مباني پايه و طراحي يك سانتریفيوژ

مباني پايه و طراحي يك سانتریفيوژ

ساختار اصلي يك سانتريفيوژ گازي در دياگرام 3 نشان داده شده است. يك روتور، روي يك ياتاقان مناسب و بوسيله يك موتور الكتريكي ، در يك سرعت بالا بدور خود در محوطه حفاظ باخلاء پايداربچرخش در می آید. هگزا فلوريد اورانيوم (₆(UF  درشکل گازي از طريق يك لوله ثابت به وسط روتور خوراك دهي و شتاب داده شده و با سرعتي تقريباً معادل ديواره روتور مي‌چرخد. نيروي سانتريفيوژي توليد شده بوسيله روتور موجب مي‌شود تا مولكولهاي ₆UF 238 در ديواره‌هاي روتور تمركز يافته و لذا غني‌سازي كمي از مولكول‌هاي ₆UF 235 سبك در محور روتور رخ مي‌دهد. اين اثر جداسازي، كه در ابتدا دريك جهت شعاعي رخ مي‌دهد، در هنگامي كه چرخش بوسيله يك جريان همرفت در جهت محور مثلاً بوسيله كاهش دما در امتداد محور روتور بوقع مي‌پيوندد (گرمائي) افزايش پيدا

کند. سانتريفيوژي با اين نوع از چرخش گاز همرفت مثلاً از بالا به پائين نزديك محور روتور و از پائين به بالا بوسيله ديواره روتور، بنام يك سانتريفيوژ با جريان مخالف(Counter-Current) است. جريانهای ورودي و خروجي درجهات حركت خود نسبت به 235-U  به ترتیب غني‌تر و تهي‌تر می شوند. این اثرمی تواند به شکل یک آبشار ورودی(فصل 2-4 را هم ملاحظه كنيد ) مد نظر قرار گيرد. بزرگترين اختلاف در غلظت دو سانتريفيوژ با جریان مخالف بين محور و ديواره رخ نمي‌دهد، بلكه بين دو انتهاي روتور سانتريفيوژ بوقوع می پیوندد. در جريان نشان داده شده در دياگرام 3 اورانيوم غني‌شده در انتهاي پايين‌تر و اورانيوم تهي‌شده در انتهاي بالاتر که از طريق لوله خروجی گاز از محور نزديك به ديواره روتور است، عبور مي‌كنند .

ميدان قوي سانتريفيوژي در يك سانتريفيوژ يك گراديان فشار تولید می کند كه فشار را تا چندين برابر بين محور روتور و ديواره  افزايش مي‌دهد. در عمل جرم كل گاز در روتور در لايه بسيار نازكي در ديوار روتور ديده مي‌شود. در نتيجه فشار پائين نزديك محور روتور تنها مقدار كمي گاز از ميان ورودي در سر انتهاي بالاتر روتور( كه از  طريق آن سيستم ثابت به دو رتور وارد مي‌شود) به فضاي خارجي بين روتور و روكش حفاظتی عبور می كند.بدین صورت اتلاف گاز بخاطر اصطلاك بسيار پائين است. ورودي‌ها در لوله‌هاي خروجي براي جريانهاي غني شده و تهي شده ًدر مناطقی با فشار نسبی بالا در ديوار روتور قرار ، كه درآنجا فشار در لايه گاز در حال چرخش مورد استفاده قرار می گیرد.

با توجه به اختلاف در فشار بين جریانهای خوراك و محصول و پسمان، گاز هگزا فلوريد اورانيوم به سيستم لوله‌كشي  متصل به داخل كشيده مي‌شود. به كمپرسورها يا پمپهاي خارجي نيازي نيست. لذا نیازهاي انرژي تنها بوسيله اصطكاك بسيار در ياتاقان پائين سانتريفيوژ و نيز بوسيله اصطكاك گاز باقيمانده تعيين می گردد. در ماشينهاي جديد مقادير نياز‌هاي ويژه انرژي به تقریباًkWh/kgSW 5 مي‌رسد كه تنها 2درصد انرژي مورد نياز در فرايند ديفيوژن است.

مصارف زيركونيم و هافنيم

 

مصارف زيركونيم و هافنيم

1-  مصارف زيركونيم و هافنيم

زيركونيم و هافنيم در طبيعت همواره در كنار يكديگر وجود دارند و به دليل خواص شيميايي بسيار مشابه جداسازي آنها از همديگر مشكل است. اين دو عنصر سطح مقطع جذب نوترون حرارتي بسيار متفاوتي دارند.

سطح مقطع جذب نوترون حرارتي

براي نوترونهاي با سرعت  m/s 2200

185  Zr                               0.،Zirconium

 Hf                                 102،Hafnium

در ميان تمام فلزات داراي استحكام مكانيكي بالا ، نقطه ذوب بالا و مقاومت به خوردگي ، زيركونيم داراي كمترين مقدار سطح مقطع جذب نوترون حرارتي مي باشد. به همين دليل، زيركونيم و آلياژهاي زيركونيم براي غلاف گذاري و سازه هاي رآكتورهاي آب سرد كه با نوترون حرارتي كار مي كنند، ترجيح داده مي شوند.

در اوايل دهة‌ 1950 هنگاميكه رآكتور هسته اي براي برنامه زيردريايي هسته اي آمريكا در حال گسترش بود ، ‌خواص شيميايي و مكانيكي خوبي از زيركونيم شناخته شده بود، اما کم بودن مقدار جذب نوترون حرارتي زيركونيم تجاري ( همراه با هافنيم ) مورد ترديد بود. اين امر باعث شد كه سطح مقطع جذب نوترون گزارش شده براي زيركونيم تجاري متغير باشد. محققين در آزمايشگاه ملي آكريج نتيجه گرفتند كه اين تکرار ناپذيري ناشي از حضور مقادير كم هافنيم، با سطح مقطع جذب بالا در آلياژ است. آنها فرآيندي را جهت حذف هافنيم تعريف نمودند و نشان دادند كه سطح مقطع جذب نوترون حرارتي براي زيركونيم خالص 18/0 بارن مي باشد.

زيركونيم با درجة هسته اي بايد كمتر از  ppm 100 هافنيم داشته باشد. هنگاميكه هافنيم از زيركونيم جدا گردد خودش نيز داراي كاربرد هسته اي با ارزشي خواهد بود.

سطح مقطع جذب بالا،‌ استحكام مكانيكي خوب و مقاومت به خوردگي بالاي هافنيم، اين فلز را به عنوان       ميله هاي كنترل در رآكتورهاي آب سرد مطرح مي كند و اين فلز بدون نياز به پوشش مي­تواند مورد استفاده قرار گيرد.

به نسبت ديگر مصارف صنعتي زيركونيم، مصرف اين عنصر با درجة هسته اي بسيار كم است به همين دليل هميشه به فرآيندهاي گران قيمت براي جداسازي اين دو عنصر نياز نمي باشد.

 فلز زيركونيم عموماً در تجهيزاتي كه نياز به مقاومت به خوردگي دارند نظير صنايع شيميايي، ‌آلياژهاي نسوز و فلش صنعت عكاسي مورد استفاده قرار مي گيرد. از سنگ معدن زيركونيم به طور وسيع به عنوان ماسة ريخته­گري، مواد ساينده و سراميكها استفاده مي نمايند.

از فلز هافنيم نيز در آلياژهاي نسوز و فلش صنعت عكاسي به خصوص هنگامي كه به شدت نور بسيار بالا نياز باشد استفاده مي گردد.

2-  فرآواني طبيعي

از نظر فراواني زيركونيم هفدهمين عنصر موجود در پوسته زمين مي­باشد به طوري كه 28% درصد پوسته از اين عنصر تشكيل شده است. فراواني آن از مس، سرب، نيكل و حتي روي نيز بيشتر است. هميشه كانة زيركن حاوي 5/0 تا 2 درصد هافنيم  مي باشد و هافنيم ندرتاً به تنهايي در طبيعت يافت مي شود منابع طبيعي اساسي زيركونيم و هافنيم كانة زيركن SiO₆(Hf  ،Zr ) و بادلئيت O₂ (Zr,Hf ) مي باشد .

2-    ميزان توليد و قيمت

مقدار توليد ساليانه كنسانترة زيركونيم توسط كشورهاي اصلي توليد كننده ( غير از كشورهاي كمونيستي و ايالات متحده آمريكا ) در جدول (7-1)‌ نمايش داده شده است.

در خلال سالهاي 1974-1972 توليد كانه زيركونيم ايالات متحده آمريكا و استراليا حدود 150 هزار تن بوده است. در نتيجه مي توان عنوان داشت كه استراليا و آمريكا مهمترين كشورهاي توليد كنندة زيركونيم در دنيا مي باشند. اكثر توليد اين كشورها از لايروبي ماسه هاي سياه سواحل دريا و بستر رودخانه ها بوده است كه زيركن موجود در آن به روش هيدروليكي از ديگر كانه هاي سنگين نظير روتايل[1] ايليمنيت[2] و مونازيت (‌فصل 6) جدا گرديده است.

توليد كنندگان عمدة كنسانترة‌ زيركن در آمريكا طي سالهاي ذكر شده،‌شركتهاي دوبونت ،‌دنمورس و شركت سرمايه گذاري تيتانيوم بوده اند. حوزة فعاليت اين شركتها در فلوريداي شمالي و جورجياي جنوبي بوده است.

در دهة 1960 زيركونيم عاري از هافنيم توسط چندين شركت شامل آماكس ، نشنال ديستيلر، كميكال ،  نشنال كلمبيا و واه چانگ توليد مي گرديد.

ولي در سال 1978 تنها شركت توليد كنندة زيركونيم با خلوص مورد نياز هسته اي، شركت تلدين واه چانگ با ظرفيت توليد ساليانه 5/7 ميليون پوند بود. سپس شركت وسترن زيركونيم جهت توليد 3 الي 4 ميليون پوند در سال زيرکونيم احداث گرديد. در فرانسه شركت پچيني ظرفيت توليدش را تا 4 ميليون پوند در سال افزايش داد. ظرفيت توليد زيرکونيم هند، 1/0 ميليون پوند در سال بود. علاوه بر موارد ذكر شده ،‌زيركونيم در كشورهاي انگلستان،‌كانادا، ژاپن و آلمان غربي نيز توليد مي­گرديد.

قيمتها در سال 1974 عبارت بودند از

كنسانترة زيركن		250 دلار بر تن كوچك
اسفنج زيركونيم با خلوص هسته اي		5/5 تا 7 دلار بر پوند
ورق تسمه و ميلگرد		12 تا 17 دلار بر پوند
هافنيم
اسفنج		75 دلار بر پوند
ميلگرد و صفحه		120 دلار بر پوند

 

 

 

---

[1] TiO₂

[2] FeTiO₃

چرخه سوخت هسته ای

چرخه سوخت هسته ای

هدف از يك رآكتور هسته‌اي قدرت عبارت از تأمين انرژي در يك حالت پايا و كنترل شده به يك مولد برق است. پيشنهاداتي براي بهره‌برداري مستقيم از گرماي شكافت شده است، ولي رآكتورهاي قدرت فعلي صرفاٌ جايگزين سوزاننده‌هاي زغال، گاز يا نفت با توليد بخار است كه توربين دستگاه توليد برق را در يك روش عادي به حركت در مي‌آورد.

روش‌هاي بررسي اين توضيح ساده به طور قابل ملاحظه‌اي كم و بيش متغير بوده، ولي در رآكتورهاي حرارتي مباني به صورت زير است:

·  ماده شكافت‌پذير معمولاً اورانيم به صورت فلز يا اكسيد آن، گاهي با افزايش پلوتونيم.

·  غلاف، يك لايه فلزي در اطراف ماده شكافت‌پذير جهت محافظت آن از خوردگي و براي جلوگيري از فرار محصولات شكافت.

·  يك كندكننده، تركيبي از عناصر سبك براي كند نمودن نوترون‌ها از سرعت‌هاي بالاي اوليه آنها.

·      يك سرد كننده، براي حمل گرماي توليد شده به مولد بخار يا مستقيماٌ به توربين.

·  يك مكانيسم كنترل، حركت دهنده موادجاذب نوترون به داخل و بيرون منطقه واكنش و لذا تنظيم سرعت شكافت يا توقف آن.

·      حفاظ جهت محافظت اپراتورها و عموم از تابش.

·  يك لايه محافظ جهت جلوگيري از فرار مواد راديواكتيو در حالت افزايش فشارهاي داخلي.

اختلاف اساسي در يك رآكتور سريع اين است كه در آن كندكننده‌اي وجود ندارد.
براي انتقال گرما از سوخت هسته‌اي به تجهيزات توليد بخار، در رآكتورهاي سريع با چگالي بالاي انرژي سديم مايع به عنوان خنك‌كننده و در رآكتورهاي حرارتي آب يا گاز همچون
دي‌اكسيدكربن مورد استفاده قرار مي‌گيرند. براي كند نمودن نوترون‌ها بدون جذب تعداد زيادي از آنها، در رآكتورهاي حرارتي يك كندكننده، در حال حاضر گرافيت، آب يا آب‌سنگين (اكسيد دئوتريوم) به‌كار مي‌رود. در انواع عادي رآكتورهاي آب تحت فشار يا رآكتورهاي  آب جوشان، آب به عنوان كندكننده و نيز خنك كننده مورد استفاده قرار مي‌گيرد. رآكتورها غالباً مطابق تركيب مواد طراحي مي‌شوند.

ماده شكافت‌پذير، غلاف، و گاهي بخشي از كندكننده گرافيت تركيب شده، به همراه هر ضميمه لازم، سوخت را تشكيل مي‌دهند. ممكن است اين تركيب در طي مدت فعاليت رآكتور به دفعات تغيير ‌يابد. براي طولاني نمودن زمان تعويض سوخت و يا كاهش ميزان سوخت نسبت به ميزان مورد نياز معمولاٌ نسبت 235-U به 238-U افزايش يافته، به بالاتر از ميزان طبيعي 72_/0 درصد غني مي‌گردد. اين امر موجب كوچك‌تر شدن قلب رآكتور نسبت به رآكتور با اورانيم طبيعي شده و لذا هزينه ساختمان آن كاهش مي‌يابد. براي رآكتورهاي زيردريايي‌ها كه در آنها فضا محدود بوده و تعويض سوخت بي‌نهايت نامناسب است غناي بسيار بالاي اورانيم مورد نياز است.

در طي مدتي كه سوخت در رآكتور است:

·      بخشي از 235-U اوليه يا پلوتونيم به تدريج مصرف مي‌شود.

·      بخشي از 238-U به پلوتونيم تبديل مي‌گردد.

·      محصولات شكافت تشكيل مي‌گردد، بعضي از اين محصولات جاذب شديد نوترون‌ها هستند.

 اثر خالص به اين صورت است كه واكنش هسته‌اي به صورت ممتد ادامه يابد و در نهايت   سوخت به آساني تعويض گردد. در رآكتورهاي حرارتي، اين امر در هنگامي كه بيشترين  درصدي از اورانيم مصرف شده لازم مي‌باشد. رآكتورهاي سريع ممكن است تا 20-10 درصد سوختن(Burn Up)  بر هر چرخه برسند.

1 -4 : مديريت سوخت

هنگامي كه سوخت از رآكتور تخليه مي‌شود، دو روش در رابطه با آن وجود دارد:

·  دفع مستقيم - متروك ساختن كامل آن به عنوان پسمان، پس از مدتي نگه‌داري جهت فروپاشي

      محصولات شكافت و نيز كاهش گرماي آن.

·  فرآوري شيميايي آن (بازفرآوري) جهت جداسازي اورانيم باقي‌مانده و پلوتونيم توليد شده از محصولات شكافت و مقدار جزئي اكتنيدها كه براي نگه‌داري دائم دفع مي‌شوند.

در هر كدام از روشها كه به‌كار رود، احتياطات لازم جهت جلوگيري از فرار محصولات شكافت بالقوه خطرناك لازم است. در بعضي از كشورها، مثلاً ايالات متحده روش نخست به‌كار مي‌رود، در حالي‌‌كه بعضي از كشورهاي ديگر همچون بريتانيا، فرانسه، و ژاپن روش دوم را براي مصرف مجدد اورانيم و پلوتونيم بازيابي شده ترجيح مي‌دهند. در كل جهان، تقريباً نصف مقادير سوخت مصرف شده هر كدام از مسيرها را طي مي‌كند.

در حال حاضر نظر بر اين است كه اورانيم و پلوتونيم بازيابي شده در رآكتورهاي حرارتي مورد استفاده قرار گيرد. با وجود اين، با توجه به ايزوتوپ‌هاي با عدد جرمي زوج پلوتونيم
به‌طور مؤثري اجازه اين كار را نمي‌دهد. براي اين كار رآكتورهاي سريع مناسب هستند. در تئوري در چندين مرحله بازيابي كل انرژي قابل دسترسي اورانيم حتي 238-U غالب نيز به‌طور مستقيم يا از طريق پلوتونيم استخراج مي‌گردد. در مقابل٬ سيستم‌هاي حرارتي تا تقريباً 2 درصد محدود هستند (سوخت غني شده ايزوتوپي در رآكتور ممكن است به درصد بالاتري برسد، ولي 238-U نيز باقي مي‌ماند كه بايد در نظر گرفته شود). اگرچه هنوز رآكتورهاي سريع با توجه به هزينه گزاف آنها نسبت به رآكتورهاي حرارتي به صورت تجارتي مورد استفاده قرار نگرفته‌اند، ولي به نظر مي‌رسد با كاهش ميزان اورانيم تازه به اجبار جهت بقاء اورانيم لازم است وارد مرحله تجاري گردند. حتي قبل از آن، استفاده كامل از آن با توجه به جريمه سنگين محيطي در معدن مفيد خواهد بود. در حقيقت استفاده از انبار پلوتونيم مدنظر مي‌باشد، با توجه به اين نكته كه مازاد 200 تن پلوتونيم حاصل از خلع سلاح هسته‌اي قابل بهره‌برداري خواهد بود.

1-5 : تأمين سوخت

چنانچه سوخت از طريق مواد بازيابي شده تأمين نگردد، لازم است اورانيم تازه از معدن استخراج گردد كه در حقيقت منبع عمده‌اي است. اورانيم به طور طبيعي در بسياري از صخره‌ها وجود دارد ولي مقدار آن در حد پاييني است. حتي ارزشمندترين ذخاير معدني نيز معمولاً حاوي درصد پاييني بوده، گاهي با مواد معدني ديگر كه خود مواد اصلي تشكيل‌دهنده آن است همراه است. مسير طولاني از مراكز ساخت سوخت طي، و ذخاير به صورت عملي فرآوري شده (milled) تا مواد معدني ارزشمند تغليظ و از حمل كل مواد بي‌ارزش جلوگيري گردد.

در تأسيسات كارخانه سوخت، خالص‌سازي بيشتري روي ماده معدني تغليظ شده انجام مي‌پذيرد. چنانچه، معمولاً ، لازم است اورانيم به‌صورت سوختي در آيد كه داراي نسبت بيشتر235-U باشد، به هگزافلوريد اورانيم كه به راحتي تبخير مي‌گردد و مورد نياز هر دو روش ديفيوژن و سانتريفيوژ با سرعت بالاي غني‌سازي است تبديل مي‌شود. در انتها به صورت قرص‌هاي فلزي، يا غالباً قرص‌هاي اكسيد در آمده و در لوله‌هاي غلاف از نوع فلزي مناسب - يك آلياژ منيزيم براي سوخت فلزي، فولاد زنگ‌نزن يا آلياژي از زيركونيم براي اكسيد قرار مي‌گيرد. با توجه به اين‌كه اكسيد اورانيم حرارت را به كندي انتقال مي‌دهد اندازه قرص‌ها لاغر بوده و تلاش مي‌گردد مقدار كمي در هر لوله قرار گرفته و بالاخره به صورت مجموعه يا خوشه‌اي كه ممكن است تعداد آنها بالاتر از 200 باشد در‌آيد.

هنگامي كه لازم است سوخت داراي پلوتونيم باشد، ممكن است قبل يا بعد از تبديل به اكسيد به آن افزوده شده و دقت كافي براي اطمينان از همگن بودن آن در بالاترين حد لازم است. در غير اين صورت ممكن است نقاط داغي در طي پرتودهي در رآكتور تشكيل و منجر به ذرات نامحلول با راديواكتيويته بالا در مرحله بازفرآوري گردد. براي رآكتورهاي حرارتي اين نسبت در حد 6 درصد، براي رآكتورهاي سريع معمولاً 30-20 درصد مي‌باشد.

 

1-6 :  مديريت پسمانداري

در هرگونه فعاليت صنعتي پسمان توليد مي‌گردد. چنانچه سوخت هسته‌اي تخليه شده مستقيماً متروك شود كل آن به عنوان پسمان در نظر گرفته مي‌شود. در غير اين‌صورت پسمان اصلي حاصل از محصولات شكافت جداسازي شده، باقي‌مانده‌هاي غلاف، جامدات گوناگون، مايعات يا گازها خواهند بود كه كم و بيش از طريق برخورد با مواد راديواكتيو در هنگام فرآوري آلوده شده‌اند. در انتها لازم است رآكتورها و ساختمان‌هاي فرآيندي، به همراه تجهيزات كه در آن‌جا وجود دارند رفع آلودگي شوند كه خود موجب به‌وجود آمدن پسمان مي‌شوند.  

هدف از مديريت پسمانداري راديواكتيو عبارت است از :   

(الف) تغليظ ماده راديواكتيو تا حد امكان به حجم كوچكي كه بتوان به مدت نامحدود از ارتباط با انسان جلوگيري گردد.

(ب)   در جايي‌كه جريان‌هايي مثل آب جمع‌آوري شده از مخزن سوخت كه در يك جا جمع شده ولي به محيط زيست نشت پيدا مي‌كند لازم است كل راديواكتيويته آن كه بحث خطرناكي آن قابل ملاحظه مي‌باشد جداسازي گردد.

اين در مورد قواعدي كه دقيقاً بايد درنظر گرفته شود نيست، و تخليه به اندازه صفر راديواكتيويته امكان‌پذير نمي‌باشد، چرا كه هيچ‌گونه جداسازي به‌‌طور كامل قابل انجام نيست. اصول كلي اين  است كه خطرات نبايد بزرگتر از آن باشد كه براي مردم قابل‌پذيرش نباشد.

تاكنون دفع تنها براي مايعات، گازها و جامدات با اكتيويته پايين كه به مقدار جزئي داراي مواد راديواكتيو هستند به‌طور كامل انجام پذيرفته است. توده اصلي محصولات شكافت جداسازي شده در طي بازفرآوري از طريق فروپاشي راديواكتيو گرماي قابل ملاحظه‌اي ايجاد مي‌كنند. لازم است اين گرما به‌طور ايمن پراكنده گردد. براي مدتي، ماده در محلول غليظ نگه‌داري شده، سپس به توده‌هاي شيشه‌اي تبديل مي‌گردد كه هنوز داغ بوده و انتظار مي رود پس از تقريباً 50 سال دفع گردد. البته تأخير مشابهي نيز براي سوخت دست نخورده كه اگر به‌طور مستقيم دفع شود لازم است. پسمان با راديواكتيويته متوسط٬ غلاف‌هاي باقي‌مانده سوخت، در بلوك‌هاي سيماني قرار گرفته و در زيرزمين در عمق زياد دفن مي‌شود اگر چه هنوز محل دفن آنها در حال بررسي و مورد بحث است.

تأسيسات سوخت نيز توليد پسمان نموده، كه شامل محصولات فروپاشي در ذخاير معدني تازه در تعادل با مواد اورانيم مي‌باشند. راديواكتيويته كل داراي وسعت كمتري نسبت به محصولات شكافت جداسازي شده در طي مرحله بازفرآوري است ولي هنوز قابل ملاحظه بوده و اصول يكساني براي مديريت آنها اعمال مي‌گردد.

1-7 : چرخه سوخت

هنگامي كه سوخت از يك رآكتور تخليه شده بازفرآوري مي‌شود و اورانيم يا پلوتونيـم براي

مصرف مجدد باز مي‌گردد، حداقل بعضي مواد لوپ يا چرخه بسته‌اي را دنبال مي‌نمايند
(شكل 1 . 7). بازفرآوري براي اين هدف غالباً به صورت بسته شدن انتهاي چرخه سوخت مي‌باشد. مشابه آن، انتخاب متروك ساختن كامل سوخت تخليه شده غالباً علي‌رغم اصطلاح آن چرخه ترك كامل (Once-Through) ناميده مي‌شود. سومين عمليات امكان‌پذير، نگه‌داري بلندمدت، با شرط بازيابي سوخت، يك روش دائمي نبوده بلكه روشي براي خريد زمان و تصميم‌گيري روي آن طي چند دهه بعد در آينده است.

چرخه سوخت واقعي شامل مراحل زير است:

·      معدنكاري و كانه‌آرايي مواد معدني،

·      خالص‌سازي ماده معدني غليظ، غني‌سازي محتواي 235-U در صورت نياز و ساخت سوخت،

·      بهره‌برداري از سوخت در رآكتورهاي با انواع گوناگون،

·      بازفرآوري سوخت تخليه شده جهت جداسازي اورانيم و پلوتونيم از پسمان،

·      برگشت اورانيم و پلوتونيم براي مصرف مجدد

·      دفع پسمان‌ها.

مراحل گوناگون به‌طور مفصل در بخش‌هاي بعدي توضيح داده شده‌اند.

به‌طور كلي، هزينه‌هاي برق توليدي به وسيله نيروگاه‌هاي هسته‌اي مدرن - تخميني، از آن‌جا كه بيشتر بستگي به قوانين حسابداري ويژه فرض شده- ممكن است به‌طور تقريبي به‌صورت 88 درصد براي خود رآكتور، 9 درصد براي تأمين سوخت (چرخه سوخت پيشين
[Front end fuel cycle] و 3 درصد چرخه سوخت پسين [Back end fuel cycle] شكسته شود.

 

1-8 : اقتصاد

اگرچه در سرتاسر اين كتاب در ابتدا تأكيد بر مسائل فني است ولي لازم است كتابي راجع به اقتصاد و هزينه مورد نياز نيروگاه‌‌هاي هسته‌اي - نه به‌طور كامل كه كاملاً پيچيده است- بيان گردد. مقايسه‌اي به عنوان منبع انرژي با هيدروكربن‌هاي فسيلي بخصوص زغال روشي مفيد
 به نظر مي‌رسد.

دو مشكل اساسي در مقايسه به چشم مي‌خورد:

·  اختلاف اساسي در اجراي بين صنايع هسته‌اي كشورهاي مختلف و در حقيقت مواردي بين    طرح‌هاي منفرد در يك كشور است.

·  سازه‌هاي غيرقابل رقابت بين صنايع توليد برق هسته‌اي و فسيلي احتمالاً متجاوز از 70 درصد.

  تجربيات متقابل بريتانيا و فرانسه كم و بيش سازنده است.

فرانسه بيش از  برق خود را از نيروگاه‌هاي هسته‌اي تأمين كرده و ادعا مي‌كند كه ارزانترين برق، به‌جز بعضي از منابع آبي مخصوصاً جهت تأمين برق محلي در اروپا مي‌باشد. حدود 5-4 درصد برق توليدي به بريتانيا صادر مي‌گردد. نسبت توليد برق هسته‌اي 23 درصد بوده اگرچه ظرفيت نصب شده تنها در حدود 14 درصد كل مي‌باشد. اين مغايرت بين ظرفيت و خروجي به ساختار هزينه‌ بر مي‌­گردد، چراكه نگه‌داري يك نيروگاه برق هسته‌اي پس از ساخته شدن ارزانتر از نيروگاه زغالي بوده و لذا در تأمين بار پايه يعني بخشي از مصرف كل كه هميشه مورد تقاضا بوده و بدون در نظرگرفتن زمان يا فصل مي‌باشد، به‌كار مي‌رود. اگرچه، با توجه به هزينه‌هاي اوليه و تغييرات انجام شده، هزينه كل در بريتانيا معمولاً بالاتر از نيروگاه‌هاي زغالي است.

بخشي از اين اختلاف بين دو كشور بدون شك به برنامه‌ريزي كلي كشور فرانسه بر مي‌گردد، كه ساخت مرتب و پي‌درپي را در حالي مجاز مي‌‌سازد كه تجربيات به‌دست آمده از يك طرح در طرح بعدي در رابطه با زمان ساخت و هزينه مورد استفاده قرار گرفته و به‌طور مدام كاهش پيدا مي‌كند. اين امكان‌پذيري به نوبه خود اكثراً به دليل پشتيباني دولت، در زمينه‌هاي استراتژيك در رابطه با غلبه بر كمبود منابع بومي انرژي فرانسه است. زغال و نفت كمي در اين كشور وجود داشته، معدنكاري زغال به دليل هزينه بالا متوقف شده، گاز منطقه لاك (Lacq) به انتهاي خود مي‌رسد، در حالي‌كه منبع برق آبي نيز تنها جزئي از نيازهاي موجود را تأمين مي‌كند. با اكثر موازنه انجام پذيرفته در اوايل سال‌هاي 1970 با نفت وارداتي، فرانسه به دليل افزايش ناگهاني قيمت آن دچار مشكل شده و ترس از عدم تأمين كافي و جلوگيري از گرفتاري مجدد در اين وادي مصمم شده است. از آن‌جا كه يك تن اورانيم معادل تقريباً بيست هزار تن زغال حتي در سيستم‌هاي حرارتي است، به راحتي انبار شده و مؤثرتر از سوخت‌هاي فسيلي مي‌باشد. لذا توليد برق فرانسه غالباً براساس رآكتورهاي هسته‌اي با يك برنامه سيستماتيك و منظم ساخت و چند استاندارد خاص است. درعين حال تاريخ برنامه هسته‌اي بريتانيا به وسيله طراحي‌هاي خاص جايگزين منجر به از دست رفتن تجربه قبلي شده، و تصميمات سياسي در آن اثر گذاشته است.

اگرچه راه‌اندازي يك رآكتور هسته‌اي نسبتاً ارزان است، رسيدن به اين مرحله پنج تا ده سال به‌طول انجاميده و گاهي اين زمان به دليل مشكلات صنعتي چندين سال بيشتر طول مي‌كشد. در طي اين مدت سودي حاصل نشده بلكه هزينه‌هاي بيشتري تجمع پيدا مي‌كنند. لذا هزينه واقعي براي تأخيرات در نظر گرفته نشده بسيار حساس بوده و شديداً بستگي به ميزان سود غيرقابل پيش‌بيني دارد. اختلاف عميق در اجراي اقتصادي بين تأسيسات هسته‌اي در ايالات متحده بايد بخشي به‌دليل مقتضيات خاص براي طولاني شدن و دعواي قضايي در جلوگيري از آن در كشور، در راهي براي بسته شدن تقريباً بلافاصله شروع پس از تأخير فراوان در راه‌اندازي باشد.

هر پروژه جديد بايد شامل ارزيابي نسبي هزينه‌ سرمايه‌اي و سود نهايي باشد. با توجه به اين‌كه هزينه در ابتدا افزايش داشته و درآمد تنها پس از اتمام پروژه‌ مي‌باشد، هر دو به‌طور مستقيم قابل مقايسه نخواهد بود. براي قضاوت ارزش فعلي پول آينده تا حدي متناسب با نسبت سود قابل انتظار داراي تنزيل خواهد بود ولي معمولاً بيشتر از آن بوده كه مربوط به برنامه‌ريزي در بنگاه‌هاي مالي براي برگشت زود هنگام است. پيچيدگي بيشتر عبارت است از نياز به تعطيلي و برچيدن انتهايي كه در يك نيروگاه هسته‌اي پنجاه تا يكصد و پنجاه سال پس از بسته شدن رخ مي‌دهد. با توجه به عدم اطمينان در اين كار، (عدم اطميناني كه حقيقتاً كمتر از چندسال ديگر به اطمينان تبديل مي‌شود) اعمال مقدار كم تنزيل تا حد صفر به تأمين مالي لازم، اگرچه عملاً سؤال‌برانگيز است معمول مي‌باشد. از اين رو تأمين آن در صورتي‌كه نرخ براي درآمدهاي آتي يكسان باشد بيشتر خواهد بود. هر عنصري از تفكر قابل آرزو ممكن است در انتخاب نرخ‌ها براي هر محاسبه ويژه در هر طرف بحث قابل انتظار داشته باشد.

در يك نيروگاه فسيلي، بخش عظيمي از هزينه كل بلافاصله پس از شروع راه‌اندازي مربوط به سوخت مصرف شده بوده و بخش كمتري از بهره و نرخ تنزيل را دربر مي‌گيرد. علاوه بر آن برچيدن نيروگاه بلافاصله پس از توقف توليد برق مي‌تواند انجام پذيرد. عدم اطمينان‌ها تا حد زيادي بسيار كمتر است.

يك بررسي پيشنهاد مي‌نمايد كه هزينه‌هاي انجام شده براي يك نيروگاه زغالي و يك نيروگاه پيشرفته هسته‌اي كاملاً يكسان است. موازنه بستگي به نرخ تنزيل و قيمت پيش‌بيني شده زغال دارد. با وجود اين، هزينه و مسائل مالي تنها گزينه نيست. امنيت تأمين سوخت قبلاً بحث شد. موارد ديگر شامل اثرات بعدي پسمان‌هاي راديواكتيو از يك طرف و پخش دي‌اكسيد كربن از طرف ديگر بوده، در حقيقت اين عوامل در نوع خود متفاوت بوده و لذا مقايسه آنها مشكل است. سپس خطرات حوادث جدي يا انحراف مواد هسته‌اي براي مصارف نظامي يا به‌كارگيري آنها توسط تروريست‌ها، وجود داشته، خطراتي كه نمي‌توان آنها را به‌طور كامل فراموش نموده يا به‌طور ضعيفي آنها را درك نمود.

هيچ‌كدام از عوامل به‌طور كامل قابل مقايسه نيستند. اگرچه تلاش‌ها براي اين بررسي‌ها علاوه بر موارد هزينه‌اي توليد برق در بريتانيا در جريان بوده، تخميني در اين زمينه وجود دارد كه
هزينه نيروگاه‌هاي برق به‌جز نيروگاه‌هاي گازي كمتر مي‌باشد.

به‌طور خلاصه، به وضوح نيروگاه‌هاي هسته‌اي با منابع فسيلي قابل مقايسه بوده مديريتي خوب و با پشتيباني سياسي همراه است. عوامل محسوس كه مناسب آن است نرخ‌هاي بهره پايين، برنامه‌اي قوي با طراحي خوب، هزينه‌هاي بالاي زغال ... ساختار سريع مي‌باشد. در مقابل آن ملاحظات پسمان‌هاي راديواكتيو در مقايسه با مسائل محيطي مثلاً نشر دي‌اكسيدكربن و خاكستر، كاربرد غيرمجاز مواد و خطر چرنوبيل ديگر وجود داشته و علاوه بر آنها، تقاضا براي سوددهي كوتاه‌مدت مدنظر قرار مي‌گيرد.

 

1-9 : آينده

صنعت نيروگاه‌هاي هسته‌اي كاملاً شناخته شده، حتي مهم‌ترين موضوع قابل بحث دفع نهايي پسمان مي‌تواند با شرايط مناسبي براي ايمني نسل‌هاي حال و آينده انجام پذيرد. علاوه بر آن پيشرفت‌ها كلاً قابل پيش‌بيني بوده، در اجراي فني و اقتصادي و توسعه كشورها اثر دارد. پذيرش انواع رآكتورهاي جديد، روش‌هاي جديد بازفرآوري، روشهاي جديد مديريت پسمان‌ها، يا صرفاً واريانهايي كه به‌طور كامل شناخته شده قابل ملاحظه خواهد بود.

 

 

مباني راكتورهاي هسته اي

مباني راكتورهاي هسته اي

 

از دوم دسامبر 1942، هنگامي كه اولين راكتور هسته­اي ساخت بشر يك واكنش زنجيره­اي خود نگهدار را توليد نمود، تا کنون چند صد نوع راكتور ساخته شده اند. عليرغم اختلافات ممكن در طراحي، تعدادي ويژگي عمومي وجود دارند كه در كليه راكتورها مشترك است. مركز هر راكتور يك قلب فعال است كه واكنش زنجيره شكافت در آن پايدار مي گردد. قلب فعال داراي(1) سوخت شكافت پذير كه در حین شكافت منبع اصلي تولید نوترونها است، (2) ماده كند كننده در صورتيكه نياز به كند نمودن نوترونها باشد (3) خنك كننده در صورتيكه گرماي توليد شده بوسيله شكافت نياز به خروج  از قلب داشته باشد و (4) ماده ساختماني كه نگهدارنده تماميت فيزيكي قلب است. معمولاً محاط بر قلب فعال یک بازتابنده وجود دارد كه هدف از آن برگشت نوترونهای پراکنده شده به طرف قلب بوده و يا ناحيه پوشش بارور مي باشد كه نوترونهاي نشت يافته از قلب براي توليد ايزوتوپهاي مفيد همچون ⁶⁰Co يا ²³⁹Pu را  گیر می اندازد. قلب راكتور و بازتابنده يا پوشش بارور بنوبه خود جهت به حداقل رساندن پرتوگيری افراد و تجهيزات نزديك راكتور بوسيله يك حفاظ احاطه مي­گردد. در نهايت، كليه راكتورها بايد بطريقي داراي كنترل باشند تا واكنش زنجيره­اي شروع شده تا حد مورد نياز حفظ شده و با امنيت خاموش شود.

تقسيم بندي راكتورها مطابق انرژي نوترونها كه موجب حداکثر شكافتها مي­شوند انجام مي پذيرد. در يک راکتور سريع، نوترونهای شکافت سريع قبل از جذب بوسيله سوخت به منظور توليد نسل جديدی از نوترونهای شکافت به اندازه زيادی کند نمی شوند. بر عکس، در يك راكتور حرارتی تقريباً كليه شكافتها بوسيله نوترونهائي انجام مي شود كه كند شده و با سرعتهاي قابل مقايسه با سرعت اتمهاي موجود در ماده قلب حركت مي كنند، يعني نوترونها در تعادل گرمائي با ماده محيط هستند.

در اين فصل، مباني اصل راكتورهاي هسته اي و واكنش هاي زنجيره اي شكافت مورد بحث قرار مي گيرند. در ابتدا، جمعيت نوتروني حالت پايا در قلب يك راكتور را ملاحظه نموده، و روشهايي براي كمي سازي شرايط لازم براي يك واكنش زنجيره­اي خود نگهدار با جمعيت ثابت نوتروني و رهائي قدرت شكافت را پي جوئي مي كنيم. بويژه، روي راكتورهاي حرارتی تمرکز می کنيم، اگر چه مباني براي راكتورهاي سريع نيز كاملاً يكسان است. در انتهاي اين فصل، ديناميك راكتورها را با افزايش يا كاهش قدرت در پاسخ به تغييرات فيزيكي در راكتور در نتيجه تغييرات اعمال شده خارجي يا از اثرات بازخور مورد بررسي قرار مي دهيم.

 

 کند شدن نوترون

در يك راكتور حرارتی نوترونهای سريع شكافت انرژي جنبشي خود را در ابتدا از طريق پراكندگي الاستيك از هسته­هاي با اعداد جرمي كوچك كند كننده از دست مي دهند. در بحث هاي ابتدائي سينماتيك پراكندگي کشسان نوترون از يك هسته ثابت[1]، ملاحظه نموديم كه انرژي نوترون پراكندگي بينE_max=E وE_min=α E است كه در آن E انرژي نوترون فرودي وα≡ (A-1)²/(A+1)²  است. تعداد پراكندگي ها، بطور ميانگين، مورد نياز براي اين نوتروني با انرژي اوليه E₁ به انرژي پائين تر E₂ برسد از معادله (6-30) داده مي شود. خلاصه اي از اين خواص مهم براي چندين كند كننده در جدول6-1 داده شده است. از مقادير جدول 6-1 مشاهده مي گردد كه هسته هاي پراكندگي با اعداد كوچك A موجب از دست رفتن انرژي ميانگين بزرگتري شده و لذا نوترونهاي سريع را با چند پراكنده كننده بمراتب بهتر از هسته هاي اعداد جرمي بالا كند مي نمايند. علاوه بر آن براي داشتن يك عدد جرمي كوچك، يك كند كننده خوب بايد داراي سطح مقطع بزرگ پراكندگي E_s (براي تأمين پراكندگي) و سطح مقطع كوچك جذبي ∑_α  (براي اجتناب از دست رفتن نوترون قبل از ايجاد شكافت) باشد. و بخش اعظمي از ماده قلب راكتورهاي حرارتی، را كند كننده ای مانند آب سبك يا سنگين، گرافيت يا بريليم تشكيل مي دهد. علاوه بر آن بعنوان يك كند كننده، آب سبك در يك راكتور قدرت مي تواند عامل خنك كننده باشد و بهمين دليل تعجب آور نيست كه راكتورهاي آب سبك (LWR) نوع غالب راکتورهاي قدرت در حال كار در جهان هستند.

 

خواص نوترون حرارتی در سوختها

در راكتورهاي حرارتی تنها ايزوتوپهای شكافت پذير همچون ²³³U، ²³⁵U، ²³⁹Pu مورد استفاده قرار مي گيرند. تا كنون سوختهاي هسته اي بكار رفته غالباً دي اكسيد اورانيوم، با اورانيوم غني شده در ²³⁵U از مقدار طبيعي 720/0% تا چند درصد بوده است. تنها برخی راکتورهای آب – سنگین و کند کننده – گرافیت می تواند از اورانیوم طبیعی استفاده کند. اغلب راکتورها از اورانیوم غنی شده، معمولاً 2 تا 3 درصد، در u²³⁵ استفاده می کنند. نوكليد شكافت پذير ²³⁹Pu در طي عمليات يك راكتور هسته اي قدرت كه سوخت آن حاوي ²³⁸U است (بخش 6-5-3 را ملاحظه كنيد) توليد شده  و در انتهاي عمر سوخت (معمولاً سه سال) تقريباً نصف قدرت بوسيله شكافت ²³⁹Pu حاصل مي گردد. بعضي از راكتورهاي قدرت ²³⁹Pu با اورانيوم غني شده به شكل سوخت "اكسيد مخلوط" مخلوط مي گردد. بعضي از خواص مهم سوختهاي هسته اي در جدول 10-1 داده شده اند. داده ها راهنمائي براي يافته هاي زير هستند.

1- ²³³U داراي بزرگترين مقدار η ، تعداد نوترونهاي شكافت توليد شده بازای جذب یک نوترون حرارتی، بوده و لذا بهترين چشم انداز براي يك راكتور زاينده حرارتی با توليد سوخت شكافت پذير با جذب نوترون از آنچه كه در واكنش زنجيره اي مصرف مي شود، است. در يك راكتور زاينده يك η معادل حداقل 2، مورد نياز است چرا كه يك نوترون براي پايدار نمودن زنجيره واكنش و يك نوترون با جذب در ماده بارور جهت زايش يك اتم سوخت شكافت پذير جديد لازم است. مواد بارور موادي هستند همانند ²³²Th و ²³⁸U كه در هنگام جذب نوترون حرارتی ممكن است توليد مواد شكافت پذير کنند (بخش 6-5-3 را ملاحظه كنيد).

2- اگر چه ايزوتوپهاي پلوتونيوم توليد تقريباً 3 نوترون شكافت بر هر شكافت حرارتی مي كنند. بدليل سطح مقطع هاي بالاي جذب تابشي) (n, gآنها نشان داده شده بوسيله نسبت كم و بيش بالاي (s_g/s_ƒ) منجر به مقادير پائين η مي گردد. با وجود اين براي شكافت هاي حاصل بوسيله نوترونها با انرژيهاي بالاتر از چند صد η،KeV براي هر دو ²³⁹Pu و ²⁴¹Pu بزرگتر از 3 مي­باشد. لذا در راكتورهاي سريع كه در آنها پلوتونيوم به عنوان سوخت مورد استفاده قرار مي گيرد بعنوان راكتورهاي زاينده قابل توجه هستند.

3- ايزوتوپهاي بارور ²³²Thو ²³⁸U داراي سطح مقطع جذب حدود 1 درصد يا كمتر، از آنهائي هستند كه به ايزوتوپهاي شكافت پذير ²³³U و ²³⁹Puتبديل مي شوند.

4- ايزوتوپ بارور ²⁴⁰Pu داراي سطح مقطع بالاي گیراندازی براي توليد ايزوتوپ شكافت پذير ²⁴¹Pu است.

5-  اگر چه در اين جدول نشان داده نشده، سطح مقطع هاي شكافت و جذب براي واكنش هاي نوترونهاي شكافت با انرژي بالا با ايزوتوپهاي شكاف پذير چند صد برابر كمتر از واكنش هاي با نوترونهاي حرارتي است

---

[1] - حركت حرارتی هسته در مقايسه با سرعت نوترونهاي سريع قابل صرف نظر است.

 

چرخه عمر نوترون در يك راكتور حرارتی

در يك راكتور حرارتی، بعضي از نوترونهاي سريع (~2MeV) توليد شده از شكافت، تا انرژيهاي حرارتی (eV025/0~) کند شده، بوسيله سوخت جذب شده و موجب مي گردد تا سوخت شكافته شود، و لذا توليد نسل دومي از نوترونهاي سريع پديد مي­آيد. باقيمانده نوترونهاي سريع كه منجر به شكافت نمي گردد سرنوشتهاي گوناگوني را متحمل مي شوند.

چرخه عمر يك نسل از نوترونها را كه در يك راكتور حرارتی توليد مي شوند ذيلاً در نظر بگيريد. در اينجا n نوترون سريع در قلب توليد مي گردد. اين نوترونها سريع مي توانند موجب چند پديده شكافت سريع شوند (لذا تعداد نوترونهاي نسل دوم بوجود مي آيند)، كه از قلب نشت پيدا كرده، يا مي توانند در هنگام كند شدن به انرژيهاي حرارتی، جذب شوند آن نوترونهائي كه به انرژيهاي حرارتی مي رسند در كل قلب پخش مي شوند بعضي از اين نوترونهاي حرارتی ممكن است بوسيله نشت از قلب يا جذب بوسيله مواد غير سوخت از دست بروند. با وجود اين بسياري از نوترونهاي حرارتی در سوخت جذب مي شوند، ولی تنها کسری از اين جذبها موجب شكافت شده و n نوترون نسل دوم بر شكافت رها   مي گردد. لذا در انتهاي چرخه نسل جديدي از n´ نوترون سريع وجود دارد که مجدداً چرخه را شروع می کنند. آشکارا برای جمعيت نوترون جهت نامگذاری مجدد چرخه ثابت پس از چرخه n´ بايد برابر n گردد ، يعني واكنش زنجيره خود نگهدار خواهد بود.

 

غني‌سازي ايزوتوپي اورانيم

غني‌سازي ايزوتوپي اورانيم

 

اورانيم به صورتي كه در طبيعت رخ مي‌دهد حاوي دو ايزوتوپ اصلي 235-U و 238-U به ترتيب با نسبت 711_/0 درصد و 28_/99 درصد وزني است. تنها 235-U به وسيله نوترون‌هاي حرارتي قابل شكافت بوده و در حالي‌كه رآكتورهاي ماگنوكس و كندو به طريقي طراحي شده‌اند كه در آنها اورانيم طبيعي مورد استفاده قرار مي‌گيرد، بقيه رآكتورها نياز به افزايش غناي اورانيم در حدود 5-3 درصد دارند. اين فرآيند غني‌سازي نام گرفته و اگرچه بسياري از فرآيندهاي ممكن قابل استفاده هستند ولي فقط دو فرآيند انتشار گازي و سانتريفيوژ گازي با سرعت بالا، تاكنون از نظر تجارتي مورد بهره‌برداري قرار گرفته‌اند.

ابتدا توجه زيادي براي غني‌سازي اورانيم با سطوح بسيار بالاتر تمركز يافته بود. در زماني‌كه جداسازي شروع ايزوتوپ‌ها به يك مرحله كليدي وضروري براي توسعة برنامه‌هاي جنگ افزارهاي هسته‌اي تبديل شده بود (پروژه مان‌هاتان). در اويل جنگ جهاني دوم پيشرفت‌هايي بر روي مراحل مختلف به موازات هم صورت گرفت كه شامل سانتريفيوژ‌هاي گازي، انتشارهاي گازي همچنين ساير تكنولوژي‌ها مانند جداسازي الكترومغناطيسي، انتشار دمايي و فرآيندهاي شيميايي بودند. در حقيقت روش الكترومغناطيس اولين بار در برنامه‌هايUS مورد استفاده قرار گرفت. اما ثابت گرديد كه فقط براي توان عملياتي بسيار كوچك مناسب است و لذا به صورت تجارتي مورد استفاده قرار نگرفت اين روش بر پايه اصول اسپكترومتر جرمي عمل مي‌كند. بخاري از يون‌هاي اورانيم از يك ميدان مغناطيسي متقاطع عبور داده مي‌شود و در حين عبور از يك مسير منحني‌وار براساس نسبت بار به جرم به صورت ايزوتوپ‌هاي مختلف جداسازي مي‌شود. چنين فرآيندهايي امروزه فقط براي مقادير كم ايزوتوپ‌هاي مخصوص براي داروسازي يا ساير اهداف تحقيقاتي به‌كار مي‌روند.

تمام تكنيك‌ها در يك دوره زماني كوتاه مدت پيشرفت‌هاي قابل ملاحظه‌اي كردند در حالي‌كه همچنان اولويت با توليد مقادير زياد اورانيم غني‌سازي شده براي جنگ افزارهاي هسته‌اي بود. فقط انتشار گازي و سانتريفيوژ گاز براي استفاده در مقياس‌هاي بالا مورد توجه قرار گرفتند. با توجه به مشكلات اين انرژي و تكنيك در مورد روش آخر اين روش كمتر به عنوان تكنيكي موفق در كوتاه مدت مورد توجه قرار گرفت و كار بر روي سانتريفيوژ‌ها در سال 1944 پايان پذيرفت. انتشار گازي در US، UK و روسيه بلافاصله بعد از پايان جنگ جهاني مورد پذيرش قرار گرفت.

در دهة 1950 غني‌سازي اورانيم توسط سه تأسيسات انتشاري بزرگ آمريكا در
Portsmouth Ohio Oak Ridge Tennessee, Paducah Kentucky  مشابه با تأسيسات انگليسي در Capenhurst, Cheshire فعال گرديدند. Oak Ridge با توجه به دليل مصرف انرژي بالاي آن كه منجر به هزينة عملياتي بالا مي‌شد تعطيل گرديد دو تأسيسات ديگر آمريكايي به فعاليت خود براي توليد اورانيم با غني‌سازي پايين به عنوان سوخت رآكتورهاي غيرنظامي ادامه دادند و در اوايل دهة 1970 تأسيسات جديدي در Pierrelatte در فرانسه براي civil market ساخته شد. تأسيسات انتشاري capenhurst اگرچه در سال 1981 تعطيل گرديد ولي با تأسيسات سانتريفيوژي جديد جايگزين شد(Capenhurst و Alme 10 در هلند Grondu در آلمان). روشن شد كه كارهاي مشابهي هم بر روي سانتريفيوژها در روسيه از سال 1900 به بعد انجام شده است.

در غني‌سازي اورانيم با هر روشي اندازه‌گيري ظرفيت تأسيسات‌ها و يا خروجي جداسازنده واحدهاي كاري نسبت به وزن محصول اورانيم غني‌سازي شده معمول است، و مقادير اضافه شده به غلظت بستگي دارد.

جدول (4 . 1) تأسيسات غني‌سازي در جهان به سال 1980 ميلادي را نشان مي‌دهد. 

اگرچه انتشار اولين نسل تكنولوژي و سانتريفيوژ دومين تكنولوژي غني‌سازي به‌‌شمار مي‌آيند، در دهه گذشته فعاليت‌هاي عمده در مورد نسل سوم تكنولوژي، يعني جداسازي ايزوتوپي صورت پذيرفته، ولي فاصله زيادي تا تجاري شدن دارد. اين سه نسل تكنولوژي در ذيل مورد بحث و بررسي قرار مي‌گيرند.

غني سازي اورانيوم

غني سازي اورانيوم

 

امروزه در سرتاسردنيا رآكتورهای آب سبك بيشتري نسبت به رآكتورهاي ديگر در حال كار هستند.

كاركرد اين رآكتورها بوسيله اورانيوم طبيعي امكان پذير نيست. براي شروع و پايدار نمودن يك واكنش زنجيره‌اي ايزوتوپ-235 اورانيوم در سوخت هسته‌اي بسته به نوع و طراحي رآكتور بايد داراي غلظت تا5 درصد باشد. اورانيوم-235 تنها ايزوتوپ اورانيوم است كه مي تواند بوسيله نوترونهاي حرارتي شكافته شود. با وجود اين، اورانيوم طبيعي، تنها داراي 71/0 درصد ایزوتوپ-235 مي‌باشد. بخش باقيمانده بطور چشمگيري از ايزوتوپ 238-U  تشکیل شده كه قابل شكافت نمي‌باشد. لذا غني‌سازي اورانيوم-235 سبكتر مرحله فني لازم در ساخت سوخت هسته‌اي از اورانيوم طبيعي است.

براي بارگذاري مجدد ساليانه رآکتور آب تحت فشار استاندارد با ظرفيت الکتریکی MW 1300  و ميزان سوختي معادل tU/GWd50در حدود 24 تن اورانيوم با غلظت معادل 95/3 درصد از 235-U لازم است در اين صورت با فرض تهي‌شدن 235-U تا 3/0 درصد تقريباً 213 تن اورانيوم طبيعي بكار می رود و در حدود 124 تن كارجداسازي براي غني‌سازي لازم است. كارجداسازي سنجشی از موارد تلاش براي غني‌سازي اورآنيوم بوده ومفصلاً درفصل بعد توضيح داده شده است. براي غني‌سازي اورانيوم تعدادي فرایند‌هاي جداسازي اختراع و بنوبه خود توسعه يافته‌است .ازآنجا كه اصول اين فرایندها می تواند براي غني‌سازي اورانيوم تا غلظتهاي بسيار بالاي 235-U  بکاررود که می تواند منجر به ساخت  سلاحهاي هسته‌اي شود، تفصيل فني تقريباً كليه فرایندهای غني‌سازي تابع مقررات شديد امنیتی بوده و تنها  بصورت محدود در اين جا مورد بحث قرار مي گیرند.

امروزه تنها فرايندهاي دیفيوژن گازي و سانتريفيوژ در مقياس صنعتي مورد بهره‌برداري قرار گرفته‌اند. مطالعات اساسي دررابطة با فرايند‌هاي جديد غني‌سازي نيزدرسطح جهاني(بوسيله روش ليزر)انجام پذيرفته است. اگرچه انتظار می رود فرايند ليزر از نظر اقتصادي از ديفيوژن  گازي موثرتر باشد، نشانه‌هائي وجود دارد كه بتواند با فرايند صنعتی سانتريفيوژ رقابت نمايد.

غني سازي اورانيوم

غني سازي اورانيوم

 

امروزه در سرتاسردنيا رآكتورهای آب سبك بيشتري نسبت به رآكتورهاي ديگر در حال كار هستند.

كاركرد اين رآكتورها بوسيله اورانيوم طبيعي امكان پذير نيست. براي شروع و پايدار نمودن يك واكنش زنجيره‌اي ايزوتوپ-235 اورانيوم در سوخت هسته‌اي بسته به نوع و طراحي رآكتور بايد داراي غلظت تا5 درصد باشد. اورانيوم-235 تنها ايزوتوپ اورانيوم است كه مي تواند بوسيله نوترونهاي حرارتي شكافته شود. با وجود اين، اورانيوم طبيعي، تنها داراي 0.71 درصد ایزوتوپ-235 مي‌باشد. بخش باقيمانده بطور چشمگيري از ايزوتوپ 238-U تشکیل شده كه قابل شكافت نمي‌باشد. لذا غني‌سازي اورانيوم-235 سبكتر مرحله فني لازم در ساخت سوخت هسته‌اي از اورانيوم طبيعي است.

براي بارگذاري مجدد ساليانه رآکتور آب تحت فشار استاندارد با ظرفيت الکتریکی MW 1300 و ميزان سوختي معادل tU/GWd50در حدود 24 تن اورانيوم با غلظت معادل 95/3 درصد از 235-U لازم است در اين صورت با فرض تهي‌شدن 235-U تا 3/0 درصد تقريباً 213 تن اورانيوم طبيعي بكار می رود و در حدود 124 تن كارجداسازي براي غني‌سازي لازم است. كارجداسازي سنجشی از موارد تلاش براي غني‌سازي اورآنيوم بوده ومفصلاً درفصل بعد توضيح داده شده است. براي غني‌سازي اورانيوم تعدادي فرایند‌هاي جداسازي اختراع و بنوبه خود توسعه يافته‌است .ازآنجا كه اصول اين فرایندها می تواند براي غني‌سازي اورانيوم تا غلظتهاي بسيار بالاي 235-U  بکاررود که می تواند منجر به ساخت سلاحهاي هسته‌اي شود، تفصيل فني تقريباً كليه فرایندهای غني‌سازي تابع مقررات شديد امنیتی بوده و تنها بصورت محدود در اين جا مورد بحث قرار مي گیرند.

امروزه تنها فرايندهاي دیفيوژن گازي و سانتريفيوژ در مقياس صنعتي مورد بهره‌برداري قرار گرفته‌اند. مطالعات اساسي دررابطة با فرايند‌هاي جديد غني‌سازي نيزدرسطح جهاني(بوسيله روش ليزر)انجام پذيرفته است. اگرچه انتظار می رود فرايند ليزر از نظر اقتصادي از ديفيوژن  گازي موثرتر باشد، نشانه‌هائي وجود دارد كه بتواند با فرايند صنعتی سانتريفيوژ رقابت نمايد.

شیمی هسته ای

شیمی هسته ای متشکل از تلاش چهارگانه است. )ا لف) مطالعات خواص شیمیائی و فیزیکی سنگین ترین عناصر که در آن آشکار سازی فروپاشی رادیو اکتیو بخش اساسی کار است ، ( ب ) مطالعات  خواص هسته ای همچون ساختار ، واکنش ها وفروپاشی رادیو اکتیو بوسیله افراد آموزشی دیده همچون شیمی دانها ( پ ) مطالعات پدیده های ماکروسکوپی (همچون تاریخ زمین شناسی یا فیزیک نجوم) که در آن فرایندهای هسته ای بطور کامل درگیر هستند و ( ت ) کاربرد روشهای اندازه­گیری بررسی پدیده های هسته ای (همچون پزشکی هسته ای،تجزیه به روش فعالسازی یا ردیابها ) برای مطالعه مسائل علمی­در زمینه های گوناگون. فعالیت اصلی یا "روند کلی" شیمی هسته ای در رابطه با فعالیت های مذکور دربخش (ب) است.به عنوان شاخه ای از شیمی، فعالیت های شیمیدانهای هسته ای اکثراٌدر زمینه های متعدد مرسوم از شیمی همچون شیمی آلی،  شیمی تجزیه ،شیمی معدنی و شیمی فیزیک گسترده است. شیمی هسته ای دارای ارتباط با کلیه شاخه های شیمی است . بعنوان مثال، شیمی دانهای هسته ای اکثرا" با سنتر و تهیه مولکولهای نشاندار رادیواکتیو برای استفاده از آنها در پژوهش یا پزشکی سرو کار دارند. روشهای تجزیه هسته ای بخش مهمی از سلاح شیمیدانهای تجزیه مدرن هستند

مطالعه عناصر اکتنید ها و ترانس اکتنید ها تلاش مشترکی از شیمی دانهای هسته ای و معدنی در توسعه دانش جدول تناوبی عناصر است. در واقع  مفاهیم فیزیکی و استدلال در قلب شیمی هسته ای مدرن برای شیمی فیزیکدانان آشنا است. در این کتاب بسیاری از این موضوعات میان رشته ای را مورد بررسی قرار داده و تلاش خواهیم کرد مفاهیم شیمیائی را بهم نزدیک کنیم . سوالی که اکثراً پرسیده می شود این است که " اختلاف بین فیزیک­هسته ای و شیمی هسته ای چیست؟ بوضوع دو مقوله تا حد زیادی همپوشانی دارند ، و در شناخت این همپوشانی ،در مجموع اصطلاح عبارت کلی " علوم هسته ای[1] " به آنها اطلاق می گردد. ولی ما بر این باور هستیم که تمایز های بنیادی ،  مهم بین این دو زمینه وجود دارد . در کنار ارتباطات نزدیک ممتد شیمی مرسوم که در بالا ذکر شد،  شیمی دانهای هسته ای تمایل  به مطالعه و بررسی مسائل هسته ای بروشهای گوناگون نسبت به فیزیکدانهای هسته ای دارند. بسیاری از فیزیکدانهای هسته ای به مطالعات عمیقی در برهم کنش های بنیادی موجودبین ذرات جزء اتمی وتقارنهای اساسی حکمفرما در رفتارآنها تمرکز می نمایند.در مقابل شیمیدانهای هسته­ای در مطالعات پدیده های پیچیده که در آنها "رفتار آماری " دارای اهمیت است تمرکز می کنند . شیمی دانهای هسته ای با احتمال زیاد در کاربرد پدیده های هسته ای بیشتر از فیزیکدانهای هسته ای هستند، اگرچه هم پوشانی قابل ملاحظه ای در تلاشهای آنها وجود دارد. بعضی از مسائل، همچون مطالعه چرخه سوخت هسته­ای در راکتورها یا مهاجرت نوکلیدها در محیط ذاتا" شیمیائی بوده و لذا منحصرا"­ ًتقریبا" کلید شمیت ها در آن در گیر هستند.عبارتی که اکثرا" با شیمی هسته ای همراه است "رادیو شیمی"  است . عبارت رادیو شیمی  به عملیات شیمیائی رادیو اکتیویته و پدیده های همراه آن اتلاق می شود . بر اساس تعریف کلیه رادیو شیمیست ها، شیمیست های هسته ای روشهای خواصی غیر شیمیائی یعنی روشهای فیزیکی را برای مطالعه پدیده های هسته ای بکار می برند و لذا کار آنها رادیو شیمی نیست .

---

1.Nuclear Science

روز شمار سانحه نيروگاه هسته اي چرنوبيل

روز شمار سانحه نيروگاه هسته اي چرنوبيل
26 آوريل 1986 ساعت 1:23 - آزمايش توربين در راكتور شماره 4 نيروگاه هسته اي چرنوبيل شروع شد.
26 آوريل 1986 ساعت 1:23:40 - خاموش كردن اضطراري راكتور شماره 4 با شكست روبرو شد
26 آوريل 1986 ساعت 1:23:44 - راكتور شماره 4 نيروگاه از كنترل خارج ومنفجر گرديد.
26 آوريل 1986 - شهر " پري پيات" با 45000 نفر سكنه كه 16000 نفر آن بچه بودند در سه كيلومتري نيروگاه
قرار داشت ودر چنين روزي اولين يكشنبه بهاري را شروع كرده بودند.
26 آوريل - 4 مه 1986 - بيشترين پرتوزايي در 10 روز اول رخ داد. در اواخر آوريل باد به سمت
جنوب و جنوب شرفي تغيير جهت داد.در اين مدت بارانهاي منطقه اي كوتاه مدت رخ داد. شرايط پيچيده جوي
باعث پخش غير عادي پرتوزايي گرديد.
27 آوريل – 5 مه 1986 - هليكوپترها 1800 پرواز انجام دادند و 5000 تن موادي مانند سرب و ماسه براي
خاموش كردن آتش راكتور بر روي آن خالي نمودند.
27 آوريل 1986 – سكنه شهر " پري پيات" تخليه شدند.
28 آوريل 1986 ساعت 21 - خبر گزاري روسي شوروي " تاس: بروز سانحه در چرنوبيل را بدون جزييات اعلام
نمود.
28 آوريل 1986 ساعت 23 – يك آزمايشگاه پژوهش هسته اي در دانمارك وقوع يك سانحه هسته اي شديد در
چرنوبيل را اعلام نمود.
تا 5 مي 1986 به مدت 10 روز بعد از سانحه حدود 130000 نفر از منطقه 30 كيلومتري اطراف نيروگاه هسته اي
چرنوبيل تخليه شدند.
6 مه 1986 - خروج پرتوزايي از راكتور آسيب ديده متوقف شد.
15 تا 16 مه 1986 - بار ديگر آتش سوزي شروع شد و پرتوزايي بيشتري به محيط وارد گرديد.
23 مه 1986 - دستور پخش قرص يد توسط كميته دولت اتحاد جماهير شوروي صادر گرديد. بديهي است در
چنين شرايطي پخش و استفاده قرص يد بي ارزش مي باشد. اين قرص در همان ساعات و روزهاي اول موثر است.

نگاهي به مراحل توليد سوخت هسته اي

نگاهي به مراحل توليد سوخت هسته اي

اورانيوم عنصر اصلي فناوري هسته‌اي
اورانيوم ماده‌اي است كه به صورت معدني در همه جا يافت مي‌شود كه انجام عمل فرآوري مي‌تواند در نيروگاه‌هاي هسته‌اي به عنوان سوخت براي ايجاد نيرو و حركت راكتورهاي مولد مورد استفاده قرار گيرد.




گرماي توليد شده در راكتورهاي هسته‌اي باعث ايجاد بخار آب و حركت توربين‌هاي مولد توليد الكتريسيته مي‌شود.

مساله قابل توجهي در سوخت‌هاي هسته‌اي اين است كه اين سوخت مي‌تواند به طور مجدد به عنوان سوخت مورد استفاده قرار گيرد.

فلز اورانيوم به صورت راديو اكتيو در سراسر سطح زمين يافت مي‌شود كه بسيار فراوان است. اين فلز با غلظتي در گرانيت وجود دارد كه ‪ ۶۰‬درصد از كره زمين را شامل مي‌شود.

اين فلزبا غلظتي در ته مانده زغال سنگ نيز وجود دارد و راديو اكتيو مربوط به آن از معدن‌هاي ديگري است كه با عمليات راديو اكتيو به وجود آمده‌اند و هنگام استخراج از معدن و آسياب كردن به جا مانده‌اند و غلظت اورانيوم در چند منطقه در كره زمين به حدي است كه استخراج آن از نظر اقتصادي مقرون به صرفه است.


* حفاري براي استخراج اورانيوم
حفاري براي به دست آوردن اورانيوم معدني به دو صورت حفاري رو زميني و زيرميني صورت مي‌گيرد.

حفاري روزميني درمكان‌هايي به كار مي‌رود كه ذخيره معدني دردسترس و سطح زمين قرار دارد. در غيراين صورت حفاري بايد به طور عمقي و زيرزميني صورت گيرد.

درحفاري رو زميني عواملي نظير عمق بايد مورد توجه قرار گيرد تا حفره‌هاي ايجاد شده بزرگتر از ذخيره معدني باشد تا مانع ريزش آن شود و بر اين اساس حجم موادي كه از معدن استخراج مي‌شود بسيار زياد است.

خرابي‌هاي ناشي از حفاري‌هاي زيرزميني در سطح زمين بسيار كمتر از حفاري روزميني است و ميزان مواد استخراجي نيز كمتر از آن است.

براين اساس با توجه به نوع ديوان معدن امنيت و ديگر ملاحظات نوع حفاري مشخص مي‌شود.


* آسياب كردن اورانيوم
پس ازاستخراج ماده‌معدني اورانيوم بايد درنزديكي محل استخراج امكاناتي براي استقرار محل آسياب كردن در نظر گرفته شود. هر جا كه معدن اورانيوم قرار دارد بايد محلي براي آسياب نيز تعبيه شود.

اين عمل اكسيد اورانيوم غليظي توليد مي‌كند كه از آسياب حمل مي‌شود كه به آن كيك زرد مي‌گويند كه حاوي مقدار زيادي اورانيوم است.

پس از اين مرحله كيك زرد توليد شده در حل‌كننده اي قوي حل مي‌شود و به صورت محلول در مي‌آيد و اورانيوم ته‌نشين شده و از محلول جدا مي‌شود و پس از خشك شدن و حرارت دادن به صورت اشباع درآمد و در استوانه‌هاي ‪ ۲۰۰‬ليتري بسته‌بندي مي‌شود.

پس‌مانده‌هاي داراي مواد راديواكتيو عمري طولاني دارند و غلظت آنها كم خاصيتي سمي دارند. هرچند مقدار كلي عناصر پرتوزا كمتر از سنگ معدن اصلي است و نيمه عمر آنها كوتاه خواهد بود اما اين مواد بايد از محيط زيست دور بمانند.

تبديل و تغيير محلول آسياب شده اورانيوم مستقيما قابل استفاده به‌عنوان سوخت در راكتورهاي هسته‌اي نيست. پردازش اضافي به غني‌سازي اورانيوم مربوط است كه براي تمام راكتورها لازم است.

اين عمليات اورانيوم را به نوع گازي تبديل مي‌كند و راه به‌دست آوردن آن تبديل كردن به هگزا فلوريد(‪ (UF6) (Hexa Fluoride‬است كه در دماي نسبتا پايين گاز است.

پس از تبديل اورانيوم به هگزافلوريد براي غني‌سازي مورد استفاده قرار مي‌گيرد.


* عمليات مربوط به غني‌سازي
اورانيوم به طور طبيعي حاوي دو ايزوتوپ از نوعي اتمي است و ‪ ۰/۷‬درصد از اورانيوم طبيعي، شكاف پذير است كه با شكافته شدن در راكتورهاي هسته اي انرژي توليد مي‌كند و ايزوتوپ اورانيوم شكاف پذير، اورانيوم نوع ‪ ۲۳۵‬است و پس مانده آن اورانيوم ‪ ۲۳۸‬است.

برخي از راكتورهاي عادي به اورانيوم ‪ ۲۳۵‬نياز دارند كه البته عمليات غني‌سازي غلظت اورانيوم را بيشتر مي‌كند و بين ‪ ۳/۵‬تا‪ ۵‬درصد اورانيوم ‪۲۳۵‬ با بيرون آوردن ‪ ۸‬درصد از اورانيوم ‪ ۲۳۸‬توليد مي‌كند.

باجداسازي گازي‌هگزافلوريداورانيوم دردوجريان اين عمليات‌صورت مي‌پذيرد.

يكي به‌اندازه لازم غني‌سازي مي‌شود و اورانيوم غني شده ضعيف نام دارد و و نوع ديگر را اورانيوم ‪ ۲۳۵‬يا پس مانده مي‌گويند.

غني‌سازي در مقياس‌هاي بزرگتر نيز وجود دارد كه گاز هگزا فلورايد را به عنوان منبع استفاده كرده و نفوذ گازي و تفكيك گازي و هر دوي آن از خواص فيزيكي مولكولي استفاده مي‌كنند.


* توليد استوانه‌هاي سوخت هسته‌اي
گلوله‌هاي سراميكي كه به آنها سوخت راكتور مي‌گويند از اورانيوم اكسيد كه در حرارتي در حدود ‪ ۱۴۰۰‬درجه سانتيگراد پخته شده است شكل مي‌گيرند.

اين گلوله‌ها در لوله‌هاي فلزي از ميله سوختي پوشانده مي‌شوند كه در مجتمع هاي سوختي براي استفاده در راكتورها آماده هستند.


* ايجاد نيروي هسته‌اي
در راكتور هسته‌اي اتم‌هاي اورانيوم ‪ ۲۳۵‬شكافته شده و عمليات پردازش انرژي آزاد مي‌كنند كه اين انرژي اغلب براي حرارت دادن آب و تبديل كردن آن به بخار استفاده مي‌شود. بخار توربيني را كه به ژنراتور متصل است به حركت مي‌اندازد و باعث توليد الكتريسيته مي‌شود.

مقداري از اورانيوم ‪ ۲۳۸‬در هسته و مركز راكتور به پلوتونيوم تبديل مي شود و اين يك سوم انرژي در يك راكتور هسته‌اي معمولي را حاصل مي‌كند.

از يك تن اورانيوم به طور طبيعي ‪ ۴۵‬ميليون كيلو وات ساعت الكتريسيته توليد مي‌شود. توليد اين مقدار انرژي الكتريكي با استفاده از سوخت‌هاي فسيلي ملزم به‌سوزاندن بيش از‪ ۲۰‬هزار تن زغال سنگ سياه و‪ ۳۰‬ميليون مترمكعب گاز است.

زماني كه سوخت از راكتورخارج مي‌شود ازخود پرتو ساطع مي‌كند كه بيشتر از شكافتن قطعات و حرارت آن است اين سوخت بايد فورا در استخرهاي انبار كه در اطراف راكتور براي كاهش ميزان پرتوزايي آن احداث مي‌شود، تخليه شود.

اين سوخت‌ها براي ماه‌ها و يا سال‌ها در اين استخرها نگهداري مي‌شوند

نیروگاههای هسته ای

نيروگاههاي هسته اي وبمب هاي هسته اي چگونه كار ميكنند؟

اين روزها در مجلات,روزنامه ها,تلويزيون وغيره از همه چيز ميشنويم ولي بيشتر از همه فعاليت هاي صلح آميزوغير صلح آميز هسته اي است كه ذهنمان را مشغول ميسازد.در اينجا سعي بر آن است كه مطالب حتي الامكان به صورت عامه فهم وبه گونه اي كه حق مطلب ادا شود,براي شما توضيحاتي پيرامون بمب هاي هسته اي ,تشعشعات هسته اي ونيروگاههاي هسته اي عنوان شود.

قبل از اينكه به اصل موضوع بپردازيم خدمت دوستان خوبم بايد عرض كنم كه اين مطالب ممكن است براي عده اي از دوستان بسيار پيش پا افتاده وساده باشه به هر حال شما به بزرگي خودتون ببخشيد و اينو هم در نظر بگيريد كه مخاطب هاي اين وبلاگ ممكنه از هر قشري باشند پس ما هم مجبوريم كه ملاحظه حال اونا رو هم بكنيم....

ميدانيم كه دنياي اطرافمان از 92 عنصر موجود در طبيعت ساخته شده است. به اين شكل كه عناصر از اتم ها ساخته شده اند وتشكيل مولكول آن عنصر را ميدهند و اگر اين مولكولها در كنار يكديگرقرار گيرند ماده بوجود مي آيد. بسياري از مواد از عناصر مختلف تشكيل شده اند بنابراين اتم هاي مختلفي در آنها وجود دارد. لازم به ذكر است قطر اتم 10 به توان منفي ده متر ميباشد واندازه هسته در مركز اتم0001/0 بزرگي اتم كوچكتر است و يا به عبارتي دقيقتر قطر كامل هسته به طور ميانگين 10به توان منفي 15 متر ميباشد.

ابتدا به تشريح ساختمان اتم ميپردازيم:

در داخل هر اتم سه ذره وجود دارد:الكترون با بار منفي , پروتون با بار مثبت و نوترون خنثي. بارهاي همنام يكديگر را دفع و بارهاي غير همنام يكديگر را جذب ميكنند بجز نوترون كه هيچ عكس العملي ندارد.

هسته اتم هر عنصر از پروتون و نوترون تشكيل شده است كه مجموع تعداد آنها را عدد اتمي آن عنصر ,وبه آنها نوكلئون ميگويند. لازم به ذكر است جرم نوترون 675/1ضربدر 10 به توان منفي 27 كيلوگرم ,وجرم پروتون 673/1ضربدر 10 به توان منفي 27 ميباشد.

پروتون هاي تشكيل دهنده هسته اتم چون داراي بار مثبت هستند پس طبيعي است كه يكديگر را دفع كنند براي جلوگيري از اين اتفاق نوترون ها مانند چسبي از متلاشي شدن هسته جلوگيري ميكنند.الكترون ها نيز در مدارات بيضي شكل و نامنظم در اطراف هسته با سرعت بسيار زياد در حال گردشند وهر چه اين الكترون ها به لايه والانس نزديكتر ميشوند تعلق آنها به هسته كاهش ميابد(بر اساس مدل اتمي بور).

اما اگر بخواهيم علمي تر بحث كنيم بايد بگوئيم تقريبا سه نيرو در هسته هر اتم وجود داردكه يكي از آنها سعي در انهدام هسته و دو تاي ديگر سعي در پايداري هسته دارند. اولي نيروي كولني يا همان دافعه پروتوني ميباشد , دومي نيروي گرانش ناشي از جاذبه بين ذرات جرم دار است وسومي كه مهمترين دليل جلوگيري از متلاشي شدن هسته ميباشد همان نيروي هسته اي است. دقت كنيد نيروي كولني بسيار ناچيز است و نميتواند به تنهايي هسته را متلاشي كند و نيروي گرانش ذرات نيز بسيار كم ميباشد و توانايي در تعادل نگه داشتن هسته را ندارد,در واقع اين نيروي هسته اي است كه اتم را در تعادل نگه داشته و از واپاشيده شدن نوكلئون ها جلوگيري ميكند. براي توضيح اين نيرو بايد گفت اگر فاصله بين پروتون و نوترون از 5 ضربدر 10 به توان منفي 15 متر(5فمتو متر) بيشتر شود نيروي هسته اي وجود ندارد , بر عكس اگر اين فاصله از مقدار ياد شده كمتر شود نيروي هسته اي بيشترميشود بدين طريق هسته از متلاشي شدن نجات ميابد.

سال 1905 در يك آپارتمان كوچك در شماره 49 خيابان كرامر گاسه در برلين (منزل مسكوني اينشتين)اتفاق بزرگي افتاد ; كسي چه ميدانست با كشف فرمول معروف نسبيت خاص E=mc2 ميتوان جان هزاران نفر را در هيروشيما و ناكازاكي گرفت و يا اينكه براي ميليون ها نفر در سرار جهان برق و انرژي توليد كرد ؟!

فرمول E=mc2 به ما ميگويد كه اندازه انرژي آزاد شده برابر است با تغييرات جرم جسم تبديل شده در مجذور سرعت نور. به اين معني كه اگر ما جسمي به جرم مثلا يك كيلوگرم را با سرعتي نزديك به سرعت نور به حركت درآوريم انرژي معادل 9ضربدر10به توان 16 ژول خواهيم داشت كه رقم بسيار وحشتناكي است ولي واقعيت اين است كه چنين چيزي غير ممكن است !!! چرا ؟

چون بر اساس همان فرمول نسبيت حركت با سرعت نور براي اجسام غير ممكن است. براي درك بهتر موضوع فرمول را به شكل ديگري مينويسيم : m=E/C2 اگر C2 ثابت فرض شود به روشني پيداست كه انرژي و جرم نسبت مستقيم با يكديگر دارند ,حال اگر ما بخواهيم جسمي به جرم m را با سرعت نور © به حركت درآوريم طبيعتا بايد به آن انرژي بدهيم و از آنجا كه m و E با يكديگر نسبت مستقيم دارند پس هر چه انرژي بيشتر شود m نيز بزرگتر ميشود ودر واقع قسمت اعظم انرژي صرف ازدياد جرم ميشود تا سرعت دادن به جسم . پس تقريبا به بي نهايت انرژي نياز داريم واين همان چيزي است كه حركت با سرعت نور را براي اجسام غير ممكن ميكند.

قبل از اينكه توضيحات بيشتري داده شود لازم است كمي هم در مورد راههاي آزاد كردن انرژي هسته اي بگوئيم.

به طور كلي انرژي موجود در هسته به دو روش آزاد ميشود :

1 - روش شكافت هسته اي كه در آن يك اتم سنگين مانند اورانيوم تبديل به دو اتم سبكتر ميشود . ويا به عبارتي ديگر وقتي كه هسته اي سنگين به دو يا چند هسته با جرم متوسط تجزيه ميشود ميگويند شكافت هسته اي رخ داده است و وقتي هسته اي با عدد اتمي زياد شكافته شود , مقداري از جرم آن ناپديد وبه انرژي تبديل ميشود(طبق قانون نسبيت).

2 - روش همجوشي (گداخت هسته اي) ; كه در آن دو اتم سبك مانند هيد روژن تبديل به يك اتم سنگين مانند هليم ميشود. درست همانند اتفاقي كه در حال حاضر در خورشيد مي افتد, كه در هر دو حالت انرژي قابل توجهي آزاد مي شود.

در حال حاضر اكثر بمب هاي هسته اي ونيروگاههاي هسته اي بروش شكافت هسته عمل ميكنند .

حال دوباره به توضيحات مربوط اتم بر ميگرديم . در اينجا لازم است نكاتي را در مورد پايداري و ناپايداري توضيخ دهيم...

اگرما 13 پروتون را با 14 نوترون تركيب كنيم هسته اي خواهيم داشت كه اگر 13 الكترون در اطراف آن گردش كنند يك اتم آلومينيوم را ميسازند .حال اگر ميلياردها عدد از اين اتم ها را در كنار هم قرار دهيم آلومينيوم را مي سازيم(AL27) كه با آن انواع وسايل نظير قوطي ها و درب وپنجره ها و غيره... را ميتوان ساخت.

حال اگر همين آلومينيوم را در شيشه اي قرار دهيم ! وچند ميليون سال به عقب برگرديم اين آلومينيوم هيچ تغييري نخواهد كرد ,پس آلومينيوم عنصري پايدار است . تا حدود يك قرن پيش تصور بر اين بودكه تمام عناصر پايدار هستند. مساله مهم ديگر اينكه بسياري از اتم ها در اشكال متفاوتي ديده مي شوند . براي مثال : مس دو شكل پايدار دارد , مس 63 ومس 65 كه به اين دو نوع ايزوتوپ گفته مي شود .هر دوي آنها 29 پروتون دارند اما چون در عدد اتمي 2 واحد فرق دارند به سادگي مي توان فهميد كه تعداد نوترون هاي اولي 34 وديگري 36 است وهر دوي آنها پايدار هستند.در حدود يك قرن پيش دانشمندان متوجه شدند گه همه عناصر ايزوتوپ هايي دارند كه راديواكتيو هستند.مثلا : هيدروژن را در نظر بگيريد , در مورد اين عنصر سه ايزوتوپ شناخته شده است.

1 - هيدروژن معمولي يا نرمال (H1) در هسته اتم حود يك پروتون دارد وبدون هيچ نوتروني. البته واضح است چون نيازي نيست تا خاصيت چسبانندگي خود را نشان دهد چرا كه پروتون ديگري وجود ندارد.

2 - هيدروژن دوتريم كه يك پروتون ويك نوترون دارد و در طبيعت بسيار نادر است. اگرچه عمل آن بسيار شبيه هيدروژن نوع اول است براي مثال ميتوان از آن آب ساخت اما ميزان بالاي آن سمي است.

هر دو ايزوتوپ ياد شده پايدار هستند اما ايزوتوپ ديگري از هيدروژن وجود دارد كه ناپايدار است !

3 - ايزوتوپ سوم هيدروژن (تريتيوم) كه شامل دو نوترون و يك پروتون است. همان طور كه قبلا گفته شد اين نوع هيدروژن ناپايدار است . يعني اگر مجددا ظرفي برداريم واين بار درون آن را با اين نوع از هيدروژن پر كنيم و يك ميليون سال به عقب برگرديم متوجه ميشويم كه ديگر هيدروژني نداريم و همه آن به هليم 3 تبديل شده است (2 پروتون و يك نوترون) واين ها همه توضيحاتي ساده در مورد پايداري و ناپايداري بود.

در يك پاراگراف ساده ميتوان گفت كه هر چه هسته اتم سنگين تر شود تعداد ايزوتوپ ها بيشتر ميشود و هر چه تعداد ايزوتوپ ها بيشتر شود امكان بوجود آمدن هسته هاي ناپايدار نيز بيشتر خواهد شد و در نتيجه احتمال وجود نوع راديواكتيو نيز بيشتر ميشود.

در طبيعت عناصر خاصي را ميتوان يافت كه همه ايزوتوپ هايشان راديو اكتيو باشند.براي مثال دو عنصر سنگين طبيعت كه در بمب ها ونيروگاههاي هسته اي از آنها استفاده مي شود را نام ميبريم : اورانيوم و پلوتونيوم.

اورانيوم به طور طبيعي فلزي است سخت,سنگين,نقره اي و راديواكتيو,با عدد اتمي 92.سالهاي زيادي از آن به عنوان رنگ دهنده لعاب سفال يا تهيه رنگهاي اوليه در عكاسي استفاده ميشد و خاصيت راديواكتيو آن تا سال 1866 ناشناخته ماند و قابليت آن براي استفاده به عنوان منبع انرژي تا اواسط قرن بيستم مخفي بود.

خصوصيات فيزيكي اورانيوم

اورانيوم طبيعي (كه بشكل اكسيد اورانيوم است) شامل3/99% از ايزوتوپ اورانيوم 238 و7/0% اورانيوم 235است. كه نوع 235 آن قابل شكافت است و مناسب براي بمب ها ونيروگاههاي هسته اي است. اين عنصر از نظر فراواني در ميان عناصر طبيعي پوسته در رده 48 قراردارد. از نظر تراكم و چگالي بايد گفت 6/1 مرتبه متراكم تر از سرب است.وهمين تراكم باعث سنگين تر شدن آن مي شود.براي مثال اگر يك گالن شير وزني حدود 4 كيلوگرم داشته باشد ,يك گالن اورانيوم 75 كيلوگرم وزن دارد!!!

انواع اورانيوم

اورانيوم با غناي پايين كه ميزان اورانيوم 235 آن كمتر از 25% ولي بيشتر از7/0% است كه سوخت بيشتر راكتورهاي تجاري بين 3 تا 5 درصد اورانيوم 235 است.

اورانيوم با غناي بالا كه در اينجا بيشتر از 25% وحتي در مواردي آن را تا98% نيز غني ميكنند و مناسب براي كاربردهاي نظامي وساخت بمب هاي هسته اي است.

و اما منظور از غني سازي اورانيوم چيست؟

بطوربسيار خلاصه غني سازي عبارت است از انجام عملي كه بواسطه آن مقدار اورانيوم 235 بيشتر شود و مقدار اورانيوم 238 كمتر. كه پس از جمع آوري اورانيوم 238 ,آن را زباله اتمي مي نامند.

غني سازي اورانيوم به روشهاي مختلفي انجام مي شود كه چند مورد از آن را خدمت شما يادآور مي شويم: 1-استفاده از اصل انتشار گازها 2-استفاده از روش فيلترينگ 3-استفاده از ميدانهاي مغناطيسي 4- استفاده از دستگاه سانتريفوژ كه در حال حاضر روش چهارم متداولترين,باصرفه ترين و مطمئن ترين روش به شمار ميآيد.

در اواخر سال 1938 هان,مايتنر و اشتراسمن به اكتشافي دست يافتند كه دنيا را تحت تاثير قرار داد ,آنها متوجه شدند كه ميتوان كاري كرد كه هسته هاي اورانيوم 235 شكسته شوند.

فرض كنيد كه نوتروني در اطراف يك هسته اورانيوم 235 آزادانه در حال حركت است,اين هسته تمايل زيادي دارد كه نوترون كند را به درون خود بكشاند وآن راجذب كند.هسته اورانيوم پس از گير اندازي اين نوترون,ديگر هسته اي پايدار نيست وناگهان از هم شكافته مي شود اين هسته در طي فرآيند شكافت به دو يا چند هسته با جرم كوچكتر ,يعني به صورت هسته هاي عناصر نزديك به مركز جدول تناوبي تجزيه مي شود.به طور كلي در فرآيند شكافت اگر يك نوترون به هسته اصابت كند به طور ميانگين 5/?نوترون در اثر شكافت آزاد مي شود حال اگر ما تعداد نوترون هاي آزاد شده را 3 عدد فرض كنيم و مدت زمان لازم براي تحقق هر شكافت 01/0 ثانيه باشدمقدار اورانيوم مصرف شده در طي زمان يك ثانيه در حدود 10به توان 23 كيلوگرم خواهد بود !!! واضح است كه واكنش زنجيره اي شكافت ميتواند مقادير قابل توجهي از اورانيوم را در مدت زمان ناچيزي به انرزي تبديل كند.با توجه به توضيحات داده شده به وضوح مشخص است كه ما نيازي به توليد مستمر نوترون نداريم بلكه با اصابت اولين نوترون به هسته وآزاد شدن نوترون هاي ناشي از فرآيند شكافت ما ميتوانيم نوترون مورد نياز خود را بدست آوريم كه مسلما اين تعداد نوترون بسيار بيشتر از نياز ما خواهد بود. لازم به ذكر است كه به حداقل مقدار اورانيومي كه براي فرآيند شكافت لازم است جرم بحراني يا مقدار بحراني مي گويند واز به هم پيوستن دو يا چند جرم بحراني يك ابر جرم بحراني حاصل مي شود.

حال اگر بخواهيم واكنش زنجيره اي ادامه پيدا كند,حفظ يك اندازه بحراني براي ماده اوليه اورانيوم ضرورت دارد .در صورتي كه مقدار اورانيوم را خيلي كمتر از جرم بحراني بگيريم ,بيشتر نوترون هاي توليدي فرار خواهند كرد زيرا اين فرار به عواملي چون : شكل فيزيكي اورانيوم و جرم آن وابسته است و در نتيجه واكنش متوقف مي شود. از سوي ديگر اگر مقدار اورانيوم را فوق العاده زياد بگيريم مثلا به اندازه يك ابر جرم بحراني,تمام نوترون هاي توليدي در واكنش هاي بعدي شركت خواهند كرد وانرژي آزاد شده در يك فاصله زماني كوتاه آنچنان زياد خواهد شد كه نتيجه اي جز انفجار نخواهد داشت!! بين اين دو حالت يك خط فاصل وجود دارد:اگر بزرگي كره اورانيومي شكل را درست برابر اندازه بحراني بگيريم آنگاه از هر شكافت فقط يك نوترون براي شركت در شكافت بعدي باقي مي ماند در اين صورت واكنش با آهنگ ثابتي ادامه مي يابد. از خاصيت حالت سوم براي توجيح عملكرد نيروگاههاي هسته اي استفاده مي كنند. حال اگر به اندازه كافي اورانيوم 235 در اختيار داشته باشيم به آساني مي توانيم يك بمب ساده بسازيم !!!!! به اين شكل كه دو نيم كره از اورانيوم 235 را كه هر كدام به اندازه جرم بحراني است در دو انتهاي يك استوانه قرار ميدهيم و اين دو قطعه را بوسيله ساز وكاري كه خود طراحي كرده ايم ناگهان به يكديگر متصل مي كنيم كه در اين حالت ابر جرم بحراني تشكيل مي شود,حال اگر توسط دستگاه نوترون ساز نوتروني به هسته نزديك كنيم وقوع انفجار حتمي است!!

در عمل براي آنكه انفجاري بزرگ و موثر حاصل شود ريزه كاري هاي زيادي را بايد رعايت كرد.

در هر حال براي توضيح عملكرد نيروگاههاي هسته اي لازم به ذكر است راكتورهاي هسته اي را چنان طراحي ميكنند كه در آنها واكنش شكافت در شرايطي نزديك به حالت بحراني تحقق يابد. قلب راكتور اساسا متشكل است از سوخت(در اين مورد اورانيوم 235) كه در استوانه هاي مخصوص در بسته اي جا سازي شده اند. اين استوانه ها در ماده اي كه كند كننده ناميده مي شوند غوطه ورشده اند.كند كننده به منظور كند سازي و باز تاباندن نوترونهايي كه در واكنش شكافت توليد ميشوند مورد استفاده قرار ميگيرد كه متداول ترين آنها عبارتند از:آب,آب سنگين وكربن. كه در اينجااگر در آب معمولي (H2O) به جاي ايزوتوپ هيدروژن معمولي از ايزوتوپ هيدروژن دوتريم استفاده شود آب سنگين بدست مي آيد.

سرعت واكنش را نيز مي توان به كمك چند ميله كنترل كرد كه اين ميله ها در قلب راكتور قرار مي گيرند. اين ميله ها معمولا از ماده اي مانند كادميوم كه نوترون ها را بخوبي جذب ميكند ساخته مي شوند. براي آنكه آهنگ واكنش افزايش يابد ميله ها را تا حدودي از قلب راكتور بيرون مي آورند ,براي كاستن از سرعت واكنش و يا متوقف ساختن آن,ميله ها را بيشتر در قلب راكتور فرو ميبرند.در نهايت واكنش صورت گرفته در راكتور به صورت گرماي بسيار زيادي ظاهر مي شود بنابراين طبيعي است كه راكتور ها همانند يك كوره عمل كنند وسوختش به جاي گاز,نفت ويا ذغال سنگ ,اورانيوم 235 باشد. گرماي توليد شده را به كمك جريان سيالي كه از قلب راكتور ميگذرد به محفظه مبادله كننده گرما كه در آن آب وجود دارد منتقل ميكنند و درآنجا آب داخل مبادله كننده را تبخير ميكنند ;بخار متراكم شده پس از به گردش درآوردن توربين ژنراتورهاي مولد برق,مجددا به داخل محفظه مبادله كننده باز ميگردد.البته سيال گرم شده چون از قلب راكتور مي گذرد و درآنجا در معرض تابش پرتوهاي راديواكتيو قرار ميگيرد مستلزم مراقبت هاي ويژه است.

و اما نكاتي جالب در مورد بمب هاي هسته اي

منطقه انفجار بمب هاي هسته اي به پنج قسمت تقسيم ميشود:1- منطقه تبخير 2- منطقه تخريب كلي 3- منطقه آسيب شديد گرمايي 4- منطقه آسيب شديد انفجاري 5- منطقه آسيب شديد باد وآتش . كه در منطقه تبخير درجه حرارتي معادل سيصد ميليون درجه سانتيگراد !!! بوجود مي آيد و اگر هر چيزي از فلز گرفته تا انسان وحيوان در اين درجه حرارت قرار بگير آتش نميگيرد بلكه بخار مي شود!!!!

اثرات زيانبار اين انفجار حتي تا شعاع پنجاه كيلومتري وجود دارد و موج انفجار آن كه حامل انرژي زيادي است مي تواند ميليون ها دلار از تجهيزات الكترونيكي پيشرفته نظير: ماهواره ها و يا سيستم هاي مخابراتي را به مشتي آهن پاره تبديل كند و همه آنها را از كار بيندازد.

اينها همه اثرات ظاهري بمب هاي هسته اي بود پس از انفجار تا سال هاي طولاني تشعشعات زيانبار راديواكتيو مانع ادامه حيات موجودات زنده در محل هاي نزديك به انفجار مي شود.

راديو اكتيو از سه پرتو آلفا,بتا و گاما تشكيل شده است كه نوع گاماي آن از همه خطرناك تر است و با توجه به فركانس بسيار بالا ,جرم و انرژي بالايي كه دارد اگر به بدن انسان برخورد كند از ساختار سلولي آن عبور كرده و در مسير حركت خود باعث تخريب ماده دزوكسي ريبو نوكلوئيك اسيد يا همان DNA و سرانجام زمينه را براي پيدايش انواع سرطان ها,سندرم ها ونقايص غير قابل درمان ديگر فراهم مي كند وحتي اين نقايص به نسلهاي آينده نيز منتقل خواهد شد.

و اما كاربرد تشعشعات راديواكتيو چيست؟

بسياري از محصولات توليدي واكنش شكافت هسته اي شديدا ناپايدارند و در نتيجه ,قلب راكتور محتوي مقادير زيادي نوترون پر انرژي ,پرتوهاي گاما,ذرات بتا وهمچنين ذرات ديگر است. هر جسمي كه در راكتور گذاشته شود ,تحت بمباران اين همه تابشهاي متنوع قرار ميگيرد. يكي از موارد استعمال تابش راكتور توليد پلوتونيوم 239 است .اين ايزوتوپ كه نيمه عمري در حدود24000سال دارد به مقدار كمي در زمين يافت مي شود . پلوتونيوم 239 از لحاظ قابليت شكافت خاصيتي مشابه اورانيوم دارد.براي توليد پلوتونيوم239,ابتدا اورانيوم 238 را در قلب راكتور قرار مي دهند كه در نتيجه واكنش هايي كه صورت مي گيرد ,اورانيوم239 بوجود مي آيد.اورانيوم 239 ايزوتوپي ناپايدار است كه با نيمه عمري در حدود 24 دقيقه,از طريق گسيل ذره بتا ,به نپتونيوم 239 تبديل مي شود . نپتونيوم 239 نيز با نيمه عمر 2/4 روز و گسيل ذره بتا واپاشيده و به محصول نهايي يعني پلوتونيوم 239 تبديل مي شود.در اين حالت پلوتونيوم239 همچنان با مقاديري اورانيوم 238 آميخته است اما اين آميزه چون از دو عنصر مختلف تشكيل شده است ,بروش شيميايي قابل جدا سازي است.امروزه با استفاده از تابش راكتور صدها ايزوتوپ مفيد ميتوان توليد كردكه بسياري از اين ايزوتوپ هاي مصنوعي را در پزشكي بكار ميبريم. در پايان بايد بگوئيم اثرات زيانبار انفجار هاي اتمي و تشعشعات ناشي از آن باعث آلودگي آبهاي زير زميني ,زمين هاي كشاورزي و حتي محصولات كشاورزي مي شود ولي با همه اين مضرات اورانيوم عنصري است ارزشمند;زيرا در كنار همه سواستفاده ها مي توان از آن به نحوي احسن و مطابق با معيارهاي بشر دوستانه استفاده نمود. فراموش نكنيد از اورانيوم و پلوتونيوم مي توان استفاده هاي صلح آميز نيز داشت چرا كه از انرژي يك كيلوگرم اورانيوم 235 مي توان چهل هزار كيلو وات ساعت ! الكتريسيته توليد كرد كه معادل مصرف ده تن ذغال سنگ يا 50000گالن نفت است!!!!!!!!

به نقل ار سي پي اچ
منبع :
hessam-ghahramani-el.blogfa.com

نیروگاههای هسته ای

نيروگاههاي هسته اي وبمب هاي هسته اي چگونه كار ميكنند؟

اين روزها در مجلات,روزنامه ها,تلويزيون وغيره از همه چيز ميشنويم ولي بيشتر از همه فعاليت هاي صلح آميزوغير صلح آميز هسته اي است كه ذهنمان را مشغول ميسازد.در اينجا سعي بر آن است كه مطالب حتي الامكان به صورت عامه فهم وبه گونه اي كه حق مطلب ادا شود,براي شما توضيحاتي پيرامون بمب هاي هسته اي ,تشعشعات هسته اي ونيروگاههاي هسته اي عنوان شود.

قبل از اينكه به اصل موضوع بپردازيم خدمت دوستان خوبم بايد عرض كنم كه اين مطالب ممكن است براي عده اي از دوستان بسيار پيش پا افتاده وساده باشه به هر حال شما به بزرگي خودتون ببخشيد و اينو هم در نظر بگيريد كه مخاطب هاي اين وبلاگ ممكنه از هر قشري باشند پس ما هم مجبوريم كه ملاحظه حال اونا رو هم بكنيم....

ميدانيم كه دنياي اطرافمان از 92 عنصر موجود در طبيعت ساخته شده است. به اين شكل كه عناصر از اتم ها ساخته شده اند وتشكيل مولكول آن عنصر را ميدهند و اگر اين مولكولها در كنار يكديگرقرار گيرند ماده بوجود مي آيد. بسياري از مواد از عناصر مختلف تشكيل شده اند بنابراين اتم هاي مختلفي در آنها وجود دارد. لازم به ذكر است قطر اتم 10 به توان منفي ده متر ميباشد واندازه هسته در مركز اتم0001/0 بزرگي اتم كوچكتر است و يا به عبارتي دقيقتر قطر كامل هسته به طور ميانگين 10به توان منفي 15 متر ميباشد.

ابتدا به تشريح ساختمان اتم ميپردازيم:

در داخل هر اتم سه ذره وجود دارد:الكترون با بار منفي , پروتون با بار مثبت و نوترون خنثي. بارهاي همنام يكديگر را دفع و بارهاي غير همنام يكديگر را جذب ميكنند بجز نوترون كه هيچ عكس العملي ندارد.

هسته اتم هر عنصر از پروتون و نوترون تشكيل شده است كه مجموع تعداد آنها را عدد اتمي آن عنصر ,وبه آنها نوكلئون ميگويند. لازم به ذكر است جرم نوترون 675/1ضربدر 10 به توان منفي 27 كيلوگرم ,وجرم پروتون 673/1ضربدر 10 به توان منفي 27 ميباشد.

پروتون هاي تشكيل دهنده هسته اتم چون داراي بار مثبت هستند پس طبيعي است كه يكديگر را دفع كنند براي جلوگيري از اين اتفاق نوترون ها مانند چسبي از متلاشي شدن هسته جلوگيري ميكنند.الكترون ها نيز در مدارات بيضي شكل و نامنظم در اطراف هسته با سرعت بسيار زياد در حال گردشند وهر چه اين الكترون ها به لايه والانس نزديكتر ميشوند تعلق آنها به هسته كاهش ميابد(بر اساس مدل اتمي بور).

اما اگر بخواهيم علمي تر بحث كنيم بايد بگوئيم تقريبا سه نيرو در هسته هر اتم وجود داردكه يكي از آنها سعي در انهدام هسته و دو تاي ديگر سعي در پايداري هسته دارند. اولي نيروي كولني يا همان دافعه پروتوني ميباشد , دومي نيروي گرانش ناشي از جاذبه بين ذرات جرم دار است وسومي كه مهمترين دليل جلوگيري از متلاشي شدن هسته ميباشد همان نيروي هسته اي است. دقت كنيد نيروي كولني بسيار ناچيز است و نميتواند به تنهايي هسته را متلاشي كند و نيروي گرانش ذرات نيز بسيار كم ميباشد و توانايي در تعادل نگه داشتن هسته را ندارد,در واقع اين نيروي هسته اي است كه اتم را در تعادل نگه داشته و از واپاشيده شدن نوكلئون ها جلوگيري ميكند. براي توضيح اين نيرو بايد گفت اگر فاصله بين پروتون و نوترون از 5 ضربدر 10 به توان منفي 15 متر(5فمتو متر) بيشتر شود نيروي هسته اي وجود ندارد , بر عكس اگر اين فاصله از مقدار ياد شده كمتر شود نيروي هسته اي بيشترميشود بدين طريق هسته از متلاشي شدن نجات ميابد.

سال 1905 در يك آپارتمان كوچك در شماره 49 خيابان كرامر گاسه در برلين (منزل مسكوني اينشتين)اتفاق بزرگي افتاد ; كسي چه ميدانست با كشف فرمول معروف نسبيت خاص E=mc2 ميتوان جان هزاران نفر را در هيروشيما و ناكازاكي گرفت و يا اينكه براي ميليون ها نفر در سرار جهان برق و انرژي توليد كرد ؟!

فرمول E=mc2 به ما ميگويد كه اندازه انرژي آزاد شده برابر است با تغييرات جرم جسم تبديل شده در مجذور سرعت نور. به اين معني كه اگر ما جسمي به جرم مثلا يك كيلوگرم را با سرعتي نزديك به سرعت نور به حركت درآوريم انرژي معادل 9ضربدر10به توان 16 ژول خواهيم داشت كه رقم بسيار وحشتناكي است ولي واقعيت اين است كه چنين چيزي غير ممكن است !!! چرا ؟

چون بر اساس همان فرمول نسبيت حركت با سرعت نور براي اجسام غير ممكن است. براي درك بهتر موضوع فرمول را به شكل ديگري مينويسيم : m=E/C2 اگر C2 ثابت فرض شود به روشني پيداست كه انرژي و جرم نسبت مستقيم با يكديگر دارند ,حال اگر ما بخواهيم جسمي به جرم m را با سرعت نور © به حركت درآوريم طبيعتا بايد به آن انرژي بدهيم و از آنجا كه m و E با يكديگر نسبت مستقيم دارند پس هر چه انرژي بيشتر شود m نيز بزرگتر ميشود ودر واقع قسمت اعظم انرژي صرف ازدياد جرم ميشود تا سرعت دادن به جسم . پس تقريبا به بي نهايت انرژي نياز داريم واين همان چيزي است كه حركت با سرعت نور را براي اجسام غير ممكن ميكند.

قبل از اينكه توضيحات بيشتري داده شود لازم است كمي هم در مورد راههاي آزاد كردن انرژي هسته اي بگوئيم.

به طور كلي انرژي موجود در هسته به دو روش آزاد ميشود :

1 - روش شكافت هسته اي كه در آن يك اتم سنگين مانند اورانيوم تبديل به دو اتم سبكتر ميشود . ويا به عبارتي ديگر وقتي كه هسته اي سنگين به دو يا چند هسته با جرم متوسط تجزيه ميشود ميگويند شكافت هسته اي رخ داده است و وقتي هسته اي با عدد اتمي زياد شكافته شود , مقداري از جرم آن ناپديد وبه انرژي تبديل ميشود(طبق قانون نسبيت).

2 - روش همجوشي (گداخت هسته اي) ; كه در آن دو اتم سبك مانند هيد روژن تبديل به يك اتم سنگين مانند هليم ميشود. درست همانند اتفاقي كه در حال حاضر در خورشيد مي افتد, كه در هر دو حالت انرژي قابل توجهي آزاد مي شود.

در حال حاضر اكثر بمب هاي هسته اي ونيروگاههاي هسته اي بروش شكافت هسته عمل ميكنند .

حال دوباره به توضيحات مربوط اتم بر ميگرديم . در اينجا لازم است نكاتي را در مورد پايداري و ناپايداري توضيخ دهيم...

اگرما 13 پروتون را با 14 نوترون تركيب كنيم هسته اي خواهيم داشت كه اگر 13 الكترون در اطراف آن گردش كنند يك اتم آلومينيوم را ميسازند .حال اگر ميلياردها عدد از اين اتم ها را در كنار هم قرار دهيم آلومينيوم را مي سازيم(AL27) كه با آن انواع وسايل نظير قوطي ها و درب وپنجره ها و غيره... را ميتوان ساخت.

حال اگر همين آلومينيوم را در شيشه اي قرار دهيم ! وچند ميليون سال به عقب برگرديم اين آلومينيوم هيچ تغييري نخواهد كرد ,پس آلومينيوم عنصري پايدار است . تا حدود يك قرن پيش تصور بر اين بودكه تمام عناصر پايدار هستند. مساله مهم ديگر اينكه بسياري از اتم ها در اشكال متفاوتي ديده مي شوند . براي مثال : مس دو شكل پايدار دارد , مس 63 ومس 65 كه به اين دو نوع ايزوتوپ گفته مي شود .هر دوي آنها 29 پروتون دارند اما چون در عدد اتمي 2 واحد فرق دارند به سادگي مي توان فهميد كه تعداد نوترون هاي اولي 34 وديگري 36 است وهر دوي آنها پايدار هستند.در حدود يك قرن پيش دانشمندان متوجه شدند گه همه عناصر ايزوتوپ هايي دارند كه راديواكتيو هستند.مثلا : هيدروژن را در نظر بگيريد , در مورد اين عنصر سه ايزوتوپ شناخته شده است.

1 - هيدروژن معمولي يا نرمال (H1) در هسته اتم حود يك پروتون دارد وبدون هيچ نوتروني. البته واضح است چون نيازي نيست تا خاصيت چسبانندگي خود را نشان دهد چرا كه پروتون ديگري وجود ندارد.

2 - هيدروژن دوتريم كه يك پروتون ويك نوترون دارد و در طبيعت بسيار نادر است. اگرچه عمل آن بسيار شبيه هيدروژن نوع اول است براي مثال ميتوان از آن آب ساخت اما ميزان بالاي آن سمي است.

هر دو ايزوتوپ ياد شده پايدار هستند اما ايزوتوپ ديگري از هيدروژن وجود دارد كه ناپايدار است !

3 - ايزوتوپ سوم هيدروژن (تريتيوم) كه شامل دو نوترون و يك پروتون است. همان طور كه قبلا گفته شد اين نوع هيدروژن ناپايدار است . يعني اگر مجددا ظرفي برداريم واين بار درون آن را با اين نوع از هيدروژن پر كنيم و يك ميليون سال به عقب برگرديم متوجه ميشويم كه ديگر هيدروژني نداريم و همه آن به هليم 3 تبديل شده است (2 پروتون و يك نوترون) واين ها همه توضيحاتي ساده در مورد پايداري و ناپايداري بود.

در يك پاراگراف ساده ميتوان گفت كه هر چه هسته اتم سنگين تر شود تعداد ايزوتوپ ها بيشتر ميشود و هر چه تعداد ايزوتوپ ها بيشتر شود امكان بوجود آمدن هسته هاي ناپايدار نيز بيشتر خواهد شد و در نتيجه احتمال وجود نوع راديواكتيو نيز بيشتر ميشود.

در طبيعت عناصر خاصي را ميتوان يافت كه همه ايزوتوپ هايشان راديو اكتيو باشند.براي مثال دو عنصر سنگين طبيعت كه در بمب ها ونيروگاههاي هسته اي از آنها استفاده مي شود را نام ميبريم : اورانيوم و پلوتونيوم.

اورانيوم به طور طبيعي فلزي است سخت,سنگين,نقره اي و راديواكتيو,با عدد اتمي 92.سالهاي زيادي از آن به عنوان رنگ دهنده لعاب سفال يا تهيه رنگهاي اوليه در عكاسي استفاده ميشد و خاصيت راديواكتيو آن تا سال 1866 ناشناخته ماند و قابليت آن براي استفاده به عنوان منبع انرژي تا اواسط قرن بيستم مخفي بود.

خصوصيات فيزيكي اورانيوم

اورانيوم طبيعي (كه بشكل اكسيد اورانيوم است) شامل3/99% از ايزوتوپ اورانيوم 238 و7/0% اورانيوم 235است. كه نوع 235 آن قابل شكافت است و مناسب براي بمب ها ونيروگاههاي هسته اي است. اين عنصر از نظر فراواني در ميان عناصر طبيعي پوسته در رده 48 قراردارد. از نظر تراكم و چگالي بايد گفت 6/1 مرتبه متراكم تر از سرب است.وهمين تراكم باعث سنگين تر شدن آن مي شود.براي مثال اگر يك گالن شير وزني حدود 4 كيلوگرم داشته باشد ,يك گالن اورانيوم 75 كيلوگرم وزن دارد!!!

انواع اورانيوم

اورانيوم با غناي پايين كه ميزان اورانيوم 235 آن كمتر از 25% ولي بيشتر از7/0% است كه سوخت بيشتر راكتورهاي تجاري بين 3 تا 5 درصد اورانيوم 235 است.

اورانيوم با غناي بالا كه در اينجا بيشتر از 25% وحتي در مواردي آن را تا98% نيز غني ميكنند و مناسب براي كاربردهاي نظامي وساخت بمب هاي هسته اي است.

و اما منظور از غني سازي اورانيوم چيست؟

بطوربسيار خلاصه غني سازي عبارت است از انجام عملي كه بواسطه آن مقدار اورانيوم 235 بيشتر شود و مقدار اورانيوم 238 كمتر. كه پس از جمع آوري اورانيوم 238 ,آن را زباله اتمي مي نامند.

غني سازي اورانيوم به روشهاي مختلفي انجام مي شود كه چند مورد از آن را خدمت شما يادآور مي شويم: 1-استفاده از اصل انتشار گازها 2-استفاده از روش فيلترينگ 3-استفاده از ميدانهاي مغناطيسي 4- استفاده از دستگاه سانتريفوژ كه در حال حاضر روش چهارم متداولترين,باصرفه ترين و مطمئن ترين روش به شمار ميآيد.

در اواخر سال 1938 هان,مايتنر و اشتراسمن به اكتشافي دست يافتند كه دنيا را تحت تاثير قرار داد ,آنها متوجه شدند كه ميتوان كاري كرد كه هسته هاي اورانيوم 235 شكسته شوند.

فرض كنيد كه نوتروني در اطراف يك هسته اورانيوم 235 آزادانه در حال حركت است,اين هسته تمايل زيادي دارد كه نوترون كند را به درون خود بكشاند وآن راجذب كند.هسته اورانيوم پس از گير اندازي اين نوترون,ديگر هسته اي پايدار نيست وناگهان از هم شكافته مي شود اين هسته در طي فرآيند شكافت به دو يا چند هسته با جرم كوچكتر ,يعني به صورت هسته هاي عناصر نزديك به مركز جدول تناوبي تجزيه مي شود.به طور كلي در فرآيند شكافت اگر يك نوترون به هسته اصابت كند به طور ميانگين 5/?نوترون در اثر شكافت آزاد مي شود حال اگر ما تعداد نوترون هاي آزاد شده را 3 عدد فرض كنيم و مدت زمان لازم براي تحقق هر شكافت 01/0 ثانيه باشدمقدار اورانيوم مصرف شده در طي زمان يك ثانيه در حدود 10به توان 23 كيلوگرم خواهد بود !!! واضح است كه واكنش زنجيره اي شكافت ميتواند مقادير قابل توجهي از اورانيوم را در مدت زمان ناچيزي به انرزي تبديل كند.با توجه به توضيحات داده شده به وضوح مشخص است كه ما نيازي به توليد مستمر نوترون نداريم بلكه با اصابت اولين نوترون به هسته وآزاد شدن نوترون هاي ناشي از فرآيند شكافت ما ميتوانيم نوترون مورد نياز خود را بدست آوريم كه مسلما اين تعداد نوترون بسيار بيشتر از نياز ما خواهد بود. لازم به ذكر است كه به حداقل مقدار اورانيومي كه براي فرآيند شكافت لازم است جرم بحراني يا مقدار بحراني مي گويند واز به هم پيوستن دو يا چند جرم بحراني يك ابر جرم بحراني حاصل مي شود.

حال اگر بخواهيم واكنش زنجيره اي ادامه پيدا كند,حفظ يك اندازه بحراني براي ماده اوليه اورانيوم ضرورت دارد .در صورتي كه مقدار اورانيوم را خيلي كمتر از جرم بحراني بگيريم ,بيشتر نوترون هاي توليدي فرار خواهند كرد زيرا اين فرار به عواملي چون : شكل فيزيكي اورانيوم و جرم آن وابسته است و در نتيجه واكنش متوقف مي شود. از سوي ديگر اگر مقدار اورانيوم را فوق العاده زياد بگيريم مثلا به اندازه يك ابر جرم بحراني,تمام نوترون هاي توليدي در واكنش هاي بعدي شركت خواهند كرد وانرژي آزاد شده در يك فاصله زماني كوتاه آنچنان زياد خواهد شد كه نتيجه اي جز انفجار نخواهد داشت!! بين اين دو حالت يك خط فاصل وجود دارد:اگر بزرگي كره اورانيومي شكل را درست برابر اندازه بحراني بگيريم آنگاه از هر شكافت فقط يك نوترون براي شركت در شكافت بعدي باقي مي ماند در اين صورت واكنش با آهنگ ثابتي ادامه مي يابد. از خاصيت حالت سوم براي توجيح عملكرد نيروگاههاي هسته اي استفاده مي كنند. حال اگر به اندازه كافي اورانيوم 235 در اختيار داشته باشيم به آساني مي توانيم يك بمب ساده بسازيم !!!!! به اين شكل كه دو نيم كره از اورانيوم 235 را كه هر كدام به اندازه جرم بحراني است در دو انتهاي يك استوانه قرار ميدهيم و اين دو قطعه را بوسيله ساز وكاري كه خود طراحي كرده ايم ناگهان به يكديگر متصل مي كنيم كه در اين حالت ابر جرم بحراني تشكيل مي شود,حال اگر توسط دستگاه نوترون ساز نوتروني به هسته نزديك كنيم وقوع انفجار حتمي است!!

در عمل براي آنكه انفجاري بزرگ و موثر حاصل شود ريزه كاري هاي زيادي را بايد رعايت كرد.

در هر حال براي توضيح عملكرد نيروگاههاي هسته اي لازم به ذكر است راكتورهاي هسته اي را چنان طراحي ميكنند كه در آنها واكنش شكافت در شرايطي نزديك به حالت بحراني تحقق يابد. قلب راكتور اساسا متشكل است از سوخت(در اين مورد اورانيوم 235) كه در استوانه هاي مخصوص در بسته اي جا سازي شده اند. اين استوانه ها در ماده اي كه كند كننده ناميده مي شوند غوطه ورشده اند.كند كننده به منظور كند سازي و باز تاباندن نوترونهايي كه در واكنش شكافت توليد ميشوند مورد استفاده قرار ميگيرد كه متداول ترين آنها عبارتند از:آب,آب سنگين وكربن. كه در اينجااگر در آب معمولي (H2O) به جاي ايزوتوپ هيدروژن معمولي از ايزوتوپ هيدروژن دوتريم استفاده شود آب سنگين بدست مي آيد.

سرعت واكنش را نيز مي توان به كمك چند ميله كنترل كرد كه اين ميله ها در قلب راكتور قرار مي گيرند. اين ميله ها معمولا از ماده اي مانند كادميوم كه نوترون ها را بخوبي جذب ميكند ساخته مي شوند. براي آنكه آهنگ واكنش افزايش يابد ميله ها را تا حدودي از قلب راكتور بيرون مي آورند ,براي كاستن از سرعت واكنش و يا متوقف ساختن آن,ميله ها را بيشتر در قلب راكتور فرو ميبرند.در نهايت واكنش صورت گرفته در راكتور به صورت گرماي بسيار زيادي ظاهر مي شود بنابراين طبيعي است كه راكتور ها همانند يك كوره عمل كنند وسوختش به جاي گاز,نفت ويا ذغال سنگ ,اورانيوم 235 باشد. گرماي توليد شده را به كمك جريان سيالي كه از قلب راكتور ميگذرد به محفظه مبادله كننده گرما كه در آن آب وجود دارد منتقل ميكنند و درآنجا آب داخل مبادله كننده را تبخير ميكنند ;بخار متراكم شده پس از به گردش درآوردن توربين ژنراتورهاي مولد برق,مجددا به داخل محفظه مبادله كننده باز ميگردد.البته سيال گرم شده چون از قلب راكتور مي گذرد و درآنجا در معرض تابش پرتوهاي راديواكتيو قرار ميگيرد مستلزم مراقبت هاي ويژه است.

و اما نكاتي جالب در مورد بمب هاي هسته اي

منطقه انفجار بمب هاي هسته اي به پنج قسمت تقسيم ميشود:1- منطقه تبخير 2- منطقه تخريب كلي 3- منطقه آسيب شديد گرمايي 4- منطقه آسيب شديد انفجاري 5- منطقه آسيب شديد باد وآتش . كه در منطقه تبخير درجه حرارتي معادل سيصد ميليون درجه سانتيگراد !!! بوجود مي آيد و اگر هر چيزي از فلز گرفته تا انسان وحيوان در اين درجه حرارت قرار بگير آتش نميگيرد بلكه بخار مي شود!!!!

اثرات زيانبار اين انفجار حتي تا شعاع پنجاه كيلومتري وجود دارد و موج انفجار آن كه حامل انرژي زيادي است مي تواند ميليون ها دلار از تجهيزات الكترونيكي پيشرفته نظير: ماهواره ها و يا سيستم هاي مخابراتي را به مشتي آهن پاره تبديل كند و همه آنها را از كار بيندازد.

اينها همه اثرات ظاهري بمب هاي هسته اي بود پس از انفجار تا سال هاي طولاني تشعشعات زيانبار راديواكتيو مانع ادامه حيات موجودات زنده در محل هاي نزديك به انفجار مي شود.

راديو اكتيو از سه پرتو آلفا,بتا و گاما تشكيل شده است كه نوع گاماي آن از همه خطرناك تر است و با توجه به فركانس بسيار بالا ,جرم و انرژي بالايي كه دارد اگر به بدن انسان برخورد كند از ساختار سلولي آن عبور كرده و در مسير حركت خود باعث تخريب ماده دزوكسي ريبو نوكلوئيك اسيد يا همان DNA و سرانجام زمينه را براي پيدايش انواع سرطان ها,سندرم ها ونقايص غير قابل درمان ديگر فراهم مي كند وحتي اين نقايص به نسلهاي آينده نيز منتقل خواهد شد.

و اما كاربرد تشعشعات راديواكتيو چيست؟

بسياري از محصولات توليدي واكنش شكافت هسته اي شديدا ناپايدارند و در نتيجه ,قلب راكتور محتوي مقادير زيادي نوترون پر انرژي ,پرتوهاي گاما,ذرات بتا وهمچنين ذرات ديگر است. هر جسمي كه در راكتور گذاشته شود ,تحت بمباران اين همه تابشهاي متنوع قرار ميگيرد. يكي از موارد استعمال تابش راكتور توليد پلوتونيوم 239 است .اين ايزوتوپ كه نيمه عمري در حدود24000سال دارد به مقدار كمي در زمين يافت مي شود . پلوتونيوم 239 از لحاظ قابليت شكافت خاصيتي مشابه اورانيوم دارد.براي توليد پلوتونيوم239,ابتدا اورانيوم 238 را در قلب راكتور قرار مي دهند كه در نتيجه واكنش هايي كه صورت مي گيرد ,اورانيوم239 بوجود مي آيد.اورانيوم 239 ايزوتوپي ناپايدار است كه با نيمه عمري در حدود 24 دقيقه,از طريق گسيل ذره بتا ,به نپتونيوم 239 تبديل مي شود . نپتونيوم 239 نيز با نيمه عمر 2/4 روز و گسيل ذره بتا واپاشيده و به محصول نهايي يعني پلوتونيوم 239 تبديل مي شود.در اين حالت پلوتونيوم239 همچنان با مقاديري اورانيوم 238 آميخته است اما اين آميزه چون از دو عنصر مختلف تشكيل شده است ,بروش شيميايي قابل جدا سازي است.امروزه با استفاده از تابش راكتور صدها ايزوتوپ مفيد ميتوان توليد كردكه بسياري از اين ايزوتوپ هاي مصنوعي را در پزشكي بكار ميبريم. در پايان بايد بگوئيم اثرات زيانبار انفجار هاي اتمي و تشعشعات ناشي از آن باعث آلودگي آبهاي زير زميني ,زمين هاي كشاورزي و حتي محصولات كشاورزي مي شود ولي با همه اين مضرات اورانيوم عنصري است ارزشمند;زيرا در كنار همه سواستفاده ها مي توان از آن به نحوي احسن و مطابق با معيارهاي بشر دوستانه استفاده نمود. فراموش نكنيد از اورانيوم و پلوتونيوم مي توان استفاده هاي صلح آميز نيز داشت چرا كه از انرژي يك كيلوگرم اورانيوم 235 مي توان چهل هزار كيلو وات ساعت ! الكتريسيته توليد كرد كه معادل مصرف ده تن ذغال سنگ يا 50000گالن نفت است!!!!!!!!

به نقل ار سي پي اچ
منبع :

hessam-ghahramani-el.blogfa.com

نيروگاههاي هسته اي وبمب هاي هسته اي چگونه كار ميكنند؟

 

نيروگاههاي هسته اي وبمب هاي هسته اي چگونه كار ميكنند؟

اين روزها در مجلات,روزنامه ها,تلويزيون وغيره از همه چيز ميشنويم ولي بيشتر از همه فعاليت هاي صلح آميزوغير صلح آميز هسته اي است كه ذهنمان را مشغول ميسازد.در اينجا سعي بر آن است كه مطالب حتي الامكان به صورت عامه فهم وبه گونه اي كه حق مطلب ادا شود,براي شما توضيحاتي پيرامون بمب هاي هسته اي ,تشعشعات هسته اي ونيروگاههاي هسته اي عنوان شود.

قبل از اينكه به اصل موضوع بپردازيم خدمت دوستان خوبم بايد عرض كنم كه اين مطالب ممكن است براي عده اي از دوستان بسيار پيش پا افتاده وساده باشه به هر حال شما به بزرگي خودتون ببخشيد و اينو هم در نظر بگيريد كه مخاطب هاي اين وبلاگ ممكنه از هر قشري باشند پس ما هم مجبوريم كه ملاحظه حال اونا رو هم بكنيم....

ميدانيم كه دنياي اطرافمان از 92 عنصر موجود در طبيعت ساخته شده است. به اين شكل كه عناصر از اتم ها ساخته شده اند وتشكيل مولكول آن عنصر را ميدهند و اگر اين مولكولها در كنار يكديگرقرار گيرند ماده بوجود مي آيد. بسياري از مواد از عناصر مختلف تشكيل شده اند بنابراين اتم هاي مختلفي در آنها وجود دارد. لازم به ذكر است قطر اتم 10 به توان منفي ده متر ميباشد واندازه هسته در مركز اتم0001/0 بزرگي اتم كوچكتر است و يا به عبارتي دقيقتر قطر كامل هسته به طور ميانگين 10به توان منفي 15 متر ميباشد.

ابتدا به تشريح ساختمان اتم ميپردازيم:

در داخل هر اتم سه ذره وجود دارد:الكترون با بار منفي , پروتون با بار مثبت و نوترون خنثي. بارهاي همنام يكديگر را دفع و بارهاي غير همنام يكديگر را جذب ميكنند بجز نوترون كه هيچ عكس العملي ندارد.

هسته اتم هر عنصر از پروتون و نوترون تشكيل شده است كه مجموع تعداد آنها را عدد اتمي آن عنصر ,وبه آنها نوكلئون ميگويند. لازم به ذكر است جرم نوترون 675/1ضربدر 10 به توان منفي 27 كيلوگرم ,وجرم پروتون 673/1ضربدر 10 به توان منفي 27 ميباشد.

پروتون هاي تشكيل دهنده هسته اتم چون داراي بار مثبت هستند پس طبيعي است كه يكديگر را دفع كنند براي جلوگيري از اين اتفاق نوترون ها مانند چسبي از متلاشي شدن هسته جلوگيري ميكنند.الكترون ها نيز در مدارات بيضي شكل و نامنظم در اطراف هسته با سرعت بسيار زياد در حال گردشند وهر چه اين الكترون ها به لايه والانس نزديكتر ميشوند تعلق آنها به هسته كاهش ميابد(بر اساس مدل اتمي بور).

اما اگر بخواهيم علمي تر بحث كنيم بايد بگوئيم تقريبا سه نيرو در هسته هر اتم وجود داردكه يكي از آنها سعي در انهدام هسته و دو تاي ديگر سعي در پايداري هسته دارند. اولي نيروي كولني يا همان دافعه پروتوني ميباشد , دومي نيروي گرانش ناشي از جاذبه بين ذرات جرم دار است وسومي كه مهمترين دليل جلوگيري از متلاشي شدن هسته ميباشد همان نيروي هسته اي است. دقت كنيد نيروي كولني بسيار ناچيز است و نميتواند به تنهايي هسته را متلاشي كند و نيروي گرانش ذرات نيز بسيار كم ميباشد و توانايي در تعادل نگه داشتن هسته را ندارد,در واقع اين نيروي هسته اي است كه اتم را در تعادل نگه داشته و از واپاشيده شدن نوكلئون ها جلوگيري ميكند. براي توضيح اين نيرو بايد گفت اگر فاصله بين پروتون و نوترون از 5 ضربدر 10 به توان منفي 15 متر(5فمتو متر) بيشتر شود نيروي هسته اي وجود ندارد , بر عكس اگر اين فاصله از مقدار ياد شده كمتر شود نيروي هسته اي بيشترميشود بدين طريق هسته از متلاشي شدن نجات ميابد.

سال 1905 در يك آپارتمان كوچك در شماره 49 خيابان كرامر گاسه در برلين (منزل مسكوني اينشتين)اتفاق بزرگي افتاد ; كسي چه ميدانست با كشف فرمول معروف نسبيت خاص E=mc2 ميتوان جان هزاران نفر را در هيروشيما و ناكازاكي گرفت و يا اينكه براي ميليون ها نفر در سرار جهان برق و انرژي توليد كرد ؟!

فرمول E=mc2 به ما ميگويد كه اندازه انرژي آزاد شده برابر است با تغييرات جرم جسم تبديل شده در مجذور سرعت نور. به اين معني كه اگر ما جسمي به جرم مثلا يك كيلوگرم را با سرعتي نزديك به سرعت نور به حركت درآوريم انرژي معادل 9ضربدر10به توان 16 ژول خواهيم داشت كه رقم بسيار وحشتناكي است ولي واقعيت اين است كه چنين چيزي غير ممكن است !!! چرا ؟

چون بر اساس همان فرمول نسبيت حركت با سرعت نور براي اجسام غير ممكن است. براي درك بهتر موضوع فرمول را به شكل ديگري مينويسيم : m=E/C2 اگر C2 ثابت فرض شود به روشني پيداست كه انرژي و جرم نسبت مستقيم با يكديگر دارند ,حال اگر ما بخواهيم جسمي به جرم m را با سرعت نور © به حركت درآوريم طبيعتا بايد به آن انرژي بدهيم و از آنجا كه m و E با يكديگر نسبت مستقيم دارند پس هر چه انرژي بيشتر شود m نيز بزرگتر ميشود ودر واقع قسمت اعظم انرژي صرف ازدياد جرم ميشود تا سرعت دادن به جسم . پس تقريبا به بي نهايت انرژي نياز داريم واين همان چيزي است كه حركت با سرعت نور را براي اجسام غير ممكن ميكند.

قبل از اينكه توضيحات بيشتري داده شود لازم است كمي هم در مورد راههاي آزاد كردن انرژي هسته اي بگوئيم.

به طور كلي انرژي موجود در هسته به دو روش آزاد ميشود :

1 - روش شكافت هسته اي كه در آن يك اتم سنگين مانند اورانيوم تبديل به دو اتم سبكتر ميشود . ويا به عبارتي ديگر وقتي كه هسته اي سنگين به دو يا چند هسته با جرم متوسط تجزيه ميشود ميگويند شكافت هسته اي رخ داده است و وقتي هسته اي با عدد اتمي زياد شكافته شود , مقداري از جرم آن ناپديد وبه انرژي تبديل ميشود(طبق قانون نسبيت).

2 - روش همجوشي (گداخت هسته اي) ; كه در آن دو اتم سبك مانند هيد روژن تبديل به يك اتم سنگين مانند هليم ميشود. درست همانند اتفاقي كه در حال حاضر در خورشيد مي افتد, كه در هر دو حالت انرژي قابل توجهي آزاد مي شود.

در حال حاضر اكثر بمب هاي هسته اي ونيروگاههاي هسته اي بروش شكافت هسته عمل ميكنند .

حال دوباره به توضيحات مربوط اتم بر ميگرديم . در اينجا لازم است نكاتي را در مورد پايداري و ناپايداري توضيخ دهيم...

اگرما 13 پروتون را با 14 نوترون تركيب كنيم هسته اي خواهيم داشت كه اگر 13 الكترون در اطراف آن گردش كنند يك اتم آلومينيوم را ميسازند .حال اگر ميلياردها عدد از اين اتم ها را در كنار هم قرار دهيم آلومينيوم را مي سازيم(AL27) كه با آن انواع وسايل نظير قوطي ها و درب وپنجره ها و غيره... را ميتوان ساخت.

حال اگر همين آلومينيوم را در شيشه اي قرار دهيم ! وچند ميليون سال به عقب برگرديم اين آلومينيوم هيچ تغييري نخواهد كرد ,پس آلومينيوم عنصري پايدار است . تا حدود يك قرن پيش تصور بر اين بودكه تمام عناصر پايدار هستند. مساله مهم ديگر اينكه بسياري از اتم ها در اشكال متفاوتي ديده مي شوند . براي مثال : مس دو شكل پايدار دارد , مس 63 ومس 65 كه به اين دو نوع ايزوتوپ گفته مي شود .هر دوي آنها 29 پروتون دارند اما چون در عدد اتمي 2 واحد فرق دارند به سادگي مي توان فهميد كه تعداد نوترون هاي اولي 34 وديگري 36 است وهر دوي آنها پايدار هستند.در حدود يك قرن پيش دانشمندان متوجه شدند گه همه عناصر ايزوتوپ هايي دارند كه راديواكتيو هستند.مثلا : هيدروژن را در نظر بگيريد , در مورد اين عنصر سه ايزوتوپ شناخته شده است.

1 - هيدروژن معمولي يا نرمال (H1) در هسته اتم حود يك پروتون دارد وبدون هيچ نوتروني. البته واضح است چون نيازي نيست تا خاصيت چسبانندگي خود را نشان دهد چرا كه پروتون ديگري وجود ندارد.

2 - هيدروژن دوتريم كه يك پروتون ويك نوترون دارد و در طبيعت بسيار نادر است. اگرچه عمل آن بسيار شبيه هيدروژن نوع اول است براي مثال ميتوان از آن آب ساخت اما ميزان بالاي آن سمي است.

هر دو ايزوتوپ ياد شده پايدار هستند اما ايزوتوپ ديگري از هيدروژن وجود دارد كه ناپايدار است !

3 - ايزوتوپ سوم هيدروژن (تريتيوم) كه شامل دو نوترون و يك پروتون است. همان طور كه قبلا گفته شد اين نوع هيدروژن ناپايدار است . يعني اگر مجددا ظرفي برداريم واين بار درون آن را با اين نوع از هيدروژن پر كنيم و يك ميليون سال به عقب برگرديم متوجه ميشويم كه ديگر هيدروژني نداريم و همه آن به هليم 3 تبديل شده است (2 پروتون و يك نوترون) واين ها همه توضيحاتي ساده در مورد پايداري و ناپايداري بود.

در يك پاراگراف ساده ميتوان گفت كه هر چه هسته اتم سنگين تر شود تعداد ايزوتوپ ها بيشتر ميشود و هر چه تعداد ايزوتوپ ها بيشتر شود امكان بوجود آمدن هسته هاي ناپايدار نيز بيشتر خواهد شد و در نتيجه احتمال وجود نوع راديواكتيو نيز بيشتر ميشود.

در طبيعت عناصر خاصي را ميتوان يافت كه همه ايزوتوپ هايشان راديو اكتيو باشند.براي مثال دو عنصر سنگين طبيعت كه در بمب ها ونيروگاههاي هسته اي از آنها استفاده مي شود را نام ميبريم : اورانيوم و پلوتونيوم.

اورانيوم به طور طبيعي فلزي است سخت,سنگين,نقره اي و راديواكتيو,با عدد اتمي 92.سالهاي زيادي از آن به عنوان رنگ دهنده لعاب سفال يا تهيه رنگهاي اوليه در عكاسي استفاده ميشد و خاصيت راديواكتيو آن تا سال 1866 ناشناخته ماند و قابليت آن براي استفاده به عنوان منبع انرژي تا اواسط قرن بيستم مخفي بود.

خصوصيات فيزيكي اورانيوم

اورانيوم طبيعي (كه بشكل اكسيد اورانيوم است) شامل3/99% از ايزوتوپ اورانيوم 238 و7/0% اورانيوم 235است. كه نوع 235 آن قابل شكافت است و مناسب براي بمب ها ونيروگاههاي هسته اي است. اين عنصر از نظر فراواني در ميان عناصر طبيعي پوسته در رده 48 قراردارد. از نظر تراكم و چگالي بايد گفت 6/1 مرتبه متراكم تر از سرب است.وهمين تراكم باعث سنگين تر شدن آن مي شود.براي مثال اگر يك گالن شير وزني حدود 4 كيلوگرم داشته باشد ,يك گالن اورانيوم 75 كيلوگرم وزن دارد!!!

انواع اورانيوم

اورانيوم با غناي پايين كه ميزان اورانيوم 235 آن كمتر از 25% ولي بيشتر از7/0% است كه سوخت بيشتر راكتورهاي تجاري بين 3 تا 5 درصد اورانيوم 235 است.

اورانيوم با غناي بالا كه در اينجا بيشتر از 25% وحتي در مواردي آن را تا98% نيز غني ميكنند و مناسب براي كاربردهاي نظامي وساخت بمب هاي هسته اي است.

و اما منظور از غني سازي اورانيوم چيست؟

بطوربسيار خلاصه غني سازي عبارت است از انجام عملي كه بواسطه آن مقدار اورانيوم 235 بيشتر شود و مقدار اورانيوم 238 كمتر. كه پس از جمع آوري اورانيوم 238 ,آن را زباله اتمي مي نامند.

غني سازي اورانيوم به روشهاي مختلفي انجام مي شود كه چند مورد از آن را خدمت شما يادآور مي شويم: 1-استفاده از اصل انتشار گازها 2-استفاده از روش فيلترينگ 3-استفاده از ميدانهاي مغناطيسي 4- استفاده از دستگاه سانتريفوژ كه در حال حاضر روش چهارم متداولترين,باصرفه ترين و مطمئن ترين روش به شمار ميآيد.

در اواخر سال 1938 هان,مايتنر و اشتراسمن به اكتشافي دست يافتند كه دنيا را تحت تاثير قرار داد ,آنها متوجه شدند كه ميتوان كاري كرد كه هسته هاي اورانيوم 235 شكسته شوند.

فرض كنيد كه نوتروني در اطراف يك هسته اورانيوم 235 آزادانه در حال حركت است,اين هسته تمايل زيادي دارد كه نوترون كند را به درون خود بكشاند وآن راجذب كند.هسته اورانيوم پس از گير اندازي اين نوترون,ديگر هسته اي پايدار نيست وناگهان از هم شكافته مي شود اين هسته در طي فرآيند شكافت به دو يا چند هسته با جرم كوچكتر ,يعني به صورت هسته هاي عناصر نزديك به مركز جدول تناوبي تجزيه مي شود.به طور كلي در فرآيند شكافت اگر يك نوترون به هسته اصابت كند به طور ميانگين 5/?نوترون در اثر شكافت آزاد مي شود حال اگر ما تعداد نوترون هاي آزاد شده را 3 عدد فرض كنيم و مدت زمان لازم براي تحقق هر شكافت 01/0 ثانيه باشدمقدار اورانيوم مصرف شده در طي زمان يك ثانيه در حدود 10به توان 23 كيلوگرم خواهد بود !!! واضح است كه واكنش زنجيره اي شكافت ميتواند مقادير قابل توجهي از اورانيوم را در مدت زمان ناچيزي به انرزي تبديل كند.با توجه به توضيحات داده شده به وضوح مشخص است كه ما نيازي به توليد مستمر نوترون نداريم بلكه با اصابت اولين نوترون به هسته وآزاد شدن نوترون هاي ناشي از فرآيند شكافت ما ميتوانيم نوترون مورد نياز خود را بدست آوريم كه مسلما اين تعداد نوترون بسيار بيشتر از نياز ما خواهد بود. لازم به ذكر است كه به حداقل مقدار اورانيومي كه براي فرآيند شكافت لازم است جرم بحراني يا مقدار بحراني مي گويند واز به هم پيوستن دو يا چند جرم بحراني يك ابر جرم بحراني حاصل مي شود.

حال اگر بخواهيم واكنش زنجيره اي ادامه پيدا كند,حفظ يك اندازه بحراني براي ماده اوليه اورانيوم ضرورت دارد .در صورتي كه مقدار اورانيوم را خيلي كمتر از جرم بحراني بگيريم ,بيشتر نوترون هاي توليدي فرار خواهند كرد زيرا اين فرار به عواملي چون : شكل فيزيكي اورانيوم و جرم آن وابسته است و در نتيجه واكنش متوقف مي شود. از سوي ديگر اگر مقدار اورانيوم را فوق العاده زياد بگيريم مثلا به اندازه يك ابر جرم بحراني,تمام نوترون هاي توليدي در واكنش هاي بعدي شركت خواهند كرد وانرژي آزاد شده در يك فاصله زماني كوتاه آنچنان زياد خواهد شد كه نتيجه اي جز انفجار نخواهد داشت!! بين اين دو حالت يك خط فاصل وجود دارد:اگر بزرگي كره اورانيومي شكل را درست برابر اندازه بحراني بگيريم آنگاه از هر شكافت فقط يك نوترون براي شركت در شكافت بعدي باقي مي ماند در اين صورت واكنش با آهنگ ثابتي ادامه مي يابد. از خاصيت حالت سوم براي توجيح عملكرد نيروگاههاي هسته اي استفاده مي كنند. حال اگر به اندازه كافي اورانيوم 235 در اختيار داشته باشيم به آساني مي توانيم يك بمب ساده بسازيم !!!!! به اين شكل كه دو نيم كره از اورانيوم 235 را كه هر كدام به اندازه جرم بحراني است در دو انتهاي يك استوانه قرار ميدهيم و اين دو قطعه را بوسيله ساز وكاري كه خود طراحي كرده ايم ناگهان به يكديگر متصل مي كنيم كه در اين حالت ابر جرم بحراني تشكيل مي شود,حال اگر توسط دستگاه نوترون ساز نوتروني به هسته نزديك كنيم وقوع انفجار حتمي است!!

در عمل براي آنكه انفجاري بزرگ و موثر حاصل شود ريزه كاري هاي زيادي را بايد رعايت كرد.

در هر حال براي توضيح عملكرد نيروگاههاي هسته اي لازم به ذكر است راكتورهاي هسته اي را چنان طراحي ميكنند كه در آنها واكنش شكافت در شرايطي نزديك به حالت بحراني تحقق يابد. قلب راكتور اساسا متشكل است از سوخت(در اين مورد اورانيوم 235) كه در استوانه هاي مخصوص در بسته اي جا سازي شده اند. اين استوانه ها در ماده اي كه كند كننده ناميده مي شوند غوطه ورشده اند.كند كننده به منظور كند سازي و باز تاباندن نوترونهايي كه در واكنش شكافت توليد ميشوند مورد استفاده قرار ميگيرد كه متداول ترين آنها عبارتند از:آب,آب سنگين وكربن. كه در اينجااگر در آب معمولي (H2O) به جاي ايزوتوپ هيدروژن معمولي از ايزوتوپ هيدروژن دوتريم استفاده شود آب سنگين بدست مي آيد.

سرعت واكنش را نيز مي توان به كمك چند ميله كنترل كرد كه اين ميله ها در قلب راكتور قرار مي گيرند. اين ميله ها معمولا از ماده اي مانند كادميوم كه نوترون ها را بخوبي جذب ميكند ساخته مي شوند. براي آنكه آهنگ واكنش افزايش يابد ميله ها را تا حدودي از قلب راكتور بيرون مي آورند ,براي كاستن از سرعت واكنش و يا متوقف ساختن آن,ميله ها را بيشتر در قلب راكتور فرو ميبرند.در نهايت واكنش صورت گرفته در راكتور به صورت گرماي بسيار زيادي ظاهر مي شود بنابراين طبيعي است كه راكتور ها همانند يك كوره عمل كنند وسوختش به جاي گاز,نفت ويا ذغال سنگ ,اورانيوم 235 باشد. گرماي توليد شده را به كمك جريان سيالي كه از قلب راكتور ميگذرد به محفظه مبادله كننده گرما كه در آن آب وجود دارد منتقل ميكنند و درآنجا آب داخل مبادله كننده را تبخير ميكنند ;بخار متراكم شده پس از به گردش درآوردن توربين ژنراتورهاي مولد برق,مجددا به داخل محفظه مبادله كننده باز ميگردد.البته سيال گرم شده چون از قلب راكتور مي گذرد و درآنجا در معرض تابش پرتوهاي راديواكتيو قرار ميگيرد مستلزم مراقبت هاي ويژه است.

و اما نكاتي جالب در مورد بمب هاي هسته اي

منطقه انفجار بمب هاي هسته اي به پنج قسمت تقسيم ميشود:1- منطقه تبخير 2- منطقه تخريب كلي 3- منطقه آسيب شديد گرمايي 4- منطقه آسيب شديد انفجاري 5- منطقه آسيب شديد باد وآتش . كه در منطقه تبخير درجه حرارتي معادل سيصد ميليون درجه سانتيگراد !!! بوجود مي آيد و اگر هر چيزي از فلز گرفته تا انسان وحيوان در اين درجه حرارت قرار بگير آتش نميگيرد بلكه بخار مي شود!!!!

اثرات زيانبار اين انفجار حتي تا شعاع پنجاه كيلومتري وجود دارد و موج انفجار آن كه حامل انرژي زيادي است مي تواند ميليون ها دلار از تجهيزات الكترونيكي پيشرفته نظير: ماهواره ها و يا سيستم هاي مخابراتي را به مشتي آهن پاره تبديل كند و همه آنها را از كار بيندازد.

اينها همه اثرات ظاهري بمب هاي هسته اي بود پس از انفجار تا سال هاي طولاني تشعشعات زيانبار راديواكتيو مانع ادامه حيات موجودات زنده در محل هاي نزديك به انفجار مي شود.

راديو اكتيو از سه پرتو آلفا,بتا و گاما تشكيل شده است كه نوع گاماي آن از همه خطرناك تر است و با توجه به فركانس بسيار بالا ,جرم و انرژي بالايي كه دارد اگر به بدن انسان برخورد كند از ساختار سلولي آن عبور كرده و در مسير حركت خود باعث تخريب ماده دزوكسي ريبو نوكلوئيك اسيد يا همان DNA و سرانجام زمينه را براي پيدايش انواع سرطان ها,سندرم ها ونقايص غير قابل درمان ديگر فراهم مي كند وحتي اين نقايص به نسلهاي آينده نيز منتقل خواهد شد.

و اما كاربرد تشعشعات راديواكتيو چيست؟

بسياري از محصولات توليدي واكنش شكافت هسته اي شديدا ناپايدارند و در نتيجه ,قلب راكتور محتوي مقادير زيادي نوترون پر انرژي ,پرتوهاي گاما,ذرات بتا وهمچنين ذرات ديگر است. هر جسمي كه در راكتور گذاشته شود ,تحت بمباران اين همه تابشهاي متنوع قرار ميگيرد. يكي از موارد استعمال تابش راكتور توليد پلوتونيوم 239 است .اين ايزوتوپ كه نيمه عمري در حدود24000سال دارد به مقدار كمي در زمين يافت مي شود . پلوتونيوم 239 از لحاظ قابليت شكافت خاصيتي مشابه اورانيوم دارد.براي توليد پلوتونيوم239,ابتدا اورانيوم 238 را در قلب راكتور قرار مي دهند كه در نتيجه واكنش هايي كه صورت مي گيرد ,اورانيوم239 بوجود مي آيد.اورانيوم 239 ايزوتوپي ناپايدار است كه با نيمه عمري در حدود 24 دقيقه,از طريق گسيل ذره بتا ,به نپتونيوم 239 تبديل مي شود . نپتونيوم 239 نيز با نيمه عمر 2/4 روز و گسيل ذره بتا واپاشيده و به محصول نهايي يعني پلوتونيوم 239 تبديل مي شود.در اين حالت پلوتونيوم239 همچنان با مقاديري اورانيوم 238 آميخته است اما اين آميزه چون از دو عنصر مختلف تشكيل شده است ,بروش شيميايي قابل جدا سازي است.امروزه با استفاده از تابش راكتور صدها ايزوتوپ مفيد ميتوان توليد كردكه بسياري از اين ايزوتوپ هاي مصنوعي را در پزشكي بكار ميبريم. در پايان بايد بگوئيم اثرات زيانبار انفجار هاي اتمي و تشعشعات ناشي از آن باعث آلودگي آبهاي زير زميني ,زمين هاي كشاورزي و حتي محصولات كشاورزي مي شود ولي با همه اين مضرات اورانيوم عنصري است ارزشمند;زيرا در كنار همه سواستفاده ها مي توان از آن به نحوي احسن و مطابق با معيارهاي بشر دوستانه استفاده نمود. فراموش نكنيد از اورانيوم و پلوتونيوم مي توان استفاده هاي صلح آميز نيز داشت چرا كه از انرژي يك كيلوگرم اورانيوم 235 مي توان چهل هزار كيلو وات ساعت ! الكتريسيته توليد كرد كه معادل مصرف ده تن ذغال سنگ يا 50000گالن نفت است!!!!!!!!

به نقل ار سي پي اچ

منبع :hessam-ghahramani-el.blogfa.com

نیروگاه اتمی - بمب اتمی

نیروگاه اتمی در واقع یک بمب اتمی است که به کمک میله‌های مهارکننده و خروج دمای درونی بوسیله مواد ‏خنک کننده مثل آب و گاز ، تحت کنترل در آمده است. اگر روزی این میله‌ها و یا پمپهای انتقال دهنده مواد ‏خنک کننده وظیفه خود را درست انجام ندهند، سوانح متعددی بوجود می‌آید و حتی ممکن است نیروگاه نیز ‏منفجر شود، مانند فاجعه نیروگاه چرنوبیل شوروی سابق.

 

دید کلی

طی سالهای گذشته اغلب کشورها به استفاده از این نوع انرژی هسته‌ای 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 ‏مهمتری 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 موقتا مجبور به تجدید نظر در ‏برنامه‌های اتمی خود کرد.

‏

ساختار نیروگاه اتمی

نیروگاه اتمی از مواد مختلفی شکل گرفته است که همه آنها نقش اساسی و مهم در تعادل و ادامه حیات آن را دارند. ‏این مواد عبارتند از:

ماده سوخت

ماده سوخت متشکل از اورانیوم طبیعی ، اورانیوم غنی شده ، اورانیوم و پلوتونیم است. که سوختن اورانیوم بر ‏اساس واکنش شکافت هسته‌ای صورت می‌گیرد.‏

نرم کننده‌ها

‎‏نرم کننده‌ها موادی هستند که برخورد نوترون های حاصل از شکست با آنها الزامی است و ‏برای کم کردن انرژی این نوترون ها به کار می روند. زیرا احتمال واکنش شکست پی در پی به ازای ‏نوترون های کم انرژی بیشتر می شود. آب سنگین (D₂O) یا زغال سنگ (گرافیت) به عنوان نرم کننده نوترون ‏بکار برده می‌شوند.‏

میله‌های مهارکننده

این میله‌ها از مواد جاذب نوترون درست شده‌اند و وجود آنها در داخل راکتور اتمی ‏الزامی است و مانع افزایش ناگهانی تعداد نوترونها در قلب راکتور می‌شوند. اگر این میله‌ها کار اصلی خود را ‏انجام ندهند، در زمانی کمتر از چند هزارم ثانیه قدرت راکتور چند برابر شده و حالت انفجاری یا دیورژانس ‏راکتور پیش می‌آید. این میله ها می توانند از جنس عنصر کادمیم و یا بور باشند.‏

مواد خنک کننده یا انتقال دهنده انرژی حرارتی

این مواد انرژی حاصل از شکست اورانیوم را به خارج ‏از راکتور انتقال داده و توربینهای مولد برق را به حرکت در می آورند و پس از خنک شدن مجدداً به داخل ‏راکتور برمی گردند. البته مواد در مدار بسته و محدودی عمل می کنند و با خارج از محیط رآکتور تماسی ندارند. ‏این مواد می توانند گاز CO₂ ، آب ، آب سنگین ، هلیوم گازی و یا سدیم مذاب باشند.‏

 

طرز کار نیروگاه اتمی

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 ²³⁵U 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 دو تکه شکست و تعدادی نوترون می‌شود.

بطور متوسط تعداد نوترونها به ازای هر 100 اتم شکسته شده 247 عدد است و این نوترونها اتمهای ‏دیگر را می‌شکنند و اگر کنترلی در مهار کردن تعداد آنها نباشد واکنش شکست در داخل توده اورانیوم به ‏صورت زنجیره‌ای انجام می‌شود 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 ‏‎ Mev‎‏200 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 زنجیره‌ای انجام شود، در کمتر از هزارم ثانیه مشابه بمب اتمی عمل خواهد کرد. اما ‏اگر تعداد شکستها 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 بوجود می‌آید. ‏

نمونه عملی

نیروگاهی که دارای 10 تن اورانیوم طبیعی است قدرتی معادل با 100 مگاوات خواهد داشت و بطور متوسط ‏‏105 گرم ²³⁵U در روز در این نیروگاه شکسته می شود و همانطور که قبلا گفته شد در اثر جذب ‏نوترون بوسیله ایزوتوپ ²³⁹U ، ²³⁸U بوجود می‌آمد که بعد از دو بار انتشار ذرات بتا (‏الکترون) به ²³⁹Pu تبدیل می‌شود که خود مانند ²³⁵U شکست پذیر است. در این عمل 70 گرم ‏پلتونیوم حاصل می‌شود.

ولی اگر نیروگاه سورژنراتور باشد و تعداد نوترونهای موجود در نیروگاه زیاد باشند مقدار جذب به مراتب ‏بیشتر از این خواهد بود و مقدار پلتونیومهای بوجود آمده از مقدار آنهایی که شکسته می‌شوند بیشتر خواهند ‏بود. در چنین حالتی بعد از پیاده کردن میله‌های سوخت می‌توان پلتونیوم بوجود آمده را از اورانیوم و ‏فرآورده‌های شکست را به کمک واکنشهای شیمیایی بسیار ساده جدا و به منظور تهیه بمب اتمی ذخیره کرد.

برق هسته ای

 

سهم برق هسته‌ای در تولید برق کشورها

کشورهای مختلف در تولید برق هسته‌ای روند گوناگونی داشته‌اند. به عنوان مثال کشور انگلستان که تا سال 1965 پیشرو در ساخت نیروگاه اتمی بود، پس از آن تاریخ ، ساخت نیروگاه اتمی در این کشور کاهش یافت، اما برعکس در آمریکا به اوج خود رسید. کشور آمریکا که تا اواخر دهه 1960 تنها 17 نیروگاه اتمی داشت، در طول دهه های 1970و 1980 بیش از 90 نیروگاه اتمی دیگر ساخت. این مسئله نشان دهنده افزایش شدید تقاضای انرژی در آمریکاست. هزینه تولید برق هسته‌ای در مقایسه با تولید برق از منابع دیگر انرژی در آمریکا کاملا قابل رقابت می‌باشد.

هم اکنون فرانسه با داشتن سهم 75 درصدی برق هسته‌ای از کل تولید برق خود در صدر کشورهای جهان قرار دارد. پس از آن به ترتیب لیتوانی (73 درصد) ، بلژیک (57 درصد) ، بلغارستان و اسلواکی (47 درصد) و سوئد (48.6 درصد) می‌باشند. آمریکا نیز حدود 20 درصد از تولید برق خود را به برق هسته‌ای اختصاص داده است. گرچه ساخت نیروگاههای هسته‌ای و تولید برق هسته‌ای در جهان از رشد انفجاری اواخر دهه 1960 تا اواسط 1980 برخوردار نیست، اما کشورهای مختلف همچنان درصدد تأمین انرژی مورد نیاز خود از طریق انرژی هسته‌ای می‌باشند.

طبق پیش بینیهای به عمل آمده روند استفاده از برق هسته‌ای تا دهه‌های آینده همچنان روند صعودی خواهد داشت. در این زمینه ، منطقه آسیا و اروپای شرقی به ترتیب مناطق اصلی جهان در ساخت نیروگاه هسته‌ای خواهند بود. در این راستا ، ژاپن با ساخت نیروگاههای اتمی با ظرفیت بیش از 25000 مگا وات در صدر کشورها قرار دارد. پس از آن چین ، کره جنوبی ، قزاقستان ، رومانی ، هند و روسیه جای دارند. استفاده از انرژی هسته‌ای در کشورهای کاندا ، آرژانتین ، فرانسه ، آلمان ، آفریقای جنوبی ، سوئیس و آمریکا تقریبا روند ثابتی را طی دو دهه آینده طی خواهد کرد.

دیدگاههای اقتصادی و زیست محیطی برق هسته‌ای

جمهوری اسلامی ایران در فرآیند توسعه پایدار خود به تکنولوژی هسته‌ای چه از لحاظ تأمین نیرو و ایجاد جایگزینی مناسب در عرصه انرژی و چه از نظر دیگر بهره برداریهای صلح آمیز آن در زمینه‌های صنعت ، کشاورزی ، پزشکی و خدمات نیاز مبرم دارد که تحقق این رسالت مهم به عهده سازمان انرژی اتمی ایران می‌باشد. بدیهی است در زمینه کاربرد انرژی هسته‌ای به منظور تأمین قسمتی از برق مورد نیاز کشور قیود و فاکتورهای بسیار مهمی از جمله مسایل اقتصادی و زیست محیطی مطرح می‌گردند.

دیدگاه اقتصادی استفاده از برق هسته‌ای

امروزه کشورهای بسیاری بویژه کشورهای اروپایی سهم قابل توجهی از برق مورد نیاز خود را از انرژی هسته‌ای تأمین می‌نمایند. بطوری که آمار نشان می‌دهد از مجموع نیروگاههای هسته‌ای نصب شده جهت تأمین برق در جهان به ترتیب 35 درصد به اروپای غربی ، 33 درصد به آمریکای شمالی ، 16.5 درصد به خاور دور ، 13درصد به اروپای شرقی و نهایتا فقط 0.74 درصد به آسیای میانه اختصاص دارد. بدون شک در توجیه ضرورت ایجاد تنوع در سیستم عرضه انرژی کشورهای مذکور ، انرژی هسته‌ای به عنوان یک گزینه مطمئن اقتصادی مطرح است.

بنابراین ابعاد اقتصادی جایگزینی نیروگاههای هسته‌ای با توجه به تحلیل هزینه تولید (قیمت تمام شده) برق در سیستمهای مختلف نیرو قابل تأمل و بررسی است. از اینرو در اغلب کشورها ، نیروگاههای هسته‌ای با عملکرد مناسب اقتصادی خود از هر لحاظ با نیروگاههای سوخت فسیلی قابل رقابت می‌باشند. بهرحال طی چند دهه گذشته کاهش قیمت سوختهای فسیلی در بازارهای جهانی ، سبب افزایش هزینه‌های ساخت نیروگاههای هسته‌ای به دلیل تشدید مقررات و ضوابط ایمنی ، طولانیتر شدن مدت ساخت و بالاخره باعث ایجاد مشکلات تأمین مالی لازم و بالا رفتن قیمت تمام شده هر واحد الکتریسیته در این نیروگاهها شده است.

از یک طرف مشاهده می‌شود که طی این مدت حدود 40 درصد از هزینه‌های چرخه سوخت هسته‌ای کاهش یافته است و از سویی دیگر با توجه به پیشرفتهای فنی و تکنولوژی حاصل از طرحهای استاندارد و برنامه ریزیهای دقیق به منظور تأمین سرمایه اولیه مورد نیاز مطمئن و به هنگام احداث چند واحد در یک سایت برای صرفه‌ جوییهای ناشی از مقیاس مربوط به تأسیسات و تسهیلات مشترک مورد نیاز در هر نیروگاه ، همچنان مزیت نیروگاههای اتمی از دیدگاه اقتصادی نسبت به نیروگاههای با سوخت فسیلی در اغلب کشورها حفظ شده است.

دیدگاه زیست محیطی استفاده از برق هسته‌ای

افزایش روند روزافزون مصرف سوختهای فسیلی طی دو دهه اخیر و ایجاد انواع آلاینده‌های خطرناک و سمی و انتشار آن در محیط زیست انسان ، نگرانیهای جدی و مهمی برای بشر در حال و آینده به دنبال دارد. بدیهی است که این روند به دلیل اثرات مخرب و مرگبار آن در آینده تداوم چندانی نخواهد داشت. از اینرو به جهت افزایش خطرات و نگرانیها تدریجی در مورد اثرات مخرب انتشار گازهای گلخانه‌ای ناشی از کاربرد فرآیند انرژیهای فسیلی ، واضح است که از کاربرد انرژی هسته‌ای بعنوان یکی از رهیافتهای زیست محیطی برای مقابله با افزایش دمای کره زمین و کاهش آلودگی محیط زیست یاد می‌شود. همچنانکه آمار نشان می‌دهد، در حال حاضر نیروگاههای هسته‌ای جهان با ظرفیت نصب شده فعلی توانسته‌اند سالانه از انتشار 8 درصد از گازهای دی اکسید کربن در فضا جلوگیری کنند که در این راستا تقریبا مشابه نقش نیروگاههای آبی عمل کرده‌اند.

چنانچه ظرفیتهای در دست بهره برداری فعلی تولید برق نیروگاههای هسته‌ای ، از طریق نیروگاههای با خوراک ذغال سنگ تأمین می‌شد، سالانه بالغ بر 1800 میلیون تن دی اکسید کربن ، چندین میلیون تن گازهای خطرناک دی اکسید گوگرد و نیتروژن ، حدود 70 میلیون تن خاکستر و معادل 90 هزار تن فلزات سنگین در فضا و محیط زیست انسان منتشر می‌شد که مضرات آن غیرقابل انکار است. لذا در صورت رفع موانع و مسایل سیاسی مربوط به گسترش انرژی هسته‌ای در جهان بویژه در کشورهای در حال توسعه و جهان سوم ، این انرژی در دهه‌های آینده نقش مهمی در کاهش آلودگی و انتشار گازهای گلخانه‌ای ایفا خواهد نمود.

در حالیکه آلودگیهای ناشی از نیروگاههای فسیلی سبب وقوع حوادث و مشکلات بسیار زیاد بر محیط زیست و انسانها می‌شود، سوخت هسته‌ای گازهای سمی و مضر تولید نمی‌کند و مشکل زباله‌های اتمی نیز تا حد قابل قبولی رفع شده است، چرا که در مورد مسایل پسمانداری با توجه به کم بودن حجم زباله‌های هسته‌ای و پیشرفتهای علوم هسته‌ای بدست آمده در این زمینه در دفن نهایی این زباله‌ها در صخره‌های عمیق زیرزمینی با توجه به حفاظت و استتار ایمنی کامل ، مشکلات موجود تا حدود زیادی از نظر فنی حل شده است و طبیعتا در مورد کشور ما نیز تا زمان لازم برای دفع نهایی پسماندهای هسته‌ای ، مسائل اجتماعی باقیمانده از نظر تکنولوژیکی کاملا مرتفع خواهد شد.

از سوی دیگر بنظر می‌رسد که بیشترین اعتراضات و مخالفتها در زمینه استفاده از انرژی اتمی بخاطر وقوع حوادث و انفجارات در برخی از نیروگاههای هسته‌ای نظیر حادثه اخیر در نیروگاه چرنوبیل می‌باشد، این در حالی است که براساس مطالعات بعمل آمده احتمال وقوع حوادثی که منجر به مرگ عده‌ای زیاد بشود نظیر تصادف هوایی ، شکسته شدن سدها ، انفجارات زلزله ، طوفان ، سقوط سنگهای آسمانی و غیره ، بسیار بیشتر از وقایعی است که نیروگاههای اتمی می‌توانند باعث گردند.

به هر حال در مورد مزایای نیروگاههای هسته‌ای در مقایسه با نیروگاههای فسیلی صرفنظر از مسایل اقتصادی علاوه بر اندک بودن زباله‌های آن می‌توان به تمیزتر بودن نیروگاههای هسته‌ای و عدم آلایندگی محیط زیست به آلاینده‌های خطرناکی نظیر SO₂ ، NO₂ ، CO ، CO₂ پیشرفت تکنولوژی و استفاده هرچه بیشتر از این علم جدید ، افزایش کارایی و کاربرد تکنولوژی هسته‌ای در سایر زمینه‌های صلح آمیز در کنار نیروگاههای هسته‌ای اشاره نمود.

مقایسه هزینه‌های اجتماعی تولید برق در نیروگاههای فسیلی و اتمی

در مجموع ارزیابیهای اقتصادی و مطالعات بعمل آمده در مورد مقایسه هزینه تولید (قیمت تمام شده) برق در نیروگاههای رایج فسیلی کشور و نیروگاه اتمی نشان می‌دهد که قیمت این دو نوع منبع انرژی صرفنظر از هزینه‌های اجتماعی ، تقریبا نزدیک به هم و قابل رقابت با یکدیگر هستند. چنانچه قیمت مصرف انرژیهای فسیلی برای نیروگاههای کشور برمبنای قیمتهای متعارف بین المللی منظور شوند و همچنین در شرایطی که نرخ تسعیر هر دلار در کشور 8000 ریال تعیین گردد، هزینه تولید (قیمت تمام شده) هر کیلووات ساعت برق در نیروگاههای فسیلی و اتمی بشرح زیر می باشد.

در تازه‌ترین مطالعه‌ای که برای تعیین هزینه‌های اجتماعی نیروگاههای هسته‌ای در 5 کشور اروپایی بلژیک ، آلمان ، فرانسه ، هلند و انگلستان صورت گرفته است، میزان هزینه‌های اجتماعی ناشی از نیروگاههای هسته‌ای در مقایسه با نیروگاههای فسیلی بسیار پائین است. در این مطالعه هزینه‌های خارجی هر کیلووات ساعت برق تولیدی در نیروگاههای هسته‌ای در حدود 0.39 سنت( معادل 31.2 ریال) برآورده شده است. بنابراین در صورتیکه هزینه‌های اجتماعی تولید برق را در ارزیابیهای اقتصادی نیروگاههای فسیلی و هسته‌ای منظور نمائیم قطعا قیمت تمام شده هر کیلووات ساعت برق در نیروگاه هسته‌ای نسبت به فسیلی بطور قابل ملاحظه‌ای کاهش خواهد یافت.

به هر حال نیروگاههای فسیلی و هسته‌ای هر کدام دارای مزایا و معایب خاص خود می‌باشند و ایجاد هر یک متناسب با مقتضیات زمانی و مکانی هر کشور خواهد بود و انتخاب نهایی و تصمیم گیری در این زمینه می‌بایست با توجه به فاکتورهایی از قبیل عوامل تکنولوژیکی ، ارزشی ، سیاسی ، اقتصادی و زیست محیطی توأما اتخاذ گردد. قدر مسلم ایجاد تنوع در سیستم عرضه و تأمین انرژی از استراتژیهای بسیار مهم در زمینه توسعه سیستم پایدار انرژی در هر کشور محسوب می شود. در این راستا با توجه به بررسیهای صورت گرفته ، شورای انرژی اتمی کشور مصمم به ایجاد نیروگاههای اتمی به ظرفیت کل 6000 مگاوات در سیستم عرضه انرژی کشور تا سال 1400 هجری شمسی می‌باشد.