فرآورده های شکست را به کمک واکنش های شیمیایی بسیار ساده جدا و به منظور تهیه بمب اتمی ذخیره کرد.

شکافت نوترون هاانرژی شکافت هسته‌ای (FISSION)

کشف انرژی هسته‌ای در جریان جنگ جهانی دوم صورت گرفت و اکنون برای شبکه برق بسیاری از کشورها هزاران کیلو وات تهیه می کند (نیروگاه هسته ای). بحران انرژی بر اثر بالارفتن قیمت نفت در سال 1973 استفاده از انرژی شکافت هسته‌ای بیشتر وارد صحنه کرد. در حال حاضر ممالک اروپایی انرژی هسته‌ای را تنها انرژی می‌داند. که می‌تواند در اکثر موارد جایگزین نفت شود. استفاده از انرژی شکافت هسته‌ای که بر روی یک ماده قابل احتراق کانی که بصورت محدود پایه گذاری می‌شود. برای سایر کشورها خطرات بسیار دارد در حال حاضر تولید الکتریسته با استفاده از شکافت هسته‌ای کنترل شده به میزان زیادی توسعه یافته و مورد قبول واقع شده است. تولید انرژی هسته‌ای در کشورهای توسعه یافته بخش مهمی از طرح انرژی ملی را تشکیل می‌دهد.

شکافت هسته ای برای اولین بار در سال 1939 توسط اتوهان و لییزمیتنر در انیستیتوی شیمی قیصر ویلهلم در برلین کشف شد . نتایج بمباران اورانیوم به وسیله نوترون، هم جالب بود و هم سؤال برانگیز. این آزمایش اولین بار در سال 1934 توسط انریکوفرمی (Enrico Fermi) و همکارانش انجام شد اما تا سالها بعد نتوانستند به خوبی آن را تفسیر کنند.

 

 

16ژانویه سال 1939 نیلزبوهر (Niles Bohr) از کپنهاگ دانمارک به ایالات متحده آمد تا چند ماهی را در پرینستون بگذراند و درباره برخی مسائل با آلبرت اینشتن به بحث بپردازد  ( سال بعد بوهر مجبور شد برای فرار از دست نازیها به سوئد فرار کند ) درست قبل از اینکه بوهر دانمارک را ترک کند دو تن از همکارانش به نام اتورابرت فریچ (Oto Robert Frich) و لیز میتنر (Lise Meitner) که هر دو از آلمان فرار کرده بودند درباره تحقیقاتشان با بوهر صحبت کردند آنها حدس زده بودند که احتمالاً جذب یک نوترون توسط هسته اورانیوم در برخی موارد منجر به شکسته شدن هسته به دو بخش تقریباً مساوی همراه با آزاد شدن مقدار زیادی انرژی خواهد شد فرآیندی که آنها اسمش را " شکافت " گذاشتند..
شکافت هسته ای را می توان با روشهای مختلفی القا کرد. یکی از این روشها بمباران کردن هسته اتم قابل شکافت به وسیله ذره دیگری است که انرژی مناسبی داشته باشد. این ذره دوم معمولاً یک نوترون آزاد است که با سرعت بسیار بالا حرکت می کند. هسته این نوترون را جذب می کند. جذب نوترون باعث ناپایدار شدن هسته می شود پس از آن هسته به 2 یا چند قسمت شکسته می شود به این قسمتهای تولید شده، محصولات شکافت می گویند که شامل 2 هسته سبک تر، 2 یا 3 نوترون آزاد دیگر و تعدادی فوتون می باشد. انرژی آزاد شده این فرآیند در مقایسه با واکنش های شیمیایی بسیار زیاد است. این انرژی هم به صورت تابش فوتون ( مثل پرتوهای گاما ) و هم به صورت انرژی جنبیش ( انرژی حرکتی ) هسته و نوترونهای آزاد می شود. یک واکنش شکافت به طور معمول حدود 200Mev انرژی آزاد می کند.

 

راکتورهای هسته برای اهداف فراوانی طراحی و ساخته می شوند که بعضی از آنها عبارتند از:

- راکتورهای تولید حرارت و برق

- راکتورهای کِشنده

- راکتورهای تحقیقاتی

- راکتورهای تولید پلوتونیم

- راکتورهای اختصاصی برای مقاصدی همچون ساخت زیردریایی، فضا پیما، آب شیرین کن و...

 

ساختار عمومی راکتورهای هسته ای:

بخش مرکزی راکتور هسته ای جدا از آزمایشگاه ها، بخش های جانبی و خدماتی آن از یک ساختمان ویژه ای تشکیل شده است که ویژگی آن نه فقط به دلیل جادادن وسایل خاص راکتور، بلکه به لحاظ استحکام، ویژگی مصالح ساختمانی، ایزوله یا منزوی بودن از محیط زیست، مقاومت در مقابل زلزله، خوردگی و دسترسی به سرویس های مخصوص کاملاً استثنایی است.

یک راکتور هسته ای جدا از سازه های ساختمانی به طور کلی از قسمت های زیر تشکیل شده است:

1. مجموعه های سوخت

2. کند کننده ها

3. خنک کننده ها

4. سیستم های ایمنی

5.میله های کنترل

 6. حفاظ های مختلف 

 

در اینجا به بحث مختصری درباره ی هرکدام از این قسمت ها پرداخته می شود:

-مجموعه های سوخت

سوخت یک راکتور هسته ای را ممکن است شامل آنچه که در قلب راکتور به عنوان سوخت وجود دارد در نظر گرفت. به عبارت واقعی تر سوخت راکتور در چندین مجموعه سوخت و هر مجموعه متشکل از چندین میله سوخت و هر میله شامل تعداد معینی از قرص ها یا حبه های مواد شکافت پذیر هسته ای مثل اورانیم و یا در بعضی موارد پلوتونیم می باشد. میله های سوخت در راکتور به صورت صفحه ای(Plate) و غنای اورانیم 235 تا 95 درصد می رسد. هرمیله ی سوخت از غلاف زیر کالوی و شامل قطعاتی از قرص های دی اکسید اورانیم است. زیر کالوی 2 تا 4 یک آلیاژ زیر کونیم با عیار کمی از قلع، آهن، کرم و نیکل است؛ میله های سوخت ممکن است به صورت انفرادی در جاهای مخصوص خود گذاشته شود و یا ممکن است به صورت مجموعه های سوخت درون قلب راکتور به طور منظم قرارگیرند.

سوخت راکتور مخصوصاً راکتورها مخصوصا راکتورهای قدرت به طور اصولی یا از عناصری شامل اتم های قابل شکافت تامین می شوند و یا از اتم های ایزوتروپ عناصری که قابلیت تبدیل به اتم های قابل شکافت را دارند بنابراین اتم های قابل شکافت عبارتند از:

اورانیم 235 ، پلوتونیم 239 و اورانیم 233

اتم های مستعد با قابلیت تبدیل به اتم های قابل شکافت عبارتند از: اورانیم 238 و توریم 232

 

سوخت راکتورها از نظر فرآیندهای استفاده در راکتورها بر اساس استراتژی کشور ممکن است به یکی از سه روش زیر عمل گردد:

• یکبار استفاده از اورانیم و ارسال سوخت مصرف شده به انبار موقت و سپس دفن همیشگی آن

• استفاده چندباره از اورانیم و برقراری سیکل اورانیم-پلوتونیم با اعمال عملیات باز فرآوری روی آن

• استفاده از سیکل اورانیم-توریم به این معنی که توریم 232 ابتدا تبدیل به اورانیم 233 می شود و سپس این اورانیم به عنوان سوخت در راکتورها مورد استفاه قرار می گیرد.

 

2- کند کننده ها

کند کننده ماده ای است که برای کند کردن نوترون های سریع است تا انرژی های حرارتی در راکتورهای هسته ای مورد استفاده قرار می گیرند. گاهی اوقات همین کندکننده ها عمل سرد کنندگی راکتور را هم انجام می دهد. موادی که می توانند به عنوان کننده مورد استفاده قرارگیرند عبارتند از: آب، آب سنگین، گرافیت و گاهی اوقات هم بریلیوم آب به دلیل داشتن هیدروژن که عنصری سبک است و نیز فراوانی و ارزانی آن مورد استفاده قرار می گیرد. به طور کلی هرچه ماده کندکننده دارای قابلیت کندکنندگی بهتری برای نوترون ها باشد درجه کمتری از سوخت غنی شده مورد نیاز خواهد بود. آب سنگین بهتر از گرانیت و گرانیت بهتر از آب دارای خاصیت کندکنندگی است، ولی تولید آب سنگین نسبتاً گران است و گرانیت هم تاثیرات نامطلوبی در نتیجه در نتیجه پرتوگیری از خود بروز می دهد.

مشخصات یک کند کننده خوب:

• نوترون ها نباید با کندکننده واکنش نشان دهد، چون در اینصورت بازدهی تولید نوترون کاهش یافته و راکتور به سمت خاموشی می رود.

• نوترون ها باید در محیط کندکننده ها در فاصله های کوتاهی پس از چند برخود کند شوند زیرا در غیر اینصورت، نوترون توسط اورانیم 238 گیر افتاده و موجب تشدید ناخالصی های کند کننده می شود که این وضعیت اقتصادی نیست.

• گرچه کند کننده ها باید ارزان باشند ولی در عین حال خواص ساختاری آنها باید رضایت بخش هم باشد.

• کندکننده باید با سایر مواد ساختاری راکتور سازگار باشد و نباید خواص خورندگی، سایندگی و یا تحت تاثیر پرتوهای رادیواکتیو قرار گیرد.

• کندکننده طی فرآیند دائمی بمباران های نوترونی نباید تحت تاثیرات و تغییرات نامطلوب فیزیکی یا شیمیایی قرار گیرد.

• یک کند کننده خوب باید به طور مؤثر نوترون های سریع حاصل از شکافت را به نوترون های حرارتی تبدیل کند.

 

3-خنک کننده ها:

خنک کننده برای انتقال حرارت از میله های سوخت به طور مستقیم مورد استفاده قرار می گیرد. این فقط در صورتی است که خنک کننده نقش کند کننده هم داشته باشد. در مواردی که ماده کند کننده دیگری مورد استفاده است در این صورت انتقال حرارت معمولا توسط خنک کننده مستقیماً از کندکننده و غیر مستقیم یا در بعضی موارد مستقیم از میله های سوخت انجام می پذیرد. اکثراً آب به عنوان سرد کننده مورد استفاده قرار می گیرد.

 به هر حال گاهی اوقات آب سنگین، فلزات مایع(سدیم و پتاسیم) یا حتی گازها(دی اکسیدکربن) هم ممکن است مورد استفاده واقع شوند. امروزه در اکثر راکتورهای تجاری آب به عنوان سردکننده مورد استفاده قرار می گیرد. در اینصورت آب علاوه بر نقش سرد کنندگی وظیفه کند کنندگی را نیز انجام می دهد.

خواص ایده آل برای یک خنک کننده:

• سطح مقطع جذب نوترونی کوچکی داشته باشد، در این صورت میزان تابش رادیواکتیویته در حین کارگردانی اپراتوری کاهش می یابد.

• فراوان و ارزان باشد.

• غیرخورنده یا خوردگی کمی داشته باشد، چون لوله ها و ساختارهای دیگر که با آن در تماس هستند باید سالم بمانند.

• ضریب انتقال حرارتی بالا داشته باشد. به این ترتیب حرارت به سهولت به سرد کننده انتقال یافته و جابجا خواهد شد.

• ویسکوزیته یا غلظت کم داشته باشد که سبب کاهش مصرف کمتر برق برای پمپ کردن آن می شود.

• دارای توانایی نگهداری درجه حرارت های بالا به صورت مایع، حتی اگر تحت فشار باشد.

خنک کننده هایی که در راکتورهای تحقیقاتی یا تجاری استفاده شده اند عبارتند از:

• آب سبک یا سنگین(اولی شامل دو اتم هیدروژن است و دومی شامل دو یا یک اتم دوتریم می باشد)

• فلز مایع (مثل سدیم، پتاسیم یا آلیاژی از ترکیب هر دو)

•  مواد آلی مایع (مثل اتانول، پروپان، پنتان، هوا یا گاز دی اکسید کربن)

 

4. سیستم های ایمنی در راکتور

وظایف دستگاه ها و سیستم های کنترل(I&C) در راکتورهای هسته ای شامل اندازه گیری، کنترل، تنظیم، چک کردن و حفاظت است. عملیات اجرایی راکتور بر اساس نیازهای فیزیکی، شیمیایی، فرآیندهای مهندسی و اپراتوری است که به عهده سیستم ها و دستگاه های آن گذاشته شده است. سیستم دستگاهی و کنترل ممکن است به دوبخش ایمنی و اپراتوری یا کارگردانی تقسیم شوند. حفاظت راکتور و محیط زیست به عهده سیستم های ایمنی گذاشته شده است. این سیستم¬ها غالبا در مواقع ضروری کارمی کنند و در دوران بهره برداری و خارج از وضعیت اضطراری اکثرا غیرفعال هستند.

 قابلیت عملکرد این دستگاه های نصب شده اضافی دائما بطور خود مونیتورینگ و تست های دوره ای بررسی می شوند. کنترل قدرت راکتور معمولا در بخشی از I&C ایمنی ملحوظ و منظور می گردد. کنترل و دستگاه های اوپراتوری شامل تمام سیستم هایی است که کارگردانی و یا عملکرد طبیعی و بدون خطر یک راکتور هسته ای را تضمین و مطمئن می سازد. به همین دلیل ممکن است آنرا به گروه های اجرایی وکارهای پیچیده ای که در خط فرآیند است تقسیم نمود.

 

5. میله های کنترل

میله های کنترل برای تنظیم توزیع قدرت در راکتور در زمان اپراتوری مورد استفاده قرار می گیرند. مهمترین وظیفه میله های کنترل که بین میله های سوخت قرار می گیرند، برای خاموش کردن یا متوقف کردن فرآیند شکافت هسته ای در زمان هایی که لازم است، چنین عملی انجام شود. خاموش کردن راکتور می تواند از طریق کنترل اتوماتیک یا توسط اپراتور انجام پذیرد. میله های کنترل از موادی ساخته شده اند که خیلی سریع با جذب نوترون ها واکنش های هسته ای را متوقف می کنند. موادی که به این منظور استفاده می شوند عبارتند از کربور نقره، ایندیم، کادمیم و هافنیوم. میله های کنترل به داخل وخارج از میله های سوخت حرکت کرده و نرخ واکنش هسته ای را تنظیم می نمایند.

 

 

 

در راکتورهای هسته ای دونوع کنترل وجود دارد:

• کنترل آرام، برای جلوگیری از به وجود آمدن قدرت زیاد و برقراری قدرت متعادل راکتور. این کنترل بیشتر توسط محلول های برن و یا افزایش یا کاهش آن در کندکننده ها اعمال می گردد.

• کنترل سریع، برای کاهش سریع قدرت راکتور و یا خاموش کردن راکتور از مجموعه میله های کنترل که ممکن است به صورت دستی یا اتوماتیک باشند استفاده می شود. در مواقع اضطراری، میله های کنترل با شتاب به صورت اتوماتیک به داخل میله های سوخت سقوط می کنند و سبب خاموشی راکتور می گردند.

 

6. حفاظت راکتور

وظیفه سیستم حفاظت از راکتور اطمینان از آشکارسازی تمام حوادث پیش بینی شده در طراحی و اعتماد از امکان انجام عملیات حفاظتی می باشد. این برنامه و تمهیدات باید اطمینان دهد راکتور همیشه بطور ایمن کار می کند. حوادث، بخش هایی از یک حادثه بزرگتر هستند که به کارگردانی راکتور دیکته می کند که به دلایل ایمنی کار راکتور باید قطع شود. بنابراین داده های آنالوگ سیستم ارزیاب، فرآیندهای ویژه منجر به حادثه احتمالی را شناسایی کرده و از طریق یک سیستم دیگر علائمی را تولید می کند که نشان می دهد حدود آن نارسایی ها و یا اشکالات از حد معینی فراتر رفته است. این علائم واقعی آغاز انحراف یا لغزش راکتور از حالت طبیعی است که ترجیحا تمام عملیات کارگردانی را تحت کنترل درمی آورد و متعاقبا فعال شدن تمام سیستم های مهندسی ایمنی را برای کنترل حادثه، باعث می گردد. در تمام موارد، شناسایی و آشکارسازی مبتنی بر فرآیندهای متفاوتی است که هر نوع ابهامی را در رابطه با سیستم آشکارسازی حادثه و قصورهای رایج در سیستم ارزیابی داده ها رفع می کند. وسایل و ابزار اضافی تکمیلی چنان، اطمینانی را فراهم می آورند که با حفاظت به موقع راکتور اثرات سوء حادثه های احتمالی کاهش یابد. وسایل اضافی مبتنی بر انجام وظیفه های انحصاری، به طور فیزیکی از نظر محل قرارگیری طوری از یکدیگر جداشده اند که در مقابل حوادث بیرونی می توانند سالم باقی بمانند. تابلوی وضعیت سیستم حفاظت راکتور را در تمام زمان های کار عادی راکتور و شرایط اضطراری به طور بسیار روشن و واضح به پرسنل کارگردانی اعلام می نماید. تست های دوره ای با دستگاه های مخصوص تست کردن انجام می شوند. قصورهای آشکار و نهان در کانال های مربوطه توسط خویش گزارشگر اعلام می شوند.

نوع دیگر حفاظت با نام حفاظت رادیولوژیکی و کنترل پرتوگیری وجود دارد که وظیفه آن عبارتست از کاهش پرتوگیری و آلودگی داخل راکتورها و محیط زیست در کمترین حد ممکن.

 سیستم های مختلف کنترل پرتوگیری، اندازه گیری و ثبت پرتوها را در تمام مناطق کنترل شده انجام می دهد. سیستم های مختلف کنترل پرتوگیری امکان بررسی میزان دز تابش محلی، منطقه ای، محیط زیست، پرتوگیری پرسنلی و همچنین میزان نشت پسمان های مایع، گاز و جامد را فراهم می کند.

 سیستم های کنترل پرتوگیری، دستگاه های نصب شده دائمی هستند که بخشی از مجموعه سیستم I&C محسوب می شوند. مونیتورهای ثابت بررسی نمونه های محلی را بطور دائم و یا متناوب انجام می دهند و مونیتورهای متحرک شامل دستگاه های اندازه گیری پرتو در محل های متفاوت نصب هستند.

 

راکتورهای تحقیقاتی تانکی:

استفاده از این نوع راکتورآسان تر است، زیرا کنترل عبور آب پمپاژ شده در این سیستم آسان تر است،البته در راکتور های با توان پایین که مخصوص آموزش هستند نیز ممکن است تانکی باشند. طرز قرار گرفتن قلب و باز تابنده راکتور در نوع تانکی با سوخت ورقه ای، همانند سیستم های نوع استخری است و متغیر های یکسانی نیز دارند با این تفاوت که در آن به جای محافظ آب از بتن جامد بدور قسمتهایی از آن بهره گرفته می شود.

راکتور تحقیقاتی تریگا:

راکتور تحقیقاتی آب سنگین راکتور تریگا نوع دیگری است که تا کنون 40واحد از آن در نقاط مختلف جهان مورد استفاده قرار گرفته است. قلب آن شامل 60 الی 100 عنصر سوختی استوانه ای با قطرmm36  و غلاف آلومینیمی و حاوی ترکیبی از سوخت اورانیم و هیدرید زیر کونیم (به عنوان کند کننده) می باشد.

قلب این راکتور در استخر آب قرار دارد و معمولاً از گرافیت و برلیم  به عنوان باز تابنده استفاده می کنند.این نوع راکتور در ایمنی کامل و در کسر کوچکی از ثانیه میتواند به درجات بالای قدرت برسد.سوخت راکتور تریگا به آن، ضریب حرارتی منفی بالایی عرضه می دارد و افزایش سریع قدرت آن هم به وسیله اثر فعالیت منفی ناشی از هیدرید کند کننده به سرعت متوقف می شود.

 

راکتور تحقیقاتی  آب سنگین :

نوع دیگری از راکتور تحقیقاتی است که نوترون ها به وسیله آب سنگین یا گرافیت، کند می شوند.این راکتور ها در تولید بمب هسته ای نقش بسزایی دارند.

 

راکتور تحقیقاتی ((زاینده سریع)):

راکتور زاینده سریع BFS،دارای دها هزار دیسک یا صفحه سوختی شامل پلوتونیم و اورانیم بسیار غنی شده، با کاربرد های نظامی می باشد.

مزایای راکتور های زاینده سریع

عدم نیاز  به کند کننده

استفاده از مشخصه بسیار عالی برداشت حرارت توسط سدیم

عدم واکنش سدیم با اورانیم و توریم

سوخت می تواند از طریق فلز مایع محصور شود

معایب راکتور های زاینده سریع :

سدیم شدیداً با آب و هوا وارد واکنش می شود.

اثر سوء تابش پرتو ها به جز در مورد مایع ذوب شده یک مسأله جدی است.

سدیم باید شدیداً از مجاورت با اکسیژن بر حذر داشته شود.

تنش حرارتی بالا طراحی مخزن راکتور و مولد بخار را پیچیده می کند.

جابجایی و سوخت گذاری خیلی مشکل است.

سدیم توسط بمباران هسته ای شدیداً رادیو اکتیو می شود.

احتیاط های ویژه به منظور عدم نشست سدیم از مدار اولیه و ثانویه و

تماس آن با آب و هوا باید به عمل آید.

راهای مناسب برای حرارت دادن خنک کننده در صورت منجمد شدن باید در نظر گرفته شود.

راکتورهای آب سبک تحت فشار

راکتورهای آب سبک تحت فشار PWR(همچنینVVER که از نوع طراحی روسی است) مولدهای نیرو هستند. راکتور های نیروی هسته ای  که معمولا از آب تحت فشاربالا (آب زیاد از حد گرم شده ) به عنوان ماده سرد کننده برای انتقال گرمای تولید شده توسط واکنش زنجیره ای هسته ای از سوخت هسته ای استفاده می کنند و به عنوان یک تعدیل کنند? حرارتی نوترون گدازآور آنچنان که این با سوخت هسته ای فعل و انفعالات داخلی برای نگهداری و حفظ واکنش زنجیره ای دارد. اولین حلق? ماده سرد کننده برای جلوگیری از رسیدن آب به حد جوشان تحت فشار بالا قرار می گیرد.  ،همان طور که از اسم آن مشخص استPWR متداول ترین نمونه از راکتور تولید نیروی هسته ای است و در بسیاری از موارد درنیروگاه ها ، کشتی ها و زیر دریایی ها ، در همه جای دنیا مورد استفاده قرار می گیرد. بیش از 230 عدد از آنها در تاسیسات نیروی هسته ای برای ساخت نیروی الکتریکی مورد استفاده قرار می گیرند، و بیش از  چند صد عدد دیگر در نیروی محرکه  دریایی در ناوهای (حمل کننده)هواپیما ها و جت ها ، زیر دریایی ها و یخ شکن ها. آنها اساسا در آزمایشگاه ملیOak Ridge  در آمریکا به دنبال کار انجام داده شده توسط آزمایشگاه نیروی اتمی Bettis برای استفاده درتاسیسات نیروی هسته ای زیر دریایی طراحی شده  بودند.

 

راکتور های آب سبک جوشان  (BWR)

طراحی این نوع راکتور (BWR) شباهت زیادی به PWR  دارد بجز اینکه فقط دارای یک مدار آب خنک کننده با فشار کم (حدود 75 اتمسفر ) می باشد.در این شرایط حرارت آب به حدود 285 درجه سانتیگراد رسیده و این آب در قلب راکتور جوشان خواهد شد.طراحی این راکتور طوری است که 15_12 درصد آب در بالای قلب به صورت بخار وجود دارد،لذا در این وضعیت خاص کند کنندگی و راندمان نوترون های م?ثر  کمتر خواهد بود.

بخار حاصل از گرمای راکتور از صفحاتی عبور کرده و به بالای قلب راکتور می رسد که از آنجا مستقیماً به توربین ها هدایت می شود که این خود بخشی از مدار راکتور محسوب می گردد.

راکتور های آب سبک جوشانمجتمع سوخت راکتور های BWR هر یک شامل 100_90 میله سوخت هستند.تعداد مجتمع های سوخت این راکتور ها به 750 می رسد که اورانیم موجود در آنها حدود 140 تن می باشد. سیستم کنترل ثانویه، محدود کردن عبور آب و بخار به قسمت های بالایی قلب راکتور را به عهده دارد که این سبب کاهش قدرت کند کنندگی آب در راکتور می گردد.

 

راکتور های خنک شونده با گاز(GCR)

راکتور های خنک شونده با گاز اصولاً در کشور انگلستان ساخته  شده و توسعه یافته است.در راکتور های GCR گرافیت به عنوان کند کننده و دی اکسید کربن به عنوان خنک کننده در مدار اول نقش انتقال حرارت را بعهده دارد.این حرارت به مدار بعدی که آب است منتقل و بخار حاصل توربین را به حرکت در می آورد.

راکتور های AGCR  نسل دوم  راکتور های خنک شونده با گاز هستند. در این دسته از راکتور ها هم گرافیت به عنوان کند کننده و دی اکسید کربن به عنوان ماده خنک کننده مورد استفاده قرار گرفته است. سوخت این راکتور ها، قرص های اکسید اورانیم که تا 5/3_5/2 درصد غنی شده و در غلاف های استیل زنگ نزن قرار داده شده اند.

راکتور های خنک شونده با آب سبک و کند کننده گرافیتی

این یک نوع طراحی روسی است که از راکتور های تولید پلوتونیم اقتباس و توسعه یافته است.این راکتور یک محفظه تحت فشار(قلب) عمودی دارد که در آن لوله هایی از بین کند کننده های گرافیتی عبور کرده است. لذا حرارت های تولید شده به آب خنک کننده منتقل گشته و در قلب راکتور تا 290 درجه سانتیگراد جوشان می شود. این وضعیت تا اندازه زیادی شبیه به راکتور های BWR است. سوخت این راکتور، از اکسید اورانیم  کم غنی شده می باشد و در مجموعه های سوخت بطول 5/3 متر قرار قرار می گیرد. کند کنندگی حاصل از گرافیت جاگذاری شده در راکتور و جوشش اضافی به سادگی سبب کاهش خنک کنندگی و جذب نوترون می شود،بدون اینکه از واکنش شکافت جلوگیری نموده باشد و لذا یک باز خور مثبت میتواند پدیدار شود.

راکتور های آب سنگین تحت فشار (CANDU)

راکتور های فوق از نوع آب سنگین تحت فشار است که با سوخت اورانیم طبیعی کار می کند.نام دیگر این راکتور ها به  CANDU موسوم است.

در راکتور های "کندو" از اورانیم طبیعی به عنوان سوخت و از آب سنگین به منظور کند کننده و خنک کننده راکتور (کند کننده و خنک کننده هر یک دارای سیستم جدا از هم می با شد)استفاده می شود. از آنجاییکه این راکتور نیز توانایی جا دادن صدها مجتمع سوخت در لوله ها یا کانال های تحت فشار خود را در قلب راکتور دارد،لذا عمل سوخت گذاری راکتور در حال کار با تمام ظرفیت قابل اجرا است.

راکتور های زاینده سریع با فلز مایع(LMFBR/FBR)

در راکتور های زاینده سریع دو فرایند تولید انرژی و ساخته شدن هسته های جدید پلوتونیم با هم اتفاق می افتند.قلب این راکتور از دو قسمت تشکیل می شود.میله های سوخت که مخلوطی است، از دی اکسید پلو تونیم  و دی اکسید اورانیم که در قسمت داخلی قراردارند .

در اینجا واکنشهای شکافت غالب هستند درحالی که در قسمت بیرونی فرایند غالب عبارت است از اورانیم_238 پلوتونیم_239 . این قسمت بیرونی حاوی اورانیم شده است (اورانیومی که کسر غنی شده آن حتی از 7/0 درصد یعنی مقدار طبیعی آنهم کمتر است) . در چنین راکتوری در واحد زمان ،پلوتونیم شکافت، پذیر بیشتری حاصل میشود، تا مقداری که تحت واکنش شکافت قرار گرفته میشود (از این رو اسم "زاینده " بر آن اطلاق شده است). از طرف دیگر نوترون ها کند نمیشوند ، چرا که برای انجام فرآیندهای مورد بحث در بالا وجود نوترون های سریع الزامی هستند .

 

راکتور های خنک شونده با مواد آلی

در راکتورهای خنک شونده با مواد آلی از یک سری مواد آلی مایع مخصوصاً از مخلوط هایی از دی فینل و دی فینل اکسید به عنوان یک عامل انتقال حرارت مناسب استفاده شده است .

راکتور هسته ایراکتور های گداخت هسته ای

اخیراً راکتور های گداخت هسته ای به وسیله تأثیر مهمی که به روی منابع نیرو دارند مورد توجه بیشتری قرار گرفته اند،راکتور های گداخت هسته ای،نسبت به راکتور های شکافت هسته ای موجود به منابع سوخت بیشتری احتیاج خواهند داشت. نفوذ اشعه در آنها کمتر از درجات معمول پیشین می باشد و زباله های اتمی کمتری را تولید خواهند کرد.

 

 تا به حال کسی این تکنولوژی را به کار نبرده است ولی به کار گیری آن چندان هم دور از دسترس نیست. راکتور های گداخت هسته ای در مراحل آزمایشی در چندین آزمایشگاه در کشور ایلات متحده و دیگر کشور ها در حال انجام است. کنسرسیوم متشکل از آمریکا، روسیه، اتحادیه اروپا و ژاپن پیشنهاد ساخت راکتور گداخت هسته ای بنام "راکتور آزمایشی بین المللی هسته ای حرارتی" ITER را در منطقه کداراش(Cadarache) فرانسه در دستور کار قرار داده اند.این عمل جهت نشان دادن امکان بکارگیری راکتور های گداخت هسته ای مورد نظر در تولید برق است.

 

فیزیک گداخت هسته ای:واکنش ها

راکتور های هسته ای موجود برای تولید نیرو از شکست هسته ای اتم استفاده می کنند. در شکست هسته ای اتم تولید انرژی از شکستن یک اتم به دو اتم حاصل می شود. در راکتور های اتمی متداول نوترونهای با انرژی بالا اتم های سنگین اورانیم را به دو قسمت تقسیم می کنند و حجم زیادی را از انرژی، اشعه و زباله های رادیو اکتیو باطول عمر بالا بر جای می گذارند. در گداخت هسته ای اتم انرژی از ترکیب دو اتم و به وجود آمدن یک اتم حاصل می شود. در یک راکتور گداخت هسته ای از ترکیب اتم های هیدروژن با هم،اتم هلیوم،نوترونها و مقدار بسیار زیادی انرژی حاصل می شود.

ین واکنش از نوع واکنشی است که باعث ایجاد قدرت بمبهای هیدروژنی و به وجود آمدن اشعه خورشید می باشد. این نسبت به شکست هسته ای آشکارتر، ایمن تر وکار آمد تر خواهد بود و همچنین منابع و نیروی بیشتری را عرضه خواهد نمود. انواع مختلفی از واکنش های گداخت هسته ای وجود دارند در اکثر آنها ایزوتوپ های هیدروژن به نام های تریتیم و دوتریم وجود دارند.

زنجیره پروتون?پروتون

این زنجیره طرح قالب و یا بارزی از واکنش گداخت هسته ای است که در ستاره ها از قبیل خورشید مورد استفاده می باشد.

1) دو جفت پروتون با هم دو اتم دوتریم را بوجود می آورند.

2) هر اتم دو تریم با یک پروتون پیوند خورده و یک اتم هلیم-3 را به وجود می آورند.

3)  دو اتم هلیم-3 با هم ترکیب شده و باعث به وجود آمدن برلیوم-6 می شوند که ناپایدار است.

4) برلیوم-6 به دو اتم هلیم-? تبدیل می شود. این واکنش ها موجب تولید ذرات با انرژی فراوانی از قبیل (پروتون،الکترون،نوترون و پزیترون ها) و اشعه های نور و پرتوهای گاما می شود.

واکنش های دوتریم-دوتریم

دو اتم دوتریم با هم ترکیب شده و یک  اتم هلیم-? و یک نوترون را به وجود می آورند.

 

 

 

واکنش های دوتریم- تریتیم

یک اتم دوتریم ویک اتم تریتیم ترکیب شده و تشکیل یک هلیم-? و یک نوترون را می دهند.

اکثر انرژی آزاد شده به صورت نوترونهای با انرژی بالا می باشند. از لحاظ عقلی مهار کردن گداخت هسته ای، در یک راکتور کار ساده ای به نظر می آید. اما برای دانشمندان پیدا کردن یک راه حل قابل کنترل و امن برای انجام این کار، موضوع را دشوار کرده بود و برای فهمیدن این مطلب، ما محتاج درک شرایط مورد نیاز برای گداخت هسته ای اتم هستیم.

شرایط راکتور گداخت هسته ای

زمانیکه اتم های هیدروژن به هم جوش می خورند، هسته ها باید با هم ترکیب شوند. با این وجود پروتون های هر هسته، به خاطر دارا بودن بار همنام(+) همدیگر را می رانند. اگر تا به حال سعی کرده اید که دو آهن ربای هم نام را به هم نزدیک کنید و احساس کرده اید که آنها از هم فرار می کنند پس می توان گفت که این اصل را تجربه کرده اید. برای دریافت چگونگی گداخت هسته ای شما باید شرایط ویژه ای را به وجود آورید تا بر این خواسته غالب شوید. در ذیل شرایطی که گداخت هسته را ممکن می سازد ارائه شده است.

دمای بالا

دمای بالا به اتم های هیدروژن انرژی کافی برای غلبه بر رانش الکتریکی بین پروتون ها را فراهم می کند.

1) گداخت هسته ای به دمای حدود 100 میلیون کلوین نیاز دارد(حدود 6 برابر داغ تر از هسته خورشید)

2) در این دما هیدروژن دیگر به صورت گاز نیست بلکه به صورت پلاسما می باشد.پلاسما یک وضعیت با انرژی بالا از ماده می باشد که در آن الکترون ها از اتم جدا شده و به صورت آزاد به هر طرف حرکت می کند.

3) خورشید این دما را از طریق توده عظیم خود و نیروی جاذبه ای که این توده را در هسته به هم می فشارد بدست می آورد. ما باید با استفاده از انرژی ماکروویو،لیزر،ذرات یونی به این دما دست پیدا کنیم.

فشار بالا

1) تحت فشار بالا اتمهای هیدروژن به هم فشرده می شوند.آنها باید در  15-10متر از همدیگر قرار گیرند تا به هم جوش بخورند.

2) خورشید با استفاده از توده خود و نیروی گرانش اتم های هیدروژن را در هسته به هم می فشرد.

3) ما باید با استفاده از میدانهای وسیع مغناطیسی،لیزر های قوی ویا اشعه یونی،اتم های هیدروژن را به هم بفشاریم.

با تکنولوژی موجود ما تنها دما و فشار لازم برای گداخت هسته ای از نوع دوتریم-تریتیم را میتوانیم حاصل کنیم. گداخت هسته ای از نوع دوتریم-دوتریم به دمای بالا تری نیاز دارد که شاید در آینده به آن برسیم. اساساً گداخت هسته ای هسته ای از نوع دوتریم-دوتریم بهتر است. چراکه استخراج دوتریم از آب دریا ساده تر از بدست آوردن تریتیم از لیتیم می باشد. همچنین دوتریم رادیو اکتیو نبوده و واکنش های دوتریم-دوتریم انرژی بیشتری را آزاد می کند.

 

 

راکتور همجوشی هسته ای (FUSION)



همجوشی هسته ای یک منبع انرژی پتاسیل است. که آلودگی آن نسبتاً کم ، تقریبا پایان ناپذیر ، ارزان قیمت و می تواند در دسترس همگان قرارگیرد. استفاده از انرژی همجوشی هسته ای به صورت عملی در ابعاد بزرگ در مرحله آزمایش است.
به نظر می رسد که به وجود آمدن ماشین های بزرگ در حوزه همجوشی گرما هسته ای کنترل شده می توان مسئله انرژی سیاره زمین را حل کرد. تشریح جز به جز تمام سازکارهایی که در همجوشی دخالت دارند امکان پذیر نیست.

ساختار همجوشی هسته ای:

 

دوتریوم و تریتیوم ، ایزوتوپ های هیدروژنی مواد قابل احتراق همجوشی هسته ای راتشکیل می دهند. هسته دوتریوم از یک نوترون و یک پروتون تشکیل می یابد. و هسته تریتیوم دارای دو نوترون و یک پروتون است چون بار الکتریکی تمام هسته مثبت است.

هسته ها درحالت آزاد همدیگر را دفع می کنند. برای اینکه همجوشی هسته ای بین دو هسته صورت گیرد، باید که انرژی هسته ها نسبت به رانش کولنی به قدر کافی زیادباشد. وقتی هسته ها به حد کافی به هم نزدیک می شوند یک نیروی جاذبه ای هسته ای قوی سبب اتصال هسته ها می شود. و در این صورت انرژی آزاد شده مساوی با انرژی همبستگی هسته دارد.

هسته های ترکیب یافته ناپایدار هستند. و با تجزیه به یک عده از ذرات هسته های دیگر به حالت پایای نهایی می رسد. انرژی بستگی حالت کمتر پایا از انرژی هسته ترکیب یافته است و بنابر این انرژی آزاد شده بصورت انرژی جنبشی محصولات تجزیه ظاهر می شود. حالتی از ماده که در آن باید هسته ها وجود داشته باشد، تا همجوشی صورت پذیرد، پلاسما نامیده می شود. برای تشکیل پلاسما گاز مورد نظر باید به قدری گرم شود و به دمایی برسد که الکترون ها ازاتم ها جدا شوند.

در انرژی های بالا احتمال برخورد در یون با نیروی کافی برای نفوذ به سد های کولنی رانش نسبی آنها که قادر می سازد، تا نیروی هسته ای این یون ها را به هم جوش دهد، کوچک است. بنابر این برای همجوشی هسته ای تراکم یون ها باید خیلی زیاد باشد.

شرایط لازم برای یک راکتور همجوشی هسته ای:

انرژی تولید شده به توسط واکنش گرما هسته ای باید زیادتر از اتلاف های گوناگون باشد. نخست از اتلاف های حرارتی صرف نظر می شود در یک پلاسما اتلاف به علت یونش وجود ندارد. ولی گاز تشعشع هسته ای می کند و انرژی اتلافی در این حالت می تواند بسیار قابل ملاحظه باشد. قسمت بیشتر اتلاف توسط اشعه ایکس یا تابش ترمزی است، که بر اثر گذشتن الکترون ها از میدان الکتریکی هسته های پلاسما این اشعه تولیدمی شود.

سوخت های همجوشی:

 

فرایندهای طبیعی و نتایج حاصل از آنها نشان داده است که واکنش ها ی همجوشی هسته ای گوناگون وجود دارد. تفاوت واکنش های مختلف هسته های در میزان سوختی است که از واکنش ها خارج می شود. مقدار Q واکنش (انرژی حاصل از واکنش) و بستگی احتمال انجام واکنش به خواص جنبشی مواد واکنش کننده ها می باشد. واکنش همجوشی که درشرایط آزمایشگاهی انجام می شود و جهت تولید توان مناسب واکنش واکنش دوتریوم با تریتیوم است که از این واکنش یک اتم هلیوم ویک نوترون و به مقدار 17.6 Mev انرژی تولید می شود.

واکنش همجوشی قابل دسترسی دیگر ، در برگیرنده هسته دوتریوم به عنوان سوخت است. از ترکیب دو تا دوتریوم یک پروتون و یک تریتیوم و مقداری انرژی آزاد می شود (حدود 4.1 Mev).

ازآنجا که راکتورها ی همجوشی هسته ای سوختشان دوتریوم و ترینیوم می باشد، تحقیقات انجام شده نشان می دهد که اقیانوس های جهان و همچنین دریاچه های آب شیرین و رودخانه ها نیز در برگیرنده ی دوتریوم ، کافی هستند. ولی ترینیوم یک ماده ی رادیو اکتیو پخش کننده ذره بتا با نیم عمر 12.3 سال کمیاب است.

موجودی تریتیوم در اقیانوس ها در اتمسفر در حال تعادل که بوسیله پرتوهای کیهانی تولید می شود، نزدیک به 20 کیلو گرم بر آورد می شود. در صورتی که ممکن است برای هر راکتور قدرت پایه که بر اساس ایستگاه مرکزی پایه گذاری شده، یک حسابرسی کمیتی چند کیلو گرم لازم باشد. یک نیروگاه در هرروز کاری نزدیک به 153 گرم تریتیوم مصرف می کند.

محصور سازی مغناطیسی

 

دو راه برای رسیدن به فشار و دمای لازم برای همجوشی یا گداخت هسته ای هیدروژن وجود دارد:

1) محصور سازی مغناطیسی: استفاده از میدان های مغناطیسی والکترونیکی برای گرما دادن و فشردن پلاسمای هیدروژن پروژه ITER در فرانسه از این متد استفاده می کند.

2) محصور سازی لختی: از اشعه لیزر و یا اشعه یونی برای گرما دادن پلاسمای هیدروژن استفاده می کند.

دانشمندان این دستیابی آزمایشگاهی را در مرکز ملی گداخت در آزمایشگاه "لارنس لیور مور" در ایالات متحده آمریکا مطالعه می کنند.

در ابتدا روش محصور سازی مغناطیسی را مورد بررسی قرار می دهیم:

میکروویو ها، پرتوهای الکتریکی و ذرات خنثی شتاب دهنده ها،جریان گاز هیدروژن را گرم می کنند. این گرما گاز را به پلاسما تبدیل می کند؛ پلاسما توسط یک میدان مغناطیسی قوی و با هدایت پذیری بالای این میدان مغناطیسی فشرده می شود. و به این وسیله باعث می شود که گداخت هسته ای اتفاق بیفتد.

کار آمد ترین میدان مغناطیسی این پلاسما به صورت حلقه ای است. میدان چنبره ای که یون ها در مسیر مارپیچی حرکت می کنند. راکتوری که به این صورت است " توکامک"  نامیده می شود.

پروژه توکامک ITER یک راکتور جامع می باشد که در کاست های گوناگونی تقسیم شده است. این کاست ها به آسانی می توانند اضافه یا کم شوند، بدون اینکه پاره پاره و یا متلاشی شوند. توکامک دارای پلاسمای مارپیچی با شعاع داخلی 2 متر  و شعاع خارجی 6.2 متر است.

محصور سازی مغناطیسی: پروژه ITER

- قسمتهای اصلی راکتور توکامک ITER:

1) لوله  خلأ: پلاسما را نگه می دارد و از محفظه فعل و انفعال محافظت می کند.

2) انژکتور پرتو خنثی(سیکلوترون یون): ذرات پرتو را از شتاب دهنده به پلاسما تزریق می کند تابه پلاسما برای رسیدن به دمای بحرانی کمک نماید.

3) میدان مغناطیسی مارپیچ: رفتار مغناطیسی بسیار قوی که شکل و محتوای پلاسمای استفاده شده در میدان مغناطیسی را محدود می کند.

4) ترانسفورماتور/سولنوئید مرکزی: الکتریسیته را برای میدان مغناطیسی مار پیچ تأمین می کند.

5) سیستم خنک کننده: آهن ربا را خنک می کند.

6) سیستم عایق: ساخته شده از لیتیم است؛گرما و انرژی بالای نوترون را از راکتور گداخت هسته ای جذب می کند.

7) دایورتور: خروج محصولات هلیم از راکتور گداخت

 

پروژه iter

- نحوه انجام فرایند:

1) راکتور گداخت هسته ای جریان دوتریم و تریتیم سوخت را به شکل دمای بالای پلاسما گرم خواهد کرد. لاسما فشرده می شود و گداخت اتفاق می افتد. نیرویی که نیاز است تا واکنش گداخت شروع شود حدود 70 مگا وات است.اما نیروی بازده این واکنش حدود 500 مگا وات است.واکنش گداخت حدود 300 تا 500 ثانیه طول خواهد کشید.                              

2) روکش لیتیم بیرون محفظه فعل و انفعال پلاسما،برای ساختن سوخت تریتیم بیشتر،انرژِی بالای نوترون را از واکنش گداخت جذب خواهد کرد.همچنین روکش لیتیم به وسیله نوترون گرم می شود.

3) گرما با حلقه خنک کننده آب تبادلگر گرمایی انتقال می یابد و به بخار تبدیل می شود.

4) بخار،توربین الکتریکی را برای تولید الکتریسیته حرکت می دهد.

5) بخار متراکم می شود و برای جذب بیشتر گرما در تبادلگر گرمایی،به آب تبدیل می شود.

در ابتدا توکامک ITER مناسب بودن راکتور گداخت هسته ای مورد را آزمایش  می کند و در نهایت به نیروگاه برق گداخت هسته ای آزمایشی تبدیل می شود.

مدیریت زباله های هسته ای
در نیروگاه هسته ای هم مثل دیگر فعالیت های بشری، ضایعاتی تولید می‌شود که به دلیل حساسیت مضاعف زباله های رادیواکتیو، مدیریت زمان ضایعات باید تحت قوانین و محدودیت های خاصی صورت بگیرد.
در هر هشت مگاوات ساعت انرژی الکتریکی تولید شده در نیروگاه هسته ای، 30 گرم زباله رادیواکتیو به وجود می‌آید. برای تولید همین مقدار برق با استفاده از زغال سنگ پر کیفیت، هشت هزار کیلوگرم دی اکسید کربن تولید می‌شود که در دما و فشار جو، 3 استخر المپیک را پر می‌کند.

 می‌بینید حجم زباله های رادیواکتیو بسیار کمتر است، ولی خطر آنها به مراتب بیشتر است و مراقبت از آنها به مراتب بیشتر است و مراقبت از آنها ضرورتی تر و دشوارتر. زباله های رادیواکتیو براساس مقدار و نوع ماده رادیواکتیو به 3 گروه تقسیم می‌شوند:

الف- سطح پایین: لباس حفاظتی، لوازم، تجهیزات و فیلترهایی که حاوی مواد رادیواکتیو با عمر کوتاه هستند. این‌ها نیازی به پوشش حفاظتی ندارند و معمولاً فشرده شده یا آتش زده می‌شوند و در چاله های کم عمق دفن شده و انبار می‌شوند.

ب- سطح متوسط: رزین ها، پس مانده های شیمیایی، پوشش میله سوخت و مواد نیروگاههای برق هسته ای جزو زباله های سطح متوسط طبقه بندی می‌شوند. اینها عموما عمر کوتاهی دارند، ولی نیاز به پوشش محافظ دارند. این زباله‌ها را می‌توان درون بتون قرار داد و در مخزن زباله‌ها گذاشت.

ج- سطح بالا: همان سوخت مصرف شده راکتورها است و نیاز به پوشش حفاظتی و سردسازی دارند. مراحل مدیریت این ضایعات عبارتند از:

انبارداری موقتی
سوخت مصرف شده که از رآکتور خارج می‌شود، بسیار داغ و رادیواکتیو است و تشعشع و یونهای فراوانی را می‌تاباند. از این رو باید هم آن را سرد کرد و هم از تابیدن پرتوهای رادیواکتیو آن به محیط جلوگیری کرد. در کتار هر رآکتور، استخرهایی برای انبار کردن سوخت مصف شده وجود دارد. این استخرها، مخزن هایی بتونی مسلح به لایه های فولاد زنگ نزن هستند که 8 متر عمق دارند و پر از آب هستند. آب هم میله های سوخت مصرف شده را خنک می‌کند و هم به عنوان پوششی حفاظتی در برابر تابش رادیواکتیو عمل می‌کند. به مرور زمان، شدت گرما و تابش رادیواکتیو کاهش می‌یابد، به طوری که پس از چهل سال، به یک هزارم مقدار اولیه ( زمانی که از رآکتور خارج شده بود ) می‌رسد.

بازفرآوری انبارنهایی
3 درصد سوخت مصرف شده در یک رآکتور آب سبک را ضایعات بسیار خطرناک رادیواکتیو است. این مواد را می‌توان با روش های شیمیایی از یکدیگر جدا کرد و اگر شرایط اقتصادی و قوانین حقوقی اجازه دهد، می‌توان سوخت مصرف شده را برای تهیه سوخت هسته ای جدید بازیافت کرد.
کارخانه هایی در فرانسه و انگلستان وجود دارند که مرحله بازفرآوری سوخت نیروگاههای کشورهای اروپای و ژاپن را انجام می‌دهند. البته این کار در ایالات متحده ممنوع است.
رایج ترین شیوه بازفرآوری،
purex نام دارد که مخفف عبارت جداسازی اورانیوم و پلوتونیوم است. ابتدا میله های سوختی را از یکدیگر جدا می‌کنند و در اسید نیتریک حل می‌کنند؛ سپس با استفاده از مخلوطی از فسفات تری بوتیل و یک حلال هیدرو کربن، اورانیوم و پلوتونیوم مصرف نشده را جدا می‌کنند و به عنوان سوخت جدید به مراحل تهیه سوخت می‌فرستند. ضایعات هسته ای سطح بالا را پس از جدا سازی، حرارت می‌دهند تا به پودر تبدیل شود.

پس از فرآیند که آهی کردن خوانده می‌شود، پودر را به شیشه مخلوط می‌کنند تا ضایعات را در محفظه ای محبوس کنند. این فرآیند شیشه سازی نام دارد. شیشه مایع برای ذخیره سازی درون محفظه هایی از جنس فولاد ضد زنگ قرار می‌گیرند و این محفظه‌ها را در منطقه ای پایدار ( از نظر جغرافیایی ) انبار می‌کنند. پس از یک هزار سال، شدت تابش های رادیواکتیو ضایعات هسته ای به مقدار طبیعی کاهش پیدا می‌کند. این نقطه تا به امروز، انتهای چرخه سوخت هسته ای است

پسماندهای هسته ایپسمان های هسته ای

مهمترین مسئله ای که امروزه فکر دست اندر کاران و متخصصین هسته ای در این رشته و همچنین متخصصین محیط زیست را به خود مشغول داشته است،برخورد منطقی و علمی با پسمان های هسته ای می  باشد.

پسمان پرتو زا موادی هستند که حاوی و یا آلوده به مواد پرتوزا در غلظت های مشخصی که هیچ گونه استفاده بعدی برای آنها در نظر گرفته نشده است و رفع آلودگی آنها،اقتصادی و مقرون به صرفه نباشد.

پسمان های هسته ای شامل موادی به ظاهر زاید و باقیمانده از انجام عملیات و آزمایشهای گوناگون با مواد پرتو زا می باشند.

تا اوایل دهه 1950 کشور آمریکا  که دارای مواد هسته ای قابل ملاحظه و پسمان زایی گسترده ای بوده است،از روش های رقیق سازی و یا پخش در هوا و گاهی دفن در قعر اقیانوس ها و بعضی دشت ها استفاده می کرده است .از آن تاریخ به بعد تصمیمات دیگری از جمله دفن در زیر زمین های چند لایه ای مطرح شد و تکنولوژی پسمان ها در انجماد سازی و غیره به وجود آمده است و در اولین کنفرانس "بهره برداری صلح جویانه از انرژی اتمی" که در سال 1995 در ژنو برگزار گردید استفاده از معادن متروکه برای خنثی کردن  پسمان های هسته ای مطرح شد.

 

پسمانداری هسته ای جهان:

با توجه به 575 راکتور هسته ای در جهان،مسئله پسمان هسته ای به یک معضل و تنگنای جهانی تبدیل شده است. انرژی هسته ای منبع تولید الکتریسیته برای 31 کشور جهان است که فعلاً 17% انرژی جهان از این طریق به دست می آید.چندین کشور به خصوص ژاپن،چین،روسیه در فکر گسترش برنامه ساخت نیروگاهای هسته ای هستند.با این حال سایر کشور ها مواد سمی تولید شده از انرژی هسته ای را مانعی بزرگ برای استفاده بیش از پیش از این منبع می دانند.آلمان،سوئد،بلژیک از کشور هایی هستند که برای انرژی هسته ای خود ضرب الاجل تعیین کرده اند.این کشور ها چه در فکر توسعه انرژی هسته ای باشند و چه در فکر از کار اندازی نیرو گاههای موجود،با مسئله های پسمان های هسته ای موجودمواجه هستند.

در کارخانه جات غنی سازی اورانیم معمولاً فرآیند به صورت جریان متقابل می باشد.بدین گونه که پسمان در هر مرحله،مراحل پایین  تر را تغذیه می کندکه هم بازده کارخانه افزایش می یابد و هم آبشاری به طور به طور افزایشی در ایجاد پسمان شکل می گیرد که البته کلیه مراحل اعم از مراحل غنی کننده و فقیر کننده در دو جهت متقابل،مصارف خاص خود را دارند.

بدیهی است یکی از ویژگی های سوخت هسته ای نسبت به سوخت های دیگر،وجود مقدار زیادی از مواد قابل استفاده در سوخت مصرف شده پس از پایان یک دوره بهره برداری از آن است.به عنوان نمونه از اورانیوم با غنای 2تا 4%که ماده اصلی سوخت اکثر راکتور های قدرت را تشکیل می دهد،تنها 1 تا 2% برای تولید انرژی،مورد استفاده قرار می گیرد و بقیه آن به اضافه پلوتونیم و ایزوتوپ های قابل استفاده دیگر و پاره های شکافت در سوخت مصرفی باقی می مانند.در فرایند باز فرآوری،این عناصر و مواد جدا سازی اورانیم و پلوتونیم آن،دوباره به چرخه سوخت بازگردانده می شوندکه آرایش پرتوزایی این رادیو نوکلوئید ها و هسته های ویژه در این پسمان ها محرز است. همچنین خطرات بحرانی شدن مواد قابل شکافت در مخازن نیز وجود دارد و حسابرسی این مواد این معضل را چندین برابر می سازد. لازم به ذکر است که مشکل اساسی در کلیه مراحل،جلوگیری از نفوذ پرتو گاما است.

همانطور که در طراحی و ساخت غلاف میله سوخت، نهایت دقت به عمل می آید تا امکان پخش پاره های شکافت به خنک کننده ها و محیط روی ندهد در طراحی پیمانگور ها نیز این ترتیب باید رعایت شود تا امکان عبور مواد پرتو زا به گذر گاه های جانبی وجود نداشته باشد.

 

پسماندهای هسته ایتقسیم بندی پسمان های پرتو زا:

-پسمان سطح پایین(LLW)، کمتر از 0.1 کوری بر متر مکعب

- پسمان سطح متوسط(ILW)، بین 0.1 تا 10000 کوری بر متر مکعب

- پسمان سطح  بالا (HLW)، بزرگتر از 10000 کوری بر متر مکعب،   

 

استحاله  پسمان :

استحاله به معنی تبدیل یک عنصر به دیگری و الحاق یک ایزوتوپ به دیگری است.فرایند فیزیکی اصلی که باعث استحاله میشود شکافت هسته ای نام دارد.

روش متداول آزمایش پسمان های مایع:

-تصفیه و سانتریفیوژ

-تبادل یونی

-تبخیر کردن

-رسوب گیری

-اسمز کردن

-جذب

-تزریق در لایه های زمین

 

مشکلات بین المللی پسمان های  هسته ای

- عدم وجود موقعیت مناسب زمین شناسی برای دفن پسمان ها

- نداشتن حمایت مالی و اقتصادی کافی

- نبود نیروی انسانی ماهر برای نگهداری پسمان ها

معیار های انتخاب محل:

- تاریخچه پایداری زمین شناسی

- وضعیت تکتونیکی

- وضعیت منطقه از لحاظ آتشفشانی بودن

- سطح آبهای زیر زمینی و وضعیت مناطق عبور

- وضعیت لایه بندی و سطوح تماس لایه های زمین شناسی در محیط اطراف

- خواص شکاف های بسته شده و تاریخچه آنها

- خواص شکاف های پر شده و تاریخچه آنها

- خواص و تاریخچه دگر گونی سنگ،شیمی سنگ وقابلیت جریان سیال در آن

- میدان فشار سیال در محیط

- وضعیت توپو گرافی منطقه

- وضعیت و پرا کنش خاک در منطقه

- آب و هواهای اقلیمی منطقه و تغییرات آن

- شناخت آبهای سطحی و بیو لوژی زمینی وآبی

- معیار های اقتصادی،سیاسی وفرهنگی منطقه

- میزان بارندگی

- حیات وحش و پوشش گیاهی منطقه

- شناخت درز ها و شکاف ها

- ژئو شیمی محیط

- فاصله از مناطق مسکونی و مردم

- دسترسی به راههای ارتباطی

                                                               

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

                                                                        پایان