چرخه سوخت هسته اى چيست؟

واضح آرشیو وب فارسی:پی سی سیتی: چرخه سوخت هسته اى چيست؟ (http://www.parsacloob.com/2010123016646/%D9%81%DB%8C%D8%B2%DB%8C%DA%A9/%DA%86%D8%B1%D8%AE%D9%87-%D8%B3%D9%88%D8%AE%D8%AA-%D9%87%D8%B3%D8%AA%D9%87-%D8%A7%D9%89-%DA%86%D9%8A%D8%B3%D8%AA%D8%9F/)

فیزیک (http://www.parsacloob.com/%D8%B9%D9%86%D9%88%D8%A7%D9%86/%D9%81%DB%8C%D8%B2%DB%8C%DA%A9/) اورانيومى كه از زمين استخراج مى شود، بلافاصله قابل استفاده در نيروگاه هاى توليد انرژى نيست. براى آنكه بتوان بيشترين بازده را از اورانيوم به دست آورد، فرآيندهاى مختلفى روى سنگ معدن اورانيوم صورت مى گيرد تا غلظت ايزوتوپ U235 كه قابل شكافت است، افزايش يابد. چرخه سوخت اورانيوم نسبت به سوخت هاى رايج ديگر، از جمله زغال سنگ، نفت و گاز طبيعى به مراتب پيچيده تر و متمايزتر است. چرخه سوخت اورانيوم را چرخه سوخت هسته اى نيز مى گويند. چرخه سوخت هسته اى از دو بخش انتهاى جلويى و انتهاى عقبى Front end) و (Back end تشكيل شده است. انتهاى جلويى چرخه، مراحلى است كه منجر به آماده سازى اورانيوم به عنوان سوخت رآكتور هسته اى مى شود و شامل استخراج از معدن، آسياب كردن، تبديل، غنى سازى و توليد سوخت است. هنگامى كه اورانيوم به عنوان سوخت مصرف شد و انرژى از آن به دست آمد، انتهاى عقبى چرخه آغاز مى شود تا ضايعات هسته اى به انسان و محيط زيست آسيبى نرسانند. اين بخش عقبى شامل انباردارى موقتى، بازفرآورى كردن و انبار نهايى است.
• اكتشاف و استخراج
ذخاير طبيعى اورانيوم، سنگ معدن اورانيوم است كه بر اساس مقدار قابل استحصال از معدن محاسبه مى شود. با تكنيك ها و روش هاى زمين شناسى، معدن اورانيوم شناسايى مى شود و نمونه هايى از سنگ معدن به آزمايشگاه فرستاده مى شود. در آنجا، محلولى از سنگ معدن تهيه مى كنند و اورانيوم ته نشين شده را مورد بررسى قرار مى دهند تا بفهمند چه مقدار اورانيوم را مى توان از آن معدن استخراج كرد و چقدر هزينه مى برد. اورانيوم موجود در طبيعت معمولاً از دو ايزوتوپ U235 و U238 تشكيل مى شود كه فراوانى آنها به ترتيب ۷۱/۰ درصد و ۲۸/۹۹ درصد است. هنگامى كه معدن شناسايى شد، به سه روش مى توان اورانيوم را استخراج كرد. استخراج از سطح زمين، استخراج از معادن زيرزمينى و تصفيه در معدن. دو روش نخست همانند ديگر روش هاى استخراج فلزات هستند ولى در روش سوم كه در ايالات متحده استفاده مى شود، سنگ معدن در خود معدن تصفيه مى شود و اورانيوم به دست مى آيد. سنگ معدن اورانيوم معمولاً از اكسيد اورانيوم (U3O8) تشكيل شده است و غلظت آن در سنگ معدن بين ۰۵/۰ تا ۳/۰ درصد تغيير مى كند. البته اين تنها منبع اورانيوم نيست. اورانيوم در برخى معادن فسفات با منشاء دريايى نيز وجود دارد كه البته فراوانى بسيار كمى دارد، به طورى كه حداكثر به ۲۰۰ ذره در يك ميليون ذره مى رسد. از آنجايى كه اين معادن فسفات مقادير انبوهى توليد دارند، مى توان اورانيوم را با قيمت معقولى استحصال كرد.

• آسياب كردن
پس از استخراج سنگ معدن، تكه سنگ ها به آسياب فرستاده مى شود تا خوب خرد شده، خرده سنگ هايى با ابعاد يكسان توليد شود. اورانيوم توسط اسيد سولفوريك از ديگر اتم ها جدا مى شود، محلول غنى شده از اورانيوم تصفيه و خشك مى شود. محصول به دست آمده، كنسانتره جامد اورانيوم است كه كيك زرد ناميده مى شود.
• تبديل
كيك زرد جامد است، ولى مرحله بعد (غنى سازى) از تكنولوژى بخصوصى بهره مى برد كه نيازمند حالت گازى است. بنابراين كنسانتره اكسيد اورانيوم جامد طى فرآيندى شيميايى به هگزافلورايد اورانيوم (UF6) تبديل مى شود. UF6 در دماى اتاق جامد است، ولى در دمايى نه چندان بالا به گاز تبديل مى شود.

• غنى سازى
براى ادامه يك واكنش زنجيره اى هسته اى در قلب يك رآكتور آب سبك، غلظت طبيعى اورانيوم ۲۳۵ بسيار اندك است. براى آنكه UF6 به دست آمده در مرحله تبديل، به عنوان سوخت هسته اى مورد استفاده قرار گيرد، بايد ايزوتوپ قابل شكافت آن را غنى كرد. البته سطح غنى سازى بسته به كاربرد سوخت هسته اى متفاوت است. براى يك رآكتور آب سبك، سوختى با ۵ درصد اورانيوم ۲۳۵ مورد نياز است، درحالى كه در يك بمب اتمى، سوخت هسته اى بايد حداقل ۹۰ درصد غنى شده باشد. غنى سازى با استفاده از يك يا چند روش جداسازى ايزوتوپ هاى سنگين و سبك صورت مى گيرد. در حال حاضر، دو روش رايج براى غنى سازى اورانيوم وجود دارد كه عبارتند از انتشار گاز و سانتريفوژ گاز. در روش انتشار گازى (ديفيوژن)، گاز طبيعى UF6 با فشار بالا از يك سرى سدهاى انتشارى عبور مى كند. اين سد ها كه غشاهاى نيمه تراوا هستند، اتم هاى سبك تر را با سرعت بيشترى عبور مى دهند. در نتيجه ۲۳۵UF6 سريع تر از ۲۳۸UF6 عبور مى كند. با تكرار اين فرآيند در مراحل مختلف، گازى نهايى به دست مى آيد كه غلظت U235 بيشترى دارد. مهم ترين عيب اين روش اين است كه جداسازى ايزوتوپ هاى سبك در هر مرحله نرخ نسبتاً پايينى دارد، لذا براى رسيدن به سطح غنى سازى مطلوب بايد اين فرآيند را به دفعات زيادى تكرار كرد كه اين خود نيازمند امكانات زياد و مصرف بالاى انرژى الكتريكى است و بالتبع هزينه عمليات نيز بسيار افزايش خواهد يافت. در روش سانتريفوژ گاز، گاز UF6 را به مخزن هايى استوانه اى تزريق مى كنند و گاز را با سرعت بسيار زيادى مى چرخانند. نيروى گريز از مركز موجب مى شود ۲۳۵Uf6 كه اندكى از ۲۳۸UF6 سبك تر است، از مولكول سنگين تر جدا شود. اين فرآيند در مجموعه اى از مخزن ها صورت مى گيرد و در نهايت، اورانيوم با سطحى غنى شده مطلوب به دست مى آيد. هر چند روش سانتريفوژ گازى نيازمند تجهيزات گرانقيمتى است، هزينه انرژى آن نسبت به روش قبلى كمتر است. امروزه فناورى هاى غنى سازى جديدى نيز توسعه يافته است كه همگى بر پايه استفاده از ليزر پيشرفت كرده اند. اين روش ها كه روش جداسازى ايزوتوپ با ليزر بخار اتمى (AVLIS) و جداسازى ايزوتوپ با ليزر مولكولى (MLIS) نام دارند، مى توانند مواد خام بيشترى را در هر مرحله غنى كنند و سطح غنى سازى آنها نيز بالاتر است.

(http://www.parsacloob.com/)
• ساخت ميله هاى سوخت
توليد ميله سوخت، آخرين مرحله انتهاى جلويى در چرخه سوخت هسته اى است. اورانيوم غنى شده كه هنوز به شكل UF6 است، بايد به پودر دى اكسيد اورانيوم (۲ UO) تبديل شود تا به عنوان سوخت هسته اى قابل استفاده باشد، پودر ۲ UOسپس فشرده مى شود و به شكل قرص درمى آيد. قرص ها در معرض حرارت با دماى بالا قرار مى گيرند تا به قرص هاى سراميكى سخت تبديل شوند. پس از طى چند فرآيند فيزيكى، قرص هايى سراميكى با ابعاد يكسان حاصل مى شود. حال، متناسب با طراحى رآكتور و نوع سوخت مورد نياز، اين قرص هاى كوچك را دسته دسته كرده و در لوله اى بخصوص قرار مى دهند. اين لوله از آلياژ بخصوصى ساخته شده است كه در برابر خوردگى بسيار مقاوم است و در عين حال از رسانايى حرارتى بسيار بالايى برخوردار است. حال ميله سوخت آماده شده است و براى استفاده در رآكتور به نيروگاه فرستاده مى شود.

• انتهاى عقبى چرخه سوخت هسته اى: مديريت زباله هاى هسته اى
در نيروگاه هسته اى هم مثل ديگر فعاليت هاى بشرى، ضايعاتى توليد مى شود كه به دليل حساسيت مضاعف زباله هاى راديواكتيو، مديريت اين ضايعات بايد تحت قوانين و محدوديت هاى خاصى صورت بگيرد. در هر هشت مگاوات ساعت انرژى الكتريكى توليد شده در نيروگاه هسته اى، ۳۰ گرم زباله راديواكتيو به وجود مى آيد. براى توليد همين مقدار برق با استفاده از زغال سنگ پركيفيت، هشت هزار كيلوگرم دى اكسيد كربن توليد مى شود كه در دما و فشار جو، ۳ استخر المپيك را پر مى كند. مى بينيد حجم زباله هاى راديواكتيو بسيار كمتر است، ولى خطر آنها به مراتب بيشتر است و مراقبت از آنها ضرورى تر و دشوارتر. زباله هاى راديواكتيو بر اساس مقدار و نوع ماده راديواكتيو به ۳ گروه تقسيم مى شوند:
الف _ سطح پايين: لباس هاى حفاظتى، لوازم، تجهيزات و *****هايى كه حاوى مواد راديواكتيو با عمر كوتاه هستند. اينها نيازى به پوشش حفاظتى ندارند و معمولاً فشرده شده يا آتش زده مى شوند و در چاله هاى كم عمق دفن شده و انبار مى شوند.
ب- سطح متوسط: رزين ها، پسمانده هاى شيميايى، پوشش ميله سوخت و مواد نيروگاه هاى برق هسته اى جزء زباله هاى سطح متوسط طبقه بندى مى شوند. اينها عموماً عمر كوتاهى دارند، ولى نياز به پوشش محافظ دارند. اين زباله ها را مى توان درون بتن قرار داد و در مخزن زباله ها گذاشت.
ج _ سطح بالا: همان سوخت مصرف شده رآكتورها است و نياز به پوشش حفاظتى و سردسازى دارند. مراحل مديريت اين ضايعات عبارتند از:
• انباردارى موقتى
سوخت مصرف شده كه از رآكتور خارج مى شود، بسيار داغ و راديواكتيو است و تشعشع و يون هاى فراوانى را مى تاباند. از اين رو بايد هم آن را سرد كرد و هم از تابيدن پرتوهاى راديواكتيو آن به محيط جلوگيرى كرد. در كنار هر رآكتور، استخرهايى براى انبار كردن سوخت مصرف شده وجود دارد. اين استخرها، مخزن هايى بتنى مسلح به لايه هاى فولاد زنگ نزن هستند كه ۸ متر عمق دارند و پر از آب هستند. آب هم ميله هاى سوخت مصرف نشده را خنك مى كند و هم به عنوان پوشش حفاظتى در برابر تابش راديواكتيو عمل مى كند. به مرور زمان، شدت گرما و تابش راديواكتيو كاهش مى يابد، به طورى كه پس از چهل سال، به يك هزارم مقدار اوليه (زمانى كه از رآكتور خارج شده بود) مى رسد.
• بازفرآورى و انبار نهايى
۳ درصد سوخت مصرف شده در يك رآكتور آب سبك را ضايعات بسيار خطرناك راديواكتيو تشكيل مى دهد، ولى بقيه آن حاوى مقادير قابل توجهى U-235،Pu-239 وU-238 و ديگر مواد راديواكتيو است. اين مواد را مى توان با روش هاى شيميايى از يكديگر جدا كرد و اگر شرايط اقتصادى و قوانين حقوقى اجازه دهد، مى توان سوخت مصرف شده را براى تهيه سوخت هسته اى جديد بازيافت كرد. كارخانه هايى در فرانسه و انگلستان وجود دارند كه مرحله بازفرآورى سوخت نيروگاه هاى كشورهاى اروپايى و ژاپن را انجام مى دهند. البته اين كار در ايالات متحده ممنوع است. رايج ترين شيوه بازفرآورى PUREX نام دارد كه مخفف عبارت جداسازى اورانيوم و پلوتونيوم است. ابتدا ميله هاى سوختى را از يكديگر جدا مى كنند و در اسيد نيتريك حل مى كنند، سپس با استفاده از مخلوطى از فسفات ترى بوتيل و يك حلال هيدروكربن، اورانيوم و پلوتونيوم مصرف نشده را جدا مى كنند و به عنوان سوخت جديد به مراحل تهيه سوخت مى فرستند. ضايعات هسته اى سطح بالا را پس از جداسازى، حرارت مى دهند تا به پودر تبديل شود. پس از اين فرآيند كه آهى كردن خوانده مى شود، پودر را با شيشه مخلوط مى كنند تا ضايعات را در محفظه اى محبوس كند. اين فرآيند شيشه سازى نام دارد. شيشه مايع براى ذخيره سازى درون محفظه هايى از جنس فولاد ضدزنگ قرار مى گيرند و اين محفظه ها را در منطقه اى پايدار (از نظر جغرافيايى) انبار مى كنند. پس از يك هزار سال، شدت تابش هاى راديواكتيو ضايعات هسته اى به مقدار طبيعى كاهش پيدا مى كند. اين نقطه تا به امروز، انتهاى چرخه سوخت هسته اى است.
http://www.parsacloob.com/2010123016646/%D9%81%DB%8C%D8%B2%DB%8C%DA%A9/%DA%86%D8%B1%D8%AE%D9%87-%D8%B3%D9%88%D8%AE%D8%AA-%D9%87%D8%B3%D8%AA%D9%87-%D8%A7%D9%89-%DA%86%D9%8A%D8%B3%D8%AA%D8%9F/

این صفحه را در گوگل محبوب کنید

[ارسال شده از: پی سی سیتی]

[مشاهده در: www.p30city.net]

[تعداد بازديد از اين مطلب: 141]