مسعود عاطف
16th December 2008, 12:14 PM
چرخه سوخت هسته اي
اهميت اقتصادي انرژي هسته اي
مصرف جهاني انرژي در چند دهة اخير با افزايش شديدي روبرو بوده است ( خصوصا در دهه 1960 و در آينده نيز همراه با تغييرات منطقه اي در خور توجه به رشد خود ادامه خواهد داد .
مصرف انرژي در كشورهاي صنعتي آمريكاي شمالي و اروپاي غربي به موجب كوششهاي فراواني كه در راستاي صرفه جويي انرژي انجام مي گيرد .
در حال حاضر تا اندازه اي كاهش يافته است . از سوي ديگر رشد ساليانه مصرف انرژي در كشورهاي اروپاي شرقي و جهان سوم از 10 تا 80 درصد ( تفاوتهاي منطقه اي شديد ) برآورد مي شود .
اين وسئله را مي توان به كاهش قابل ملاحظه اي ذخيره انرژي در اين كشورها و افزايش جمعيت جهان ( سال 1985 : 10×5/4 نفر در سال 2000 حدود 10 × 4/6 نفر ) نسبت داد .
در حال حاضر نيازهاي انرژي اوليه جهاني عمدتا توسط منابع فسيلي ( نفت خام ، زغال سنگ و گاز طبيعي ) تأمين مي شود .
در سال 1983 سهم انرژي غير فسيلي فقط 2/4 درصد بوده است . حفظ منابع فوق به ويژه نفت خام و گاز طبيعي ضروري است . زيرا اين مواد صرفا به مقدار محدود در دسترس مي باشد و مي توان به غعنوان مواد اوليه صنايع شيميايي آلي از نفت خام و گاز طبيعي و 10% از زغال سنگ توليد مي شود . )
ذخاير جهاني زغال سنگ بسيار ديرتر ( سيصد سال يا بيشتر )
از نفت خام و گاز طبيعي ( حدود 40 تا 70 سال ) تمام خواهند شد و از طرفي به طور يكنواخت تر در قشر زمين پخش شده اند .
هر چند كه به دليل انتشار زياد دي اكسيد كربن ، دي اكسيد گوگرد و اكسيدهاي نيتروژن به محيط زيست ، استفاده بيش از حد آن مشكلات زيست محيطي را به دنبال خواهد داشت .
به ويژه آنكه ، انتشار دي اكسيد كربن به اتمسفر ( در سال 1980 حدود 10 × 23 تن در جهان ) در درازمدت سبب تغييرات آب و هوايي خواهد شد .
از اين رو منابع ديگر انرژي مانند انرژي خورشيدي ، نيروي باد ، انرژي امواج و انرژي هسته اي شديدا مورد توجه قرار گرفته اند .
سه منبع اول در مقادير نامحدود در دسترس مي باشند . هر چند كه هزينه آنها هم چنان بالا است ، اما انرژي هسته اي با چگالي انرژي بالاتر مي تواند به قيمت ارزان در تمام جهان مورد استفاده قرار گيرد .
به همين جهت انرژي هسته اي به ويژه براي توليد برق به طور روز افزون به كار گرفته که. ( حدود 20 تا 25 درصد انرژي اوليه براي توليد برق به كار مي رود . ) سهم انرژي هسته اي در توليد برق در برخي از كشورهاي صنعتي ارائه شده است . انرژي هسته اي حدود 15% كل توليد جهاني برق
( KWH 10× 7000 در سال 1986 را به خود اختصاص مي دهد . صرف نظر از اتفاقاتي كه در هريسبورگ ( ايالات متحده آمريكا ) و چرنوبيل ( شوروي سابق ) روي داد .
درصد فوق در آينده افزايش بيشتري خواهد يافت . واقعه اي كه در سال 1986 در چرنوبيل رخ داد ( جدي ترين واقعه در تارخ انرژي اتمي غير نظامي ) خئدشه اي بر مقبوليت انرژي هسته اي وارد نكرد .
هر چند كه اين واقعه سبب گشت تا بررسي دقيقي نسبت به حداقل استاندارد هاي ايمني هسته اي تحت نظارت سازمان بين المللي انرژي اتمي به عمل آيد .
علاوه بر حفظ منابع و كاهش وابستگي به نفت خام ، ارزاني نسبي برق توليد شده توسط انرژي هسته اي در مقايسه با سوختهاي فسيلي نيز استفاده بيشتر از انرژي هسته اي را توجيه مي نمايد .
به جز ايالات متحده آمريكا اين مسئله در مورد تمام كشورهاي صنعتي مهم صدق مي كند . در اين خصوص ملاحضات ملي بسيار متفاوتي در نظر گرفته شده است ( مثلا براي نيروگاه هاي زغال سنگ سوز :
گوگرد زدايي و حذف اكسيد نيتروژن از گازهاي سوخته و در نيروگاه هاي هسته اي غني سازي اورانيم بازآفريني آلمانهاي سوختي مصرف شده و مناسب سازي و انهدام زباله هاي راديواكتيو ) .
مقايسه هزينه هاي توليد برق در نيروگاه هاي هسته اي و زغال سنگ نشان مي دهد . كه هزينه سوخت براي احتراق زغال سنگ به مراتب بالاتر است .
در صورتي كه هزينه واحد توليدي در مورد نيروگاه هسته اي ( شامل انهدام يا دفع زباله ) به مقدار قابل ملاحظه اي بيشتر مي باشد .
كشور فرانسه كه از گسترده ترين برنامه هسته اي برخوردار است ، بيشترين سود را از انرژي هسته اي كسب مي كند .
به طوري كه هم اكنون اين كشور مقادير زيادي برق ( حدود 10×30 كيلو وات ساعت در سال ) به كشور هاي همسايه صادر مي نمايد .
( در سال 1992 ، با توجه به قيمت بازار آزاد برق اعلام شده در داخل EEC نتايج متغير گسترده اي در جوامع اقتصادي اروپاي غربي پديد آمد . ) .
اطلاعات عمومي درباره چرخه سوخت هسته اي
استفاده از انرژي توليد شده توسط شكافت هسته اي مستلزم به كارگيري فناوري هسته ي بسيار پيچيده اي است كه جزء كليدي آن را رآكتور هسته اي تشكيل مي دهد .
رآكتور كار آمد نياز تأمين سوخت هسته اي شكاف پذير ( اورانيم ، پلوتونيم ) و انهدام المانهاي سوختي مصرف شده ( و شديدا تحت تابش قرار گرفته ) مي باشد .
مراحل مجزاي فرآيند فيزيكي و شيميايي هسته اي در مديريت سوخت هسته اي اساسا توسط نوع رآكتور تعيين مي شود .
و به مين جهت ارتباط تنگاتنگي با خواص محصول شكافت و سوخت ويژه خواهد داشت . اين مراحل مي تواند به صورت زير تقسيم بندي شود :
1- توليد المان سوخت .
استخراج و پر عيار سازي كانه هاي اورانيم .
تبديل اورانيم پر عيار شده به فلوئوريد اورانيم ( VI )
غني سازي ايزوتوپ شكاف پذير اورانيم U235 از 7/% ( اورانيم طبيعي ) به حدود 2تا 4 درصد
تبديل فلوئوريد اورانيم ( VI ) به اكسيد اورانيم ( IV ) يا اورانيم فلزي ( سوخت هسته اي )
توليد المانسوخت
2- شكافت هسته اي مثل :
3- باز فرآوري و انهدام زباله :
جداسازي و بازگرداني اورانيم و پلوتونيم ( شكاف پذير ) تغيير نكرده كه در رآكتور توليد شده است .
بهينه سازي و ذخيره سازي نهايي و ايمن محصولات راديواكتيو حاصل از شكافت .
باز فرآوري المانهاي سوختي مصرف شده و بازگرداني اورانيم و پلوتونيم همراه ، چرخه سوخت را كامل نموده و بهترين شكل بهره گيري از انرژي را ارائه مي مايد . هر چند كه اين مسائل هاكاملا ضروري نبوده و در تعدادي از كشورهايي كه با خطر ازدياد اين مواد مسائل زيست محيطي ، ايمني و غيره روبه رو هستند .
مورد بحث مي باشد . به علاوه موارد فوق در انواع ر كتور ويژه ( رآكتورهاي كاندو ) مقرون به صرفه نبوده و هم اكنون در مورد برخي ديگر از رآكتورها ( رآكتورهاي دما بالا ) به لحاظ مسائل فني امكان پذير نيست .
ذخيره سازي نهايي و بي واسطه المانهاي سوخت هسته اي مصرف شده در مثلا سازنده هاي نمكي يا گرانيتي از جمله راه كارهاي ديگر به شمار مي آيد .
اين شيوه انهدام در ايالات متحده آمريكا ، كانادا و سوئد ترجيح داده مي شود اما قبل از آنكه بتوانند به عنوان يك امكان عملي مورد توجه قرار گيرد نيازمند توسعه گسترده خواهد بود .
از اين رو ، به كارگيري روش فوق تا پايان قرن حاضر بعيد به نظر مي رسد .
فراواني اورانيم و توريم .
اورانيم و توريم سوختهاي هسته اي شكاف پذير هستند كه به طور گسترده به صورت طبيعي يافت مي شوند .
پلوتونيم صرفا از طريق فرآيندهاي بارآورندگي در رآكتورهاي هسته اي توليد مي گردد . به عنوان مثال ، در يك رآكتور سبك Mwe 1000 ساليانه حدود 300 كيلوگرم پلوتونيم انباشته مي شود .
قشر زمين حاوي حدودا ppm 4 اورانيم و آب دريا شامل ppb 3 اورانيم مي باشد . بزرگترين ذخاير اين ماده در استراليا ، آفريقا ( آفريقاي جنوبي ، نيجر ، ناميبيا ) و آمريكاي شمالي ( ايالات متحده آمريكا ، كانادا )
واقع شده اند . در سال 1985 ذخاير قابل استخراج از لحاظ اقتصادي 10×6/1 تن همراه با مقدار اضافي 10×9/0 تن ذخاير احتمالي ( به صورت اورانيم ) با قيمت كمتر از 80 دلار در هر كيلوگرم اورانيم برآورد شده بود .
به صورت تخميني مي توان به ترتيب 10×63/0 تن و 10×4/0 تن ( با قيمت اورانيم در محدوده 130-80 دلار در هر كيلوگرم ) به ارقام فوق اضافه نمود .
ذخايراحتمالي بسيار بيشتر از اين ارقام مي باشد ( عمدتا آپانيت ) كه بالغ بر ×10*3/6 تن برآورد مي شوند .
جزو اين ذخاير به شمار مي آيند . در احتساب ذخاير احتمالي ، ذخاير عملا بي پايان ( ولي به سختي قابل استخراج ) اورانيم آب دريا ( حدود 10×5/4 تن ) مد نظر قرار نگرفته است .
در حال حاضر تقاضا براي اورانيم در دنياي غرب حدود 10×42 تن در سال مي باشد و انتظار مي رود تا سال 2000 به 10×5/52 تن در سال بالغ شود .
توليد جهاني اورانيم در سال 1985 ، 10×35 تن بوده است . تفاوت بين توليد و مصرف از ذخاير ملي تأمين شده است .
كانادا ( در حال حاضر با 30% توليد جهاني ) آفريقاي جنوبي ، ايالات متحده آمريكا ، ناميبيا و نيجر ، مهمترين كشورهاي توليد كننده هستند .
استراليا و چين با ظرفيتهاي توليدي كه شديدا در حال گشترش است ، در آينده اي نزديك جزو كشورهاي عمده توليد كننده به شمار خوهند آمد .
توليد كل اورانيم از سال 1938 تا پايات سال 1985 حدود 10×800 تن بوده كه 25% آن براي اهداف نظامي به كار رفته است .
ماسه مونازيت منبع طبيعي عمده توريم است . ذخاير جهاني آن حدود 10×3/3 تن مي باشد كه 10×3/1 تن آن در جهان غرب قرار دارد .
توليد مونازيت پر عيار (1985 ) در جهان غرب به غير از ايالات متحده آمريكا حدود 10×5/31 تن بوده است . كشورهاي توليد كننده عمده ، استراليا ، برزيل ، هند و مالزي ممي باشند .
توريم اساسا در توليد مواد نسوز صنعت متالوژي مورد استفاده قرار مي گيرد و فقط بخش كوچكي در توليد المانهاي سوختي به كار مي رود .
( مثلا در ايالات متحده آمريكا فقط 5 تن در سال 1985 ) . اين رقم مي تواند در آينده با نصب گسترده رآكتورهاي ( دماي بالا ) توريم سريعا تغيير نمايد .
تا پايان اين قرن از لحاظ پاسخگويي به تقاضا و تثبيت قيمت ، تأمين اورانيم و توريم به مراتب مطوئن تر از تمام منابع انرژي فسيلي مي باشد .
تقاضا براي مواد شكاف پذير مي تواند به صورت نسبتا موپق از ظرفيت توليد نيروگاه هاي هسته اي در حال كار و طراحي شده محاسبه شوند .
هر چند كه در آينده به واسطه افزايش بازفرآوري المانهاي سوختي مصرف شده و استفاده از رآكتورهاي تندزا 2 ، احتمالا با كاهش روبه رو خواهد بود .
مقايسه سوخت لازم براي توليد kwh 10×5/8 برق در رآكتورهاي زير به روش شدن اين مسئله كمك مي كند :
رآكتور آب سبك ( Mwe 1300 )
بدون بازفرآوري 33 تن اورانيم
رآكتور آب سبك ( Mwe 1300 )
همراه با بازفرآوري 22 تن اورانيم
رآكتور تندزا ( Mwe 1300 ) 1/5 تن اورانيم و پلوتونيم
در مقايسه با :
نيروگاه هاي نفت سوز 10×6/1 تن نفت
نيروگاه هاي زغال سنگ سوز 10×7/2 تن زغال سنگ
ارقام فوق نشان دهنده اين مطلب است كه براي كاركرد درازمدت نيروگاه هاي هسته اي ، به قدر كافي سوخت هسته اي وجود دارد .
انواع رآكتور هسته اي
اطلاعات عمومي
تا پايان سال 1986 ، 26 كشور در مجموع 377 نيروگاه هسته اتي با كل ظرفيت توليد Gwe 286 را در اختيار داشته اند .
اگر اين مسئله از لحاظ نوع ر كتور بررسي شود ، رآكتور آب تحت فشار ، مرسوم ترين نوع ساخته شده به شمار مي آيد .
( ارقام ارائه شده در حاشيه كتاب ) . رآكتور هاي آب سبك ، رآكتورهاي خنك شده با گاز و مهار شده ( كند شده )
با گرافيت و رآكتورهاي آب سنگين نيز غالبا ساخته مي شوند .
( نوع آخر خصوصا در كانادا ) .
رآكتورهاي دما بالا (HTR ) و رآكتورهاي تندزا هنوز به صورت گسترده مورد استفاده قرار نگرفته اند .
اما در درازمدت سهم بسيار زيادي از توليد برق را به خود اختصاص خواهند داد .
رآكتورهاي فوق از لحاظ سوخت هسته اي
( اكسيد اورانيم ( IV ) ، اكسيد يا كاربيد اورانيم / توريم ، اكسيدهاي مخلوط اورانيم / پلوتونيم ) ، كند كننده يا مهارگر
( آب سبك ، آب سنگين ، گرافيت ) ، خنك كننده ( آب دي اكسيد كربن ، هليم ، گرافيت ، )
و به ويژه از نظر ساختمان رآكتور و در نتيجه ايمني كار با يكديگر متفاوت مي باشند .
- رآكتورهاي آب سبك
دو نوع رآكتور آب سبك وجود دارد . رآكتور هاي آب جوش و رآكتورهاي آب تحت فشار .
در هر دو نوع رآكتور از آب به عنوان خنك كننده و كند كننده ( جهت كند كردن نوترونهاي تندكه در حين شكاف هسته اي توليد شده اند . ) .
استفاده مي شود تا انرژيهاي حرارتي مورد نياز براي شكافت بعدي هسته هاي U235 تأمين گردد .
رآكتورهاي آب جوش
در اين نوع رآكتور ، آب در هسته رآكتور و در فشار 70 بار به نقطه جوش رسانده مي شود .
بخار آب توليد شده از محفظه تحت فشار رآكتور مستقيما به سمت توربينها فرستاده خواهد شد . دسته المانهاي سوختي كه هر كدام از مثلا يك شبكه 8×8 ميله سوخت تشكيل شده است .
در هسته رآكتور قرار گرفته اند . سوخت هسته اي متشكل از اكسيد اورانيم (IV ) غني شده( با مثلا U235 2/35 ) مي باشد .
رآكتور توسط مجموعه اي از ميله هاي كنترل ضربدري شكل كه از مواد جذب كننده نوترون ، مانند كاربيد بور تشكيل شده اند . كنترل مي شود .
رآكتورهاي آب تحت فشار
در رآكتورهاي آب تحت فشار ، گرماي توليد شده در هسته رآكتور از طريق يك حلقه اوليه ( شامل آب مايع در فشار 155 بار و دماي حدود .c 320 ) به يك حلقه ثانويه غير راديو اكتيو ، انتقال مي يابد كه در اين حلقه ، بخار آب توليد مي شود .
ميله هاي سوخت در هسته رآكتور طولي حدود m 5-3 و قطري برابر mm 10 دارند و به صورت دسته هاي مربعي شكل بسيار نزديك به هم چيده شده اند . يك المان سوخت نوعا از 236 ميله سوخت و 20 ميله كنترل با آرايش 16×16 تشكيل شده است .
193 عدد از چنين المانهاي سوختي مجموعا 117 تن سوخت هسته اي UO2 غني شده از U235 را در اختيار هسته توليد كننده گرما در يك نيروگاه هسته اي MW 1300 قرار مي دهد .
واكنش زنجيره اي توسط مواد جاذب نوترون و قابل حل در خنك كننده ( مثل اسيد بوريك ) به كمك ميله هاي كنترل تنظيم ( مهار ) مي شود .
اجزاء تشكيل دهنده حلقه اوليه در يك محفظه فشار غير قابل نفوذ كروي يا استوانه اي كه كاملا آب بندي شده محصور گرديده اند كه اين محفظه براي تحمل در برابر فشار آسيب رسان و محافظت محيط بيرون از آزاد شدن هرگونه ماده راديواكتيو ايجاد شده در داخل آن طراحي گرديده است .
رآكتورهاي كند شونده با گرافيت ( با مهارگر گرافيتي )
اين نوع رآكتورها از روزهاي نخست كاربرد انرژي هسته اي نقش مهمي در فناوري هسته اي ايفا نموده اند
. از اولين رآكتور هسته اي خخود نگهدارنده كه در سال 1938 در شيكاگو ساخته شد تا رآكتور هاي مدرن پيشرفته خنك شونده با گاز و نيز رآكتورهاي دما بالا همگي توسط گرافيت مها مي شوند
رآكتوري كه در حادثه چرنوبيل شركت داشت نيز از نوع مهارگر گرافيتي ( آب جوش در لوله تحت فشار ) بود .
رآكتورهاي خنك شونده با گاز ( با خنك كننده گازي )
اين گروه از رآكتورها شامل چند رآكتور مگنوكس كه هنوز در انگلستان و فرانسه در حال كار هستند و رآكتورهاي پيشرفته خنك شونده با گاز ( AGR ) كه بيشتر در انگلستان به كار مي روند
مي باشد . اين نوع رآكتورها با دي اكسيد كربن خنك مي شوند و از سوختهاي اكسيد اورانيم ( IV ) كم غني شده استفاده مي نمايند . دماي خروجي گاز حدود .C 69 است .
در رآكتورهاي دما بالا ( HTR ) كه هم اكنون در حال توسعه هستند .
هليم به عنوان گاز خنك كننده به كار مي رود و در نتيجه از خوردگي گرافيت توسط دي اكسيد كربن كه از مشكلات رآكتورهاي AGR به شمار مي آيد . جلوگيري خواهد شد
. 2CO C+ CO2
سوخت از كاربيد يا اكسيد توريم و اورانيم بسيار غني شده تشكيل گرديده است .
و مي تواند به صورت ميله هاي سوختي ( مانند آنچه در رآكتورهاي آزمايشي در ايالات متحده آمريكا و انگلستان به كار رفته است ) .
و يا به صورت دانه اي شكل ( ماند آنچه در رآكتور نمونه اوليه در هام – يونتروپ در آلمان غربي استفاده شده است . ) .
به كار گرفته شود . سوخت دانه اي شكل از ذرات سوخت شامل حدود يك گرم U235 و ده گرم TH232 كه با كربن پيروليتي يا SIC پوشش داده شده و در يك زمينه گرافيتي نشانده شده اند ( جهت جلوگيري ز آزاد شدن محصولات شكافت ) تشكيل مي شود .
360000 عدد از اين نوع سوخت دانه اي شكل همراه با 280000 دانه گرافيتي كند كننده و 35000 عدد دانه جذب كننده حاوي بور فقط براي پر كردن اوليه رآكتور 300 –THTR ( با ظرفيت توليد Mwe300 يا گرما MW750 ) كه در سال 1985 در آلمان غربي ( سابق ) شروع به كار كرده مورد استفاده قرار گرفته است .
دانه هاي با قطر CM6 به صورت يك لايه غير متراكم در رآكتور مي باشند و بايد هنگامي كه رآكتور در حال كار است به طور مداوم در هسته رآكتور در حال گردش باشند . ( رآكتور بستر گلوله اي ) .
چگالي توان چنين رآكتورهاي خنك شده با هليم بسيار بالاتر از رآكتورهاي خنك شده با co2 بوده و دماي گاز خروجي آنها مي تواند به بيش از .c 1000 بالغ شود ( در رآكتور 300 –THTR دماي .C750 ) .
گرماي به دست آمده از هليم را مي توان جهت توليد بخار آب يا به عنوان گرماي فرآيند براي واكنشهاي شيمياي در دماهاي بالا
( مثلا در الكتروليز دما بالاي بخار آب يا در فرآيند به صورت گاز در آوردن زغال سنگ) مورد استفاده قرار داد .
مزيت رآكتور دما بالا ( HTR ) توريمي در استفاده از نوترونهاي توليد شده حين شكافت اورانيم جهت تبديل Th232 شكافت ناپذير به u233 شكافت پذير مستتر است .
رآكتورهاي خنك شونده با آب سبك
اين نوع رآكتور ، رآكتوري است كه در چرنوبيل به كار رفته بود و در شوروي سابق ترجيح داده مي شود .
رآكتور فوق اساسا از يك بلوك گرافيتي به قطر تقريبي m14 و ارتفاع m8 تشكيل شده و 2500 لوله عمودي از ميان آن عبور داده شده است .
در اين لوله ها حدود 1700 المان سوخت با اورانيم كم غني شده و 250 ميله كنترل و مهار كننده قرار گرفته است .
در شرايط معمولي كار ، المانهاي سوختي توسط آب جوش در فشار 150-100 بار خنك مي شوند و بخار آب در دماي حدود .c550 توليد مي شود .
بررسي حادثه چرنوبيل نشان داد كه فقدان يك سيستم قطع سريع پيچيدگي سيستمهاي خنك كننده و كنترل ، واكنش پذيري آب خنك كننده با گرافيت و زيركونيم و فقدان يك محفظه نفوذ پذير و مقاوم در برابر فشار براي رآكتور ( كه در كشور هاي غربي الزامي است . )
به ويژه مشكل ساز بوده اند . تخمين زده مي شود كه حدود GBq 10×2 ماده راديواكتيو به استثناي گازهاي كمياب در اثر انفجار رآكتور و پس از آن به محيط وارد شده است .
رآكتورهاي آب سنگين
در رآكتورهاي آب سنگين از آب سنگين ( D2O ) به عنوان كند كننده ( مهارگر ) استفاده مي شود
اين نوع رآكتورها مي توانند با اورانيم طبيعي كار كنند ( به دليل سطح مقطع پايين گيراندازي براي نوترونهاي حرارتي D2O در مقايسه با H2O ) .
هر چند كه ، قيمت بالاي آب سنگين ( كه فقط 15 0/0 % در آب طبيعي موجود است .)
از معايب آن به شمار مي آيد . هزينه بالاتر سرمايه گذاري ( در مقايسه با رآكتورهاي آب سبك ) و چگالي توان پايين تر ، از استفاده گسترده تر اين نوع رآكتور جلوگيري به عمل آورده است .
رآكتورهاي آب سنگين فقط در كانادا به تعداد زياد نصب شده اند . جهت دستيابي به نسبت لازم كند كننده به سوخت كه برابر 20 به 1 مي باشد ( در رآكتور آب سبك 2 به 1 ) دسته هاي 19 تا 37 تايي ميله هاي سوختي ( كه به طور محكم با هم بسته شده اند . )
. در فاصله cm25 از يكديگر قرار داده مي شوند . ماده خنك كننده از بين دسته هاي ميله سوختي در كانالهاي خنك كننده جريان مي يابد و فضاي بين دسته هاي ميله سوختي با كند كننده D2O پر شده است .
خنك كننده هاي با ضريب جذب نوترون پايين مانند D2O, CO2 يا He در رآكتورهاي اورانيم طبيعي مورد استفاده قرار مي گيرند .
اين محدوديت براي رآكتورهاي اورانيم غني شده وجود ننداشته و در نتيجه براي چنين رآكتورهايي مي توان از آب استفاده كرد .
متداول ترين نوع رآكتور آب سنگين مورد استفاده رآكتور لوله اي فشاري خنك شونده با D2O ( كاندو ) است كه در كانادا توسعه يافته است .
در اين نوع رآكتور از سوخت اورانيم طبيعي ، خنك كننده D2O تحت فشار كند كننده D2O فشار پايين استفاده مي شود .
در كانادا ، رآكتورهاي كاندو سالهاست كه براي استخراج نفت از ماسه سنگهاي نفت دار به كار برده مي شوند .
رآكتورهاي تندزا
رآكتورهاي تندزا با نوترونهاي « تند » مهار نشده كه مي توانند Th232 و U238 ( مواد بارآور ) را به ترتيب به U233 و Pu238 شكافت پذير ( سوخت ) تبديل نمايند ، كار مي كند . به طور كلي ، از طريق آرايش مناسب مواد بارآور و سوخت در هسته ( U233 وU235 و pu239 در مركز و TH 232 و U238 در پوسته ) امكان توليد ماده شكافت پذيرتر ، بيشتر از آنچه در شكافت هسته اي مصرف مي شود . وجود خواهد داشت ( سرعت بارآوري 1 ) .
عملكرد اورانيم در اين شيوه نسبت به رآكتورهاي آب سبك تا 60 برابر كارآمدتر است . معمولا مخلوطي از PUO2 / UO2 بسيار غني شده با حدود 10 تا 20 درصد PU239 ( يا U235 ) به عنوان سوخت و اورانيم يا كمبود U235 حاصل از واحدهاي جداسازي ايزوتوپ و بازفرآوري سوخت مصرف شده به عنوان ماده بارآور مورد استفاده قرار مي گيرد .
در اينجا استفاده از كند كننده ضرورتي ندارد . محيط ترجيحي انتقال حرارت سديم مايع مي باشد ( حلقه اوليه ) كه از طريق يك حلقه ثانويه با دماي حدود .C400 ( باز هم سديم مايع ) به يك حلقه معمولي آب / بخار آب متصل شده است .
در حال حاضر علاوه بر تعدادي واحد كوچك آزمايشي با ظرفيت Mwe 300-100 ( در ايالات متحده آمريكا ، شوروي سابق ، فرانسه و انگلستان ) ، دو رآكتور بزرگ ( شوروي سابق : Mwe 600 ، فرانسه : Mwe 1200 ) كه در حال كار هستند . فرانسه با رآكتور بارآور سوپرفنيكس خود كه در سال 1985 آغاز به كار كرد . از پيشرفته ترين نيروگاه بارآور جهان برخوردار است .
رآكتورهاي تندزا ديگري در آلمان غربي ، هند ، ژاپن و شوروي در حال ساخت مي باشند . 6-5 توليد سوخت هسته اي
رايج ترين ماده سوخت هسته اي مورد استفاده در نيروگاه هاي هسته اي ( خصوصا براي رآكتورهاي آب سبك ) . اكسيد اورانيم ( IV ) است . مخلوط اكسيدي اورانيم – پلوتونيم ، كاربيدهاي مختلف ( UC, UC2 ،U1-XpuxC , Thc2 و اورانيم فلزي ( براي رآكتورهاي منسوخ شده ( از نظر فني ) مگنوكس ) از اهميت معادل برخوردارند . سوختهاي نيتريدي صرفا در رآكتورهاي آزمايشي به كار رفته اند . .
توليد سوخت مشتمل بر موارد زير است :
استخراج و تغليظ كانه اورانيم ، تبديل به UF6 غني سازي U235و و تبديل مجدد UF6 به U3O8 و نهايتا ماده حاصله به صورت قرصهاي استوانه اي پرس سرد شده و در اثر عمليات حرارتي به قرصهاي UO2 تف جوش شده تبديل مي گردد .
تركيبات اورانيمي به دست آمده از ذخاير كانه طبيعي اورانيم و ماده شكافت پذيري كه در حين بازفرآوري سوخت مصرف شده اورانيمي جداسازي شده است . مواد آغازين مورد استفاده در توليد سوخت هسته اي اورانيمي را تشكيل مي دهد .
توليد مواد پر عيار ( پر باره ) اورانيمي .
اورانيم در طبيعت عمدتا به صورت پيچبلند ( UO2 ) و اورانينيت 2 ( UO2 . 2UO3 ) در پگماتيتها ( ناميبيا ، كانادا ، شوروي ) ، جوش سنگها ( كانادا ، آفريقاي جنوبي ) ، سنگ لوح سياه 3 با كمبود اكسيژن (سوئد ) فسفاتها ( ايالات متحده آمريكا ، مراكش ) و گانگ و ماسه سنگ ( استراليا ، ايلات متحده آمريكا ، نيجر ) يافت مي شود . و از طريق معدن كاري روباز يا زيرزميني ( براي مقادير U3O8 بيشتر از 03/0% ) استخراج مي گردد .
استخراج اورانيم از اسيد فسفريك و فرآيند « شستشو درجا » حائز اهميت مي باشد . به طوري كه در حال حاضر 5% كل توليد را به خود اختصاص مي دهد . هم اكنون بزرگترين ذخاير تقريبا دست نخورده اورانيم در آب دريا يافت مي شود . اورانيم حاصل از كانه هاي اورانيم
كانه استخراج شده از معادن روباز يا زيرزميني بر اساس شدت راديو اكتيويته طبقه بندي مي شود . سپس در سنگ شكن به اندازه كمتر از mm10 به صورت درشت خرد شده و نهايتا آسياب خواهد شد كه در حين اين عمل ، رادون آزاد شده به بيرون كشيده مي شود ( به عنوان يك اقدام پيش گيري از تشعشع ) . اورانيم به كمك فرآيندهاي هيدرومتالورژيكي ( شستشو ) استخراج گرديده و سپس توسط فرآيندهاي تبادل يوني و استخراجي تغليظ ( پر عيار ) مي گردد و نهايتا رسوب داده مي شود .
فرآيندهاي شستشو
شستشو كانه هاي اورانيم عمدتا با اسيد سولفوريك رقيق انجام مي گيرد . كه در اثر اين عمل اكسيد اورانيم (vi ) در فشار اتمسفر به سولفات اورانيل ( VI ) تبديل مي شود .
UO3 + H2SO4 UO2SO4+ H2O
اگر اورانيم به صورت اكسيد اورانيم ( IV ) ( مثلا در پيچبلند ) وجود داشته باشد بايد ابتدا توسط نمكهاي آهن ( III ) يا اسيد نيتريك به اورانيم با ظرفيت شش تبديل شود . در برخي موارد اسيد كلريدريك يا اسيد فسفريك در كانه شويي ( انحلال تدريجي كانه ) به كار برده مي شود .
كانه هاي با گانگ قليايي ( مثل كربناتها ) ترجيحا با كربنات سديم ، كربنات هيدروژن سديم يا كربنات آمونيم تحت فشار ( 5 تا 6 بار ، دماي .C120 – 95 ) و يا در فشار اتمسفر ( .C 80-75 ) و يا در صورت لزوم با افزودن اكسيژن اتمسفر شسته مي شوند كه در اثر اين عمل كمپلكس تريس كربوناتو اورانيل ( VI ) تشكيل مي گردد :
UO2 + Na2CO3 + 2NaHCO3 Na[UO2( CO3 ) 3] + H2O استخراج اورانيم كانه هاي نامرغوب اورانيم از طريق كم كم وارد نمودن ( قطره اي ) واسطه شستشو دهنده به درون كپه هاي آسياب نشده و يا به داخل خود رگه ( شستشو درجا ) صورت مي گيرد .
در روش « شستشو درجا » عامل شستشو دهنده قليايي از طريق لوله هاي تزريق كننده به داخل لايه سنگ ( خصوصا ماسه سنگ ) وارد شده و توسط يك مارپيچ ارشميدسي مركزي به سمت سطح زمين آورده مي شود . راندمان استخراج 60 تا 85% مي باشد . ( نسبت به اورانيم موجود ) .
مزيت اين روش در هزينه سرمايه گذاري بسيار پايين تر آن نهفته است ( 20تا 30 دلار در هر پوند U3O8 در مقايسه با 20 تا 75 دلار در هر پوند در روش معدن كاري .) .
جداسازي اورانيم از محلولهاي شستشو
پس از جداسازي و خارج كردن مواد جامد به جا مانده ( انحلال نيافته ) از طريق صاف كردن يا سرزير كردن معكوس ( در چند مرحله ) اورانيم موجود در محلول توسط فرآيندهاي تبادل يئني ، استخراج معكوس يا تلفيقي از فرآندهاي فوق بيشتر غني شده و ناخالصيها ( خصوصا W,MO,Cr,Cd, V ) از آن گرفته مي شود.
جداسازي توسط تبادل يوني :
رزينهاي تبادل يوني بازي ( ضعيف يا قوي ) جهت جداسازي انتخابي اورانيم از محلولهاي اسيدي يا بازي ضعيف حاصل از مرحله شستشوبه كار برده مي شوند . به كمك محلولهاي نيتراتي يا كلريدي نظير كمپلكسهاي آنيوني ( كربوناتو – با سولفاتو ) اورانيم از رزين تبادل يوني جدا مي گردد .
تبادل يوني توسط فرآيند بستر ثابت ( معمولي ) تبادل يوني پيوسته و يا ( براي محلولهاي شستشو صاف نشده ) با استفاده از تعليقهاي رزين تبادل يوني صورت مي گيرد . فريند تبادل يوني از اين مزيت برخوردار است كه مي توان اورانيم را از محلولهاي بسيار رقيق و همچنين از محلولهاي صاف نشده و كدر استخراج كرد .
جداسازي از طريق استخراج حلال :
در حال حاضر جداسازي استخراجي اورانيم از محلولهاي شستشوي عمدتا اسيدي از اهميت بسيار بيشتري نسبت به فريندهاي تبادل يوني برخوردار است . اين روش اساسا از دو مرحله تشكيل شده است .
استخراج اورانيم در يك حلال لي به كمك يك عامل استخراجي
بيرون كشي اورانيم موجود به داخل فاز بي به صورت كمپلكس اورانيل ( VI ) مثل :
[UO2(SO4)3] 4- آلي +5Na2CO3
[UO2(CO3)3] 4-آبي +2H2O+2CO2+3Na2so4
در هر دو مرحله در « مخلوط كننده – ته نشين كننده » هاي چند مرحله اي كه به صورت معكوس كار مي كنند ، انجام مي شود . تركيبات فسفر نظير تري –n- بوتيل فسفات ( TBP ) ، دي – ( 2 – اتيل هگزيل ) – فسفات ( D2EHPA ) ، تري –N- اكتيل – فسفينوكسيد ( TOPO ) و نمكهاي آلكيل آمونيم چهار تايي مختلف از جمله عوامل استخراجي به شمار مي آيند . انتخاب عامل استخراجي به روش شستشوي به كار رفته بستگي داشته و به صورت محلولهاي 4تا 10 درصد حجمي در حلالهاي آلي نظير كروزن مورد استفاده قرار مي گيرند .
در برخي موارد 3تا 5 درصد از يك الكل با زنجيره بلند نظير ايزو اكتانول جهت افزايش انحلال پذيري نمكهاي آلكيل آمونيم در فاز آلي افزوده مي شود . بيرون كشي تركيبات اورانيم به داخل فاز آبي توسط اسيد كلريدريك ، محلولهاي سولفات آمونيم يا كربنات سديم انجام مي پذيرد .
توليد تركيبات اورانيم قابل عرضه به بازار ( «كيك زرد » )
براي تهيه تركيبات اورانيم قابل عرضه به بازار كه به دليل رنگ زردشان به «كيك زرد » مشهورند ، بايد محلولهاي آبي نمك اورانيم يك توسط تبادل يوني يا استخراج حلال توليد شده اند ، تحت فرآوري بيشتري قرار گرفته و ناخالصيهاي موجود ( مثل Mo, V, P ) جداسازي شوند .
پس از خروج يونهاي آهن ، فسفات و سولفات اضافي ماده پر عيار شده اورانيمي به صورت دي اورانات سديم يا آمونيم رسوب داده مي شود و پس از صاف كردن ، شسته شده و خنك مي گردد .
عمل رسوب دهي يا در محلولهاي قليايي با 12 PH> و دماي .C80 با افزودن هيدروكسيد سديم انجام مي شود .
Na4[UO2(CO3)3]+6NaOH Na2U2O7+ 6Na2CO3+ 3H2O
و يا در محلول اسيدي در PH:5 با عبور از آمونياك صورت مي پذيرد .
2UO2SO4+6NH3+3H2O (NH4)2U2O7+ 2(NH4)2SO4
در برخي موارد اين عمل با افزودن هيدروكسيد كلسيم يا منيزيم نيز انجام مي شود . واناديم هم رسوب شده را مي توان در روش اول از طريق تشويه كيك زرد در .C850 همراه با افزودن كربنات سديم خارج كرد .
اين كار در روش دوم امكان پذير نيست از اين رو ، اين روش را صرفا مي توان براي كانه هاي اورانيمي با مقدار كم موليبدن و واناديم به كار برد . دي اورانات سديم در .C175- 120 خشك مي شود در صورتي كه دي اورانات آمونيم را بايد در تشويه كننده هاي چند آتشدان تا دماي .C750 به جهت تكميل عمل تجزيه و خروج ناخالصيهايي كه هنوز باقي مانده اند ( سولفيت ،كلريد ) حرارت داد .
9(NH4)2U2O7 6U3O8+14NH3 + 15H2O + 2N2
اورانيم حاصل از فسفاتها
اكثر ذخاير اورانيم موجود در قشر زمين در آپاتيتها يافت مي شود . و مي تواند به كمك اسيد سولفوريك به صورت « تر » استخراج شود هر چند كه غلظت متوسط U3O8 ( PPM200-100 ) بسيار پايين است اما عمل غني سازي صرفا براي واحدهاي بزرگ توليد اسيد فسفريك و نيز در صورت پايين نبودن قيمت اورانيم مقرون به صرفه خواهد بود .
عمل جداسازي از اسيد فسفريك از طريق استخراج اورانيم (VI ) به كمك مخلوط TOPO و D2EHPA در كروزن ( روش ORNL ) و يا توسط استخراج اورانيم (IV ) با استفاده از مخلوط منو و دي اكتيل فنيل استرهاي اسيد ارتو فسفريك در كروزن انجام مي شود .
فر وري بعدي به كمك يكي از روشهاي بيرون كشي اكسايشي يا احيايي صورت مي گيرد . در روش بيرون كشي احيايي ، اورانيم ( IV ) موجود در اسيد فسفريك اوليه به كمك كلرات سديم ، پراكسيد هيدروژن يا هوا در .C70-60 به اورانيم (VI ) تبديل شده و سپس توسط TOPO/D2EHPA در يك فاز آلي ( كروزن ) استخراج مي گردد . و نهايتا از طريق احياي چند مرحله اي با استفاده از محلولهاي آلي آهن (II ) بيرون كشيده مي شود . محلول اورانيم حاصله (غني سازي شده با يك فاكتور 40 ) توسط اكسايش و استخراج مجدد ، بيشتر تغليظ مي گردد .
سرانجام اورانيم (VI ) به كمك كربنات آمونيم بيرون كشيده مي شود . و به صورت كمپلكس آمونيم اورانيل (VI ) تريس كربوناتو ، رسوب مي كند . اين ماده پس از صاف شدن شسته شده و در اثر تكليس به U3O8 تبديل مي شود . در روش بيرون كشي اكسايشي اورانيم (VI )موجود در اسيد فسفريك اوليه ، ابتدا به اورانيم (IV ) احيا مي شود و سپس با مخلوطي از منو و دي اكتيل فنيل استرهاي اسيد ارتو فسفريك در كروزن استخراج مي گردد . اكسايش به كمك كلرات سديم در اسيد فسفريك ، اورانيم را به فاز بي انتقال داده و سپس توسط TOPO/D2EHPA همانند روش بيرون كشي احيايي استخراج مي شود .
مقدار اورانيم موجود در كانسارهاي آپاتيت در ايالات متحده آمريكا به تنهايي حدوN 10×600 تن ( به صورت U3O8 ) براورد شده است . ظرفيت استخراج اورانيم از اسيد فسفريك اوليه در سال 1981 در كل جهان حدود 10×2 تن در سال بوده است .
اورانيم حاصل از آب دريا
در راستاي تأمين او رانيم مورد نياز رآكتورهاي آب سبك در قرن آينده راه هاي بهره برداري از ذخاير بي پايان اورانيم ب دريا عملا مورد بررسي قرار گرفته اند . مشكل اصلي ، مقدار فوق العاده كم اورانيم موجود در آب دريا مي باشد .
كه در مقام مقايسه با كانه هاي اورانيم استخراج شده (PPM5000 -350 ) و فسفاتها (PPM200-100 ) در حدود PPM003/0 است . از اين رو ، براي توليد يك تن اورانيم با بهره دهي 30% بايد حدود يك كيلومتر مكعب (10^12 ليتر ) آب دريا تحت فرآوري قرار گيرد . اين كار صرفا با استفاده از عوامل جذب شديدا انتخابي امكان پذير خواهد بود . هدف فعاليتهاي اخير در ايالات متحده آمريكا ، اروپاي غربي و خصوصا ژاپن استخراج اورانيم از آب دريا به كمك عوامل جذب سطحي ( مانند اكسيد تيتانيم (IV ) هيدراته ) يا تبادل گرهاي يوني ( مثل پلي آكريلاميدوكسيم ) با بهره برداري از جريانات اصلي اقيانوسها يا امواج ( جزر و مدها ) مي باشند .
تا كنون فاكتورهاي غني سازي در حد5^10و 6^10 با قيمت توليد چند دلار در هر پوند U3O8 حاصل شده است .
اين رقم مي تواند سريعا با توسعه بيشتر تغيير يابد . اولين واحد توليدي قابل كار ر سال 1986 در ژاپن شروع به فعاليت كرده است ( ظرفيت توليد : ده كيلوگرم اورانيم در سال ) .
تبديل مواد پر عيار شده اورانيمي به هگزا فلوئوريد اورانيم
اطلاعات عمومي
مباني اصلي تبديل مواد پر عيار شده اورانيمي به تركيبات گازي اورانيم كه براي غني سازي U235 ضروري است . در اوايل دهه 1940 در ايالات متحده آمريكا در حين پروژه مانهاتان 2 تدوين شد . در پروژه مانهاتان اصول فوق جهت توليد اولين بمب اتمي به كار رفته بود.
اين اصول هنوز هم پايه تمام واحد هاي غني سازي اورانيم تبديل كيك زرد پيش تصفيه شده به فلوئوريد اورانيم (VI ) استوار مي باشد . ف6لوئورد اورانيم پايدارترين تركيب فرار ( از نظر حرارتي ) اورانيم به شمار مي آيد . ( دماي تصعيد :.C5/56 ) .
از طرف ديگر UF6 كه تنها نوع طبيعي ايزوتروپ فلوئور است ، از اين مزيت نيز برخوردار مي باشد كه وزن مولكولي با اهميت جهت غني سازي ايزوتروپ در آن صرفا وابسته به نسبت ايزوتروپ در آن صرفا وابسته به نسبت ايز.وتروپ اورانيم است .
براي توليد UF6 از دو روش «تر » و خشك استفاده مي شود . در هر دو شيوه ، UO2 و HF4 به عنوان مواد واسط تشكيل مي گردند . در روش «تر» از مواد پر عيار شده اورانيمي O2 توليد مي شود .
اين كار از طريق نيترات اورانيل (VI ) صورت مي گيرد . در روش خشك ، مواد پر عيار شده اورانيمي مستقيما به صورت UO2 احيا مي شوند .
توليد UF6 به روش « تر»
خالص سازي مواد پر عيار شده اورانيمي در روش « تر » صرفا از طريق استخراج حلال صورت مي گيرد . مواد فوق در اسيد نيتريك M1-5/0 حل شده و سپس در دستگاههاي مخلوط كننده – ته نشين كننده يا در ستونهاي با بشقابك نوساني ( پالسي ) به كمك تري بوتيل –N- فسفات 30% در كروزن به صورت UO2 (NO3)2.2TBP در فاز آلي استخراج
مي گردد . پس از خارج كردن ناخالصيهاي همراه ( TH,MO ) در سيستم شستشو ، نمك اورانيم توسط آب .C60 به داخل فاز آبي كشيده مي شود .
محلول رقيق نيترات اورانيل (VI ) حاصله تبخير شده و به نيترات اورانيل (VI ) شش آبه ، (UNH)UO2(NO3)2. 6H2O تبديل مي شود . و نهايتا در كوره هاي بستر شناور و در دماي .C45-350 به UO3 نارنجي رنگ تبديل مي گردد . UO2(NO3)2.6H2O UO3+NO+NO2+6H2O+O2
سرانجام UO3 به دست آمده توسط هيدروژن در كوره هاي بستر شناور در .C600-500 به UO2تبديل مي شود . راهديگر اين است كه مي توان دي اورانات آمونيم (ADU ) را با افزودن آمونياك به محلول تصفيه شده نيترات اورانيل ( VI ) رسوب داد و پس از صاف كردن ، شستشو و خشك كردن تكليس نمود .
توسط هيدروژن به UO2 احيا كرد ( روش كومورهكس فرانسوي ) . حجم توليد چنين واحد هاي توليدي نوعا در حد 4^10 تن در سال اوانيم مي باشد . UO2 شديدا واكنش پذير كه در اثر احياي UO3 توليد شده است ، از طريق هيدرو فلوئوردار كردن با گاز فلوئوريد هيدروژن مستقيما به UF4 ( نمك سبز ) تبديل مي شود . اين واكنش شديدا گرمازا ، به كمك خنك كردن با هوا در دماي .C650- 550 در رآكتورهاي بستر شناور ، بستر متحرك يا مارپيچي ( مثلا با طول 17 متر و قطر 2/1 متر ) صورت مي گيرد . جهت دستيابي به انجام كامل واكنش ( تا حد ممكن ) عمل هيدرو فلوئوردار كردن در مناطق مختلف يك رآكتور مستقل و يا در چند رآكتور به هم متصل انجام مي شود .
در رآكتور بستر متحرك احياي UO3 و هيدروفلوئوردار كردن UO2 در يك واحد منفرد به صورت پشت سر هم صورت كمي پذيرد . .
تبديل UF4 به UF6 صرفا از طريق ايجد واكنش با فلوئور عنصري انجام مي شود :
اين واكنش در رآكتور شعله اي خنك شونده با آب ( دماي جداره هاي آن در كمتر از .c540 نگه داشته شده است . ) و يا در رآكتور بستر شناور خنك شونده با هوا ( با طراحي جديد ) در دماي حدود .c500 انجام مي پذيرد . در رآكتور نوع دوم ، فلوئوريد كلسيم موجود به عنوان عامل انتقال حرارت و پايدار سا بستر شنار به كار برده مي شود . اين ماده از به هم چسبيدن ( كيك شدن ) UF4 نيز جلوگيري مي نمايد .
در هر دو نوع رآكتور گاز ، UF6 ، ايجاد شده ، از طريق صاف كردن در پالايه هاي فلزي از جنس مونل از گرد و غبار UF4 زدوده مي شود و در اثر سرد كردن به دماي حدود .C40- انجماد مي يابد .
فلوئور لازم براي فلوئوردار كردن ( مثلا 1100 تن در سال براي يك واحد توليد UF6 با ظرفيت ده هزار تن در سال ) در يك قسمت مخصوص توليد فلوئور در مجاورت واحد مربوطه توليد مي شود .
توليد UF6 به روش خشك :
در روش خشك كه توسط شركت شيميايي الايد ابداع شده است . مواد پر عيار اورانيم به شكل گندله درآمده و مستقيما توسط هيدروژن در دماي .C650-540 در يك ر كتور بستر شناور به UO2 تبديل مي شود . عمل هيدرو فلوئور دار كردن و ايجاد UF4 در دو رآكتور بستر شناور كه به صورت متوالي به هم متصل شده اند .
صورت مي گيرد . پس از فلوئور دار كردن UF4 تشكيل شده در يك واحد متشكل از يك رآكتور شعله اي و يك رآكتور بستر شناور عب6 توليد شده در يك فرآيند تقطير فشاري دو مرحله اي تصفيه خواهد شد . انجام فرآيند خالص سازي تقطيري ضروري مي باشد .
زيرا بر خلاف روش «تر » هيچ گونه مرحله خالص سازي در مراحل قبلي اين فرآيند اعمال نشده است .
ظرفيت اسمي تبديل اورانيم به UF6 در پنج كمپاني اصلي در جهان غرب در سال 1986 حدود 10*52 تن اورانيم در سال بوده است كه 75% اين مقدار به روش تر توليد شده است . اين مقدار با تقاضاي فعلي ( 10×42 تن در سال ) قابل قياس مي باشد .
غني سازي U235
در توليد سوخت هسته اي شكافت پذير ، بايد U235 7/0% موجود در اورانيم طبيعي به حدود 2 تا 4 درصد رسانده شود ( در رآكتورهاي تندزا و رآكتورهاي دما بالا تا حد 93% ) اين كار با استفاده از تفاوتهاي كم خواص فيزيكي UF6235 گازي و UF6238 گازي در واحد هاي جداسازي ايزوتروپ بسيار بزرگ آبشاري شكل قابل انجام است .
فرآيندهايي كه از اهميت صنعتي برخوردارند عبارتند از :
روش كلاسيك نفوذ گازي كه اساسا در ايالات متحده آمريكا ، شوروي و فرانسه در حال كار مي باشد .
اين روش بر مبناي اختلاف در سرعت نفوذ مولكولهاي UF6 با وزن مولكولي مختلف از بين يك غشاء آلياژ Ag/Zn با خلل و فرج بسيار ريز استوار است . ورقه هاي نازك آلومينيم ، نيكل تف جوش شده ، PTFE يا AL2O3 ( با مثلا 9^10 سوراخ درهر سانتي متر مربع ) نيز مي تواند به كار رود . فاكتور جداسازي حدود 002/1 در هر مرحله است .
در روش گريز از مزكز كه توسط URENCO توسعه يافته است و در تعدادي از واحد ها در انگلستان ، هلند و آلمان غربي مورد استفاده قرار مي گيرد . UF6238 سنگين تر در جداره لوله هاي بلند و سريع ( فوق بحراني ) چرخنده با فاكتور جداسازي بيش از 2/1 در هر مرحله غني سازي مي شود . انرژي مورد نياز فقط حدود 5% روش نفوذ گازي است .
روش جداسازي افشانكي تا به امروز فقط به صورت آبشارهاي ابتدايي ( با 24 مرحله از كل 300 مرحله جداسازي افشانكي پيش بيني شده ) در برزيل مورد استفاده قرار گرفته است .
اين روش بر مبناي رانش مخلوطهاي گازي UF6 و هيدروژن يا هليم با سرعت بالا در امتداد يك ديواره خميده و از بين يك صفحه جدا كننده فلزي نازك ( um/20 ) استوار مي باشد كه در اثر اين عمل مولكولهاي ايزوتروپي جداسازي مي شوند .
روشهاي ديگري براساس گسترده وسيعي از اصول جداسازي نيز وجود دارند . نويد بخش ترين اين روشها روش جداسازي ليزري است كه به ويژه در ايالات متحده آمريكا تعقيب مي شود اما بعد از سال 1995 براي توليد آماده خواهد شد .
اين روش بر اساس تحريك انتخابي ايزوتروپ بخار uf6235 يا u235 توسط باريكه ليزر كار مي كند كه به دنبال آن مولكولها يا اتمهاي تحريك شده از زمينه تحريك نشده جداسازي خواهند شد ( مثلا uf6 uf4 uf5
در تمام روشهاي فوق جنس ماده جداره واحد جداسازي بايد به گونه اي انتخاب شود تا بتواند در برابر حمله uf6 شديدا خورنده مقاومت نمايد ( مثل فولاد پوشش داده شده با نيكل ) .
در حال حاضر ظرفيت غني سازي در دنياي غرب بالغ بر حدود 10×33 تن واحد كار جداسازي اورانيم (SWU ) در هر سال مي باشد . كه 95% آن به روش نفوذ گازي توليد مي شود . ( ارقام ارائه شده در حاشيه كتاب ) . هم اكنون تقاضاي ساليانه 10×23 تن SWU اورانيم است . يك رآكتور آب سبك در هر سال به حدود 150 تن اورانيم SWU نياز دارد .
6-5-4 تبديل مجدد UF6 به سوخت هسته اي .
استفاده مستقيم از UF6 جهت توليد انرژي هسته اي به موارد استثنا نظير رآكتور فاز گازي همگن محدود مي گردد . معمولا UF6 غني شده كه در واحد هاي جداسازي ايزوتروپ توليد شده است به يك تركيب جامد پايدار تر به لحاظ شيميايي ( UO2 اورانيم فلزي UO2 / Pu2 ) تبديل مي شود تا ويژگيهاي خاص سوخت نظير چگالي رسانايي حرارتي مقاومت خوردگي پايداري حرارتي و مقاومت در برابر تابش دهي را به مقدار زياد برآورده سازد . در حين تبديل مجدد UF6 به UO2 و بازفرآوري المانهاي سوختي مصرف شده بايد به هر قيمتي از وضعيت بحراني يا حاد ( يعني جرم بحراني سوخت هسته اي ) جلوگيري به عمل آورد .
اين كار را مي توان توسط محدود نمودن مقدار ماده شكافت پذير به حداقل رساندن ابعاد محفظه و وارد كردن تركيباتي ( سمها يا كشنده هاي نوتروني ناهمگن ) مانند كادميم يا كاربيد بور انجام داد . به علاوه بايد جداره محفظه در برابر تابش دهي ناشي از تشعشع شديد y حاصل از U235 محافظت شود .
تبديل به اكسيد اورانيم (IV )
اكسيد اورانيم ( IV ) مهم ترين سوخت هسته اي است . اين ماده معمولا به يكي از دو روش تر يا خشك توليد مي شود .
در حال حاضر معمول ترين روش مورد استفاده روش دي اورانات آمونيم است .
دو شيوه جديدتر ، يعني روش كربنات اورانيل (VI) آمونيم و رئوش خشك اكسيد اوررانيم خالص تري ( خصوصا از لحاظ مقدار فلوئوريد كمتر ) ايجاد مي كنند و از اين رو در واحد هاي تبديل مجدد جديد ترجيح داده مي شوند .
روشهاي تر
در روش دي اورانات آمونيم (ADU ) كه در دهه 1950 در ايالات متحده آمريكا توسعه يافته است ، UF6 توليد شده در واحد غني سازي ابتدا هيدروليز مي شود :
HF4 + UO2 F2H2O2 + UF6
و سپسدر يك محفظة رسوب نشاني با آمونياك تحت عمليات قرار مي گيرد كه در اثر اين عمل دي اورانات آمونيم ( به صورت تركيب غير استوكيومتري) رسوب مي كند:
NH4 F12 + (NH4) 2 U2O7H2O3 + NH314 + HF8 + UO2 F22
مادة رسوب كرده با انجام عمل صاف كردن يا سانتريفوژ خارج مي شود. HF و NH4F به جا مانده، از طريق استخراج يا رسوب دهي مجدد، خارج شده و در 200 درجة سانتي گراد خشك مي شود.
نهايتاً دي اورانات آمونيم در اثر واكنش با حخلوط H2O/H2 در دماي حدود 500 درجة سانتي گراد به U3O8 تبديل مي گردد. U3O8 حاصله به كمك هيدروژن در 800 درجة سانتي گراد به UO2 احيا مي شود ( با مقدار فلوئوريد حدود 2 درصد وزني).
تجزية احياي به U3O8 و احيايي به U3O8 و احيايي خود اين ماده نيز مي تواند در يك مرحله صورت پذيرد ( مثلاً در يك كورة دوّار). چون UO2 ايجاد شده مي تواند مشتعل شونده باشد از اين رو، پس از مرحلة فوق به صورت ضعيف مجدداً اكسيده مي شود.
در روش كربنات اورانيل (VI) آمونيم (AUC) كه توسط NUKEM توسعه يافته است، UF6
همراه با دي اكسيد كربن و آمونياك به داخل محلول آبي كربنات آمونيم در 70 درجة سانتي گراد وارد مي گردد كه در نتيجه كربنات اورانيل (VI) آمونيم رسوب مي كند:
NH4F6 + UO2(CO3)3NH4) ) NH310 + CO23+ H2O5+ UF6
خواص محصول و مقدار فلوئوريد موجود در آن (معمولاً كمتر از 05/0% وزني) توسط شرايط فرايند رسوب گيري تحت تأثير قرار مي گيرد.
پس از آنكه مادة رسوب كرده در اثر صاف كردن خارج گرديد، با كربنات آمونيم و متانول شسته شده و سپس در كورة بستر شناور در C500ـ700 بهUO2 تبديل مي شود. در اين فرايند، آب به عنوان محيط سيال كننده و هيدروژن به عنوان محيط احيايي عمل مي كند.
UO2 بسيار ريزي كه حاصل واكنش فوق است ( با مقدار فلوئوريد كمتر از ppm 100) قابليت اشتغال داشته و بنابر اين بايد پس از خنك شدن، در دماي كمتر از C 100 به كمك هوا به صورت نسبتاً ضعيف اكسيده شود.
روش خشك
روش خشك مجتمع(IDR) كه توسط شركت سوخت هاي هسته اي انگليسي خصوصاً براي توليد سوخت AGR توسعه يافت، بر مبناي واكنش دو مرحله اي UF6 گازي با بخار آب و هيدروژن و تشكيل UO2F2 ( مادة واسط) و UO2 استوار است:
(واكنش كامل) HF6 + UO2H2O2+ H2 + UF6
دو واكنش جزئي در مناطق مجزاي كورة دوّار صورت گرفته و حاصل كار، پودر UO2 بسيار خالص خواهد بود. تا پايان سال 1986، 4000 تن UO2 غني شده توسط اين روش توليد شده است.
آب و گازهاي فرايند حاوي فلوئور تبديل شده و يا مستقيماً مورد استفاده قرار مي گيرند( فلوئوريد هيذروژن).
- توليد قرص هاي UO2
اكسيد اورانيم (IV) كه توسط روش هاي اشاره شده در قسمت هاي قبل توليد شده است صرفاً براي تهية قرص هاي تف جوش شدة UO2 به كار مي رود.
ودر UO2 پس از آسيب شدن، باچسب آلي مخلوط شده و به شكل قرص فشرده مي شود ( مثلاً در پرس هيدروليك) و نهايتاً در حضور مثلاً هيدروژن در C 1700ـ1500 تفت جوشي مي گردد كه در اثر انقباض حاصل از پخت به چگالي مورد نظر خواهد رسيد ( مي توان بسته به نوع مادة آغازين و فرآيند به چگالي 98-90% چگالي نظري دست يافت.). قرص هاي حاصله با قطر mm 10 به كمك ماشين هاي سنگ زني ( سنگ زن استوانه اي) ، پرداخت كاري شده و پس از شستشو، خشك مي شوند.
قرصهايي كه به صورت خشك ذخيره مي شوند بايد ويژگي هاي كيفي خاصي را بر آورده سازند. اين قرصها از طريق آزمايشهاي جامع و گران قيمت تضمين كيفي، مرتباً مورد بررسي قرار مي گيرند.
-ساير سوختهاي هسته اي اورانيمي
فلز اورانيم: اورانيم فلزي به عنوان سوخت فقط در رآكتورهاي مگنوكس و چند رآكتور تحقيقاتي مورد استفاده قرار گرفته است و در مقايسه با UO2 از اهميت كمتري برخورد مي باشد. اين ماده در اثر احياي UF4 توسط كلسيم يا منزيم فلزي ( در مخلوط مواد اوليه تا Kg 150 ) توليد مي شود:
MgF2 2+ UMg2 + UF2
UF2 (مادة آغازين براي توليد فلز اورانيم غني شده از U 235 از طريق احياي UF6 غني شده،. توسط هيدروژن يا كلرو هيدروكربنها توليد مي شود.
اكسيدهاي مخلوط اورانيم ـ پلوتونيم:
چون در حين بازفرآوري المانهاي سوختي مصرف شده، پلوتونيم جداسازي مي شود از اين رو، اكسيدهاي مخلوط اورانيم ـ پلوتونيم از اهميت فزاينده اي برخوردار شده است. در اين نوع المان سوختي اكسيد مخلوط، مخلوطي از UO2 و Puo2 ( با مقدار pu ، 3 تا 5 درصد) به جاي uo2 غني شده از 235u 3% به كار مي رود.
چنين المانهاي سوختي، خواص فيزيكي هسته اي مشابه المانهاي استاندارد همراه با U 235 از خود نشان مي دهند و در نتيجه مي توانند به جاي آنها مورد استفاده قرار گيرند.
اكسيدهاي مخلوط اورانيم ـ پلوتونيم در توليد المانهاي سوختي رآكتورهاي تندزا ( PUO2 20ـ 10% ) نيز به كار برده مي شوند.
در توليد اين مواد، UO2 با مقدار مشخصي PUO2 مخلوط شده و به شكل قرص پرس مي شود و سپس تف جوش مي گردد ( در ايالات متحده آمريكا ( هم فرآوري) خوانده مي شود.).
UO2 با استفاده از يكي از روشهاي مورد بحث در قسمت هاي قبل توليد مي شود و Puo2 با استفاده از محلول آبي نيترات كه در حين بازآفريني توليد شده است، از طريق رسوب دادن اكسالات پلوتونيم و نهايتاً تكليس اكسالات تهيه مي گردد.
اين اكسيدهاي مخلوط مي توانند از طريق آميختن محلولهاي نيترات اورانيم و پلوتونيم ( توليد شده در حين بازفرآوري سوختهاي هسته اي مصرف شده و سپس تبديل اين مخلوط هاي نيترات فلزي به يك اكسيد مخلوط)، نيز تهيه شوند ( هم رسوبي ) .
در اين روش ، ابتدا پلوتونيم مجدداً اكسيده مي شود و سپس دي اكسيد كربن و آمونياك گازي به مخلوط آبي نيترات وارد مي گردد. در اثر اين عمل، كربنات اورانيل (VI ) پلوتونيل (VI) آمونيم رسوب مي كند. با تكليس مادة فوق در دماهاي بالاتر از C 500 اكسيدهاي مخلوط U-Pu ايجاد خواهد شد.
- توليد المان سوختي
قرص هاي سوخت هسته اي معمولاً در روكش فلزي لوله اي قرار داده مي شوند. اين عمل به جهت آنكه از شسته شدن آنها در هستة رآكتور توسط خنك كننده پيش بيني شود و همچنين به دليل جلوگيري از رهايش محصولات شكافت به داخل مدار خنك كننده صورت مي گيرد.
به عنوان مثال، در رآكتورهاي آب سبك، روكش آلياژ زيركونيم (زيركالوي) به كار برده مي شود.
ميله هاي سوختي رآكتورهاي آب جوش و تحت فشار به صورت مشابه ساخته مي شود. اين ميله ها به جهت بهبود انتقال حرارت از قرص ها به لولة روكش و همچنين براي مقاومت بهتر در مورد فشار خارجي در رآكتور، با هليم پر مي شوند.
جهت دستيابي به حفظ بهتر گاز شكافت، هيچگونه سوختي در انتهاي بالايي ميله هاي سوختي وجود ندارد. براي حصول اطمينان از اين مسئله مي توان به كمك يك فنر، سوخت را در محل خود نگهداري نمود.
المانهاي سوختي فعلي در رآكتورهاي آب تحت فشار از ميله هاي سوختي مجزا و لوله هاي ميله كنترل نصب شده در ساختمان خود نگهدارنده فاصله انداز ( محكم شده با يك نوك و پايه ) تشكيل مي شوند، در صورتي كه در المانهاي سوختي رآكتورهاي آب جوش، هيچ گونه لولة ميله كنترل وجود نداشته و روكش هاي زيركالوي المان سوخت، جهت هدايت ميله هاي كنترل و خنك كننده به كار مي روند.
بزرگترين هسته پايدار BI است. هسته هاي بزرگتر نيز وجود دارند ولي همگي پرتوزا هستند.
انواع واكنش هاي هسته اي
1ـ واپاشي پرتوزايي
2ـ تبديل هسته اي
3ـ شكافت هسته اي
4ـ همجوشي هسته اي
در هر واكنش خود به خودي هسته اي، مجموع جرم محصولات كمتر از مجموع جرم مواد اوليه است.
27ـ3 پرتوزايي
در هسته هاي ناپايدار، به خودي خود، تغييراتي پديد مي آيد كه نتيجه آن، رسيدن به يك ساختار هسته اي پايدار است. برخي از هسته هاي ناپايدار در طبيعت يافت مي شوند و بخي به روشهاي سنتزي توليد مي گردند. سه نوع تابش ( الفا،بتا، و گاما) كه از مواد پرتوزاي طبيعي ساطع مي شوند.
واپاشي آلفا
گسيل آلفا عبارت است از بيرون اندازي ذره آلفا، كه متشكل از دو پروتون و دو نوترون است و مي توان آن را هسته He دانست. نوكليدهاي طبيعي و سنتزي، هر دو از خود واپاشي آلفا نشان مي دهند. اين نوع واپاشي تنها براي نوكليدهايي كه عدد جرمي آنها 209 و عدد اتمي آنها از 82 بيشتر باشد.
اما اگر مجموع انژي هاي جنبشي ذره آلفا و هستة باقيمانده كمتر از انرژي واپاشي باشد، هسته حاصل در حالت بر انگيخته ( حالتي كه انرژي آن بيشتر از حالت پايه است) به جا مي ماند. هسته اي كه در حالت بر انگيخته باشد، انرژي اضافي را به صورت تابش گاما ساطع مي كند تا به حالت پايه برسد.
تابش گاما
تابش گاما تابش الكترو مغناطيسي با طول موج بسيلر كوتاه است. گسيل اين تابش بر اثر تغييرات انرژي درون هسته صورت مي گيرد. گسيل اين تابش به تنهايي، سبب تغيير عدد جرمي يا عدد اتمي هسته نمي شود.
فرض مي شود كه گسيل پرانرژيترين ذره آلفا ( MeV 423ر5)، نوكليد Ra را در حالت پايه ( حد اقل انرژي ) به جاي مي گذارد.
گسيل الكترون، واپاشي بتا
هرگاه در فرايندي عدد اتمي، Z ، نوكلويد پرتوزا تغيير كند، اما عدد جرمي، A ، ثابت بماند آن فرايند واپاشي بتا ناميده مي شود.
اثر كلي گسيل بتا اين است كه از تعداد نوترونها، يكي كم مي شود و به پروتونها يكي افزوده مي گردد.
پوزيترون نخستين ضد ذره اي است كه مشاهده شد. جرم اين ذره، همان طور كه گفته شد با جرم الكترون يكي است ولي بار آن مثبت است. هرگاه يك پوزيترون و يك الكترون با هم برخورد كنند، يكديگر را نابود مي كنند و تابش گاما با انرژي معادل با جرم هاي اين دو ذره آزاد مي شود.
اثرهاي زيست شناختي تابش
اگر تابش به اندازه كافي پر انرژي باشد، مي تواند الكتروني را كاملاً از اتم يا مولكول جدا كند و يونهاي مثبت تشكيل دهد. الكترون هاي جدا شده ممكن است كه چنان پر انرژي باشند كه خود بتوانند سبب بر انگيختگي يا حتي يونش، در مولكولهاي ديگر شوند.
اما بالاخره الكترون هاي پرتاب شده، آنقدر انرژي از دست مي دهند كه سرعت حركتشان كند مي شود، سپس توسط اتمها يا مولكولهاي اطراف جذب شده، يونهاي منفي به وجود مي آورند.
تواليهاي واپاشي مواد پرتوزا
سه نوع از اين زنجيرهاي فروپاشي كه در آنها، تنها گسيل آلفا، بتا و گاما رخ مي دهد، در طبيعت ديده مي شود: Th238/90، U238/92 و U 235/92 . و U235/92 كه در انتها به تشكيل نوكليد پايدار Pb206/ 82 مي انجامد.
شتاب دهنده هاي ذرات
ذرات پرتابي مثبت را هسته هاي هدف، دفع مي كنند. اين دافعه به ويژه از سوي هسته هاي سنگين كه بار مثبت بيشتر دارند، قويتر است. در نتيجه بيشتر ذرات پرتابي از چشمه هاي مواد پرتوزا كه انرژي جنبشي كم دارند، نمي توانند به سهولت بر اين دافعه غلبه و به هدف برخورد كنند و واكنش هسته اي به وجود آورند. از اين رو شتاب دهنده هايي براي افزايش سرعت پروتون ، دوترون ذرات آلفا و ساير ذرات پرتابي مثبت طراحي شده اند تا انرژي جنبشي ذره پرتابي را آنقدر زياد زياد كنند كه بر نيروي دافعه الكتروستاتيكي هسته هدف غلبه كند. سيكلوترون يكي از اين گونه وسايل است.
نوترون به عنوان ذره پرتابي
نوترونها، ذرات پرتابي به ويژه مهمي هستند، زيرا بار الكتريكي ندارند و از سوي هسته مثبت هدف، دفع نمي شوند. مخلوطي از برليم و يك گسيل كننده آلفا ( مانند Ra226/88 ) چشمه نوترون مناسبي است.
نوترونهاي ناشي از واكنشهاي هسته اي به نوترونهاي سريع معروف اند، زيرا انرژي جنبشي بسيار بالايي دارند. نوترونهاي سريع واكنشهايي را سبب مي شوند كه در آنها يك ذره جانبي بيرون رانده مي شود، نوترونهاي كند يا نوترونهاي گرمايي هنگامي به وجود مي آيند كه ناشي از يك واكنش هسته اي، از ميان كند كننده هايي ( از قبيل گرافيت، پارافين، آب، هيدروژن يا دوتريم)، گذرانده شوند.
انرژي جنبشي اين نوترونها به سبب برخورد با هسته كند كننده ها تغريباً تا حد انرژي جنبشي مولكولهاي گاز معمولي كاهش مي يابد. بمبارانهايي كه با نوترون كند صورت مي گيرد به واكنش هاي ( گاما،n ) مي انجامد. چنين واكنشهايي واكنشهاي گير اندازي نوترون نيز ناميده مي شوند، زيرا در آنها هيچ ذره جانبي بيرون رانده نمي شود.
شكافت هسته اي
شكافت هسته اي را مي توان به وسيلة ذرات پرتابي القا كرد. مهمترين شكافتهاي هسته اي القايي توسط نوترونها به وجود مي آيد، اما شكافتها را مي توان توسط پروتون (H) دوترون (H) و ذره آلفا (He) نيز القا كرد. شكافت يك هسته معين، ممكن است به گونه هاي مختلف رخ دهد. به مجموعه محصولي كه از شكافت القايي U235/92 توسط نوترون كند، قابل حصول اند عبارت اند از:
نوكليدهاي پرتوزا كه به تعداد زياد در شكافت هسته اي ايجاد مي شوند، منبع خطراتي است كه در ارتباط با واكنشگاه هسته اي و زباله هسته اي مشاهده مي شود.
شكافت هر هسته U235/92 توسط يك نوترون انجام مي شود ولي اين عمل، همانطور كه در معادلات بالا نشان داده شده است، خود بين دو تا چهار نوترون توليد مي كند. تعداد متوسط نوترون توليد شده در شكافت اورانيم، روي هم رفته در حدود 5ر2 نوترون به ازاي شكافت هر هسته است. اگر هر نوترون به وجود آمده، خود سبب شكافت يك هسته ديگرU 235/92 شود، يك واكنش زنجيري انفجاري نتيجه مي شود.
چون هر شكافت به غايت سريع رخ مي دهد، انفجار حاصل مي شود. از آنجا كه هر شكافت Mev 200 انرژي آزاد كند، مقدار بسيار عظيمي انرژي آزاد مي شود.
تعدادي از هسته ها از قبيل 238/92U،231/91Pa ، 237/93NP،232/90Th، با نوترونهاي سريع متحمل شكافت مي شوند ولي نه با نوترونهاي كند. امّا نوترون كند مي تواند در 233/92U، 235/92U، 239/94Pu، القاي شكافت كند.
نوليد 235/92U، كه تنها در حدود 7ر0 درصد اورانيم طبيعي را تشكيل مي دهد در ساخت اولين بمب اتمي به كار برده شد.
جداسازي235/92U، از ايزوتوپ اصلي اورانيم، 238/92U، به روشهاي مختلفي انجام گرفت. موفقترين روش، جداسازي 235/UF6، گازي شكل از طريق نفوذ پذيري گرمايي از صفحات متخلخل بود. اين موفقيت مبتني بر اين واقعيت است كه مولكولهاي سبكتر سريعتر از مولكولهاي سنگينتر از موانع متخلخل گذر مي كنند.
در يك واكنشگاه هسته اي، متداولترين سوخت مصرفي عبارت از اورانيم غني شده با 235/92U، است. المنتهاي سوخت متشكل از قرص هاي UO2 پوشيده از فولاد زنگ نزن يا آلياژ زيركونيم است. المنتهاي سوخت با يك كند كننده كه معمولاً آب ، آب سنگين (H2O) يا گرافيت است، احاطه شده اند. كند كننده وظيفه كند كردن نوترونهاي به وجود آمده از شكافت را به عهده دارد. به اين ترتيب امكان گير اندازينوترونها، افزايش مي يابد.
(تهیه وتنظیم ============= مسعود عاطف )
EMAIL : masoud_aatef@yahoo.com (masoud_aatef@yahoo.com)
اهميت اقتصادي انرژي هسته اي
مصرف جهاني انرژي در چند دهة اخير با افزايش شديدي روبرو بوده است ( خصوصا در دهه 1960 و در آينده نيز همراه با تغييرات منطقه اي در خور توجه به رشد خود ادامه خواهد داد .
مصرف انرژي در كشورهاي صنعتي آمريكاي شمالي و اروپاي غربي به موجب كوششهاي فراواني كه در راستاي صرفه جويي انرژي انجام مي گيرد .
در حال حاضر تا اندازه اي كاهش يافته است . از سوي ديگر رشد ساليانه مصرف انرژي در كشورهاي اروپاي شرقي و جهان سوم از 10 تا 80 درصد ( تفاوتهاي منطقه اي شديد ) برآورد مي شود .
اين وسئله را مي توان به كاهش قابل ملاحظه اي ذخيره انرژي در اين كشورها و افزايش جمعيت جهان ( سال 1985 : 10×5/4 نفر در سال 2000 حدود 10 × 4/6 نفر ) نسبت داد .
در حال حاضر نيازهاي انرژي اوليه جهاني عمدتا توسط منابع فسيلي ( نفت خام ، زغال سنگ و گاز طبيعي ) تأمين مي شود .
در سال 1983 سهم انرژي غير فسيلي فقط 2/4 درصد بوده است . حفظ منابع فوق به ويژه نفت خام و گاز طبيعي ضروري است . زيرا اين مواد صرفا به مقدار محدود در دسترس مي باشد و مي توان به غعنوان مواد اوليه صنايع شيميايي آلي از نفت خام و گاز طبيعي و 10% از زغال سنگ توليد مي شود . )
ذخاير جهاني زغال سنگ بسيار ديرتر ( سيصد سال يا بيشتر )
از نفت خام و گاز طبيعي ( حدود 40 تا 70 سال ) تمام خواهند شد و از طرفي به طور يكنواخت تر در قشر زمين پخش شده اند .
هر چند كه به دليل انتشار زياد دي اكسيد كربن ، دي اكسيد گوگرد و اكسيدهاي نيتروژن به محيط زيست ، استفاده بيش از حد آن مشكلات زيست محيطي را به دنبال خواهد داشت .
به ويژه آنكه ، انتشار دي اكسيد كربن به اتمسفر ( در سال 1980 حدود 10 × 23 تن در جهان ) در درازمدت سبب تغييرات آب و هوايي خواهد شد .
از اين رو منابع ديگر انرژي مانند انرژي خورشيدي ، نيروي باد ، انرژي امواج و انرژي هسته اي شديدا مورد توجه قرار گرفته اند .
سه منبع اول در مقادير نامحدود در دسترس مي باشند . هر چند كه هزينه آنها هم چنان بالا است ، اما انرژي هسته اي با چگالي انرژي بالاتر مي تواند به قيمت ارزان در تمام جهان مورد استفاده قرار گيرد .
به همين جهت انرژي هسته اي به ويژه براي توليد برق به طور روز افزون به كار گرفته که. ( حدود 20 تا 25 درصد انرژي اوليه براي توليد برق به كار مي رود . ) سهم انرژي هسته اي در توليد برق در برخي از كشورهاي صنعتي ارائه شده است . انرژي هسته اي حدود 15% كل توليد جهاني برق
( KWH 10× 7000 در سال 1986 را به خود اختصاص مي دهد . صرف نظر از اتفاقاتي كه در هريسبورگ ( ايالات متحده آمريكا ) و چرنوبيل ( شوروي سابق ) روي داد .
درصد فوق در آينده افزايش بيشتري خواهد يافت . واقعه اي كه در سال 1986 در چرنوبيل رخ داد ( جدي ترين واقعه در تارخ انرژي اتمي غير نظامي ) خئدشه اي بر مقبوليت انرژي هسته اي وارد نكرد .
هر چند كه اين واقعه سبب گشت تا بررسي دقيقي نسبت به حداقل استاندارد هاي ايمني هسته اي تحت نظارت سازمان بين المللي انرژي اتمي به عمل آيد .
علاوه بر حفظ منابع و كاهش وابستگي به نفت خام ، ارزاني نسبي برق توليد شده توسط انرژي هسته اي در مقايسه با سوختهاي فسيلي نيز استفاده بيشتر از انرژي هسته اي را توجيه مي نمايد .
به جز ايالات متحده آمريكا اين مسئله در مورد تمام كشورهاي صنعتي مهم صدق مي كند . در اين خصوص ملاحضات ملي بسيار متفاوتي در نظر گرفته شده است ( مثلا براي نيروگاه هاي زغال سنگ سوز :
گوگرد زدايي و حذف اكسيد نيتروژن از گازهاي سوخته و در نيروگاه هاي هسته اي غني سازي اورانيم بازآفريني آلمانهاي سوختي مصرف شده و مناسب سازي و انهدام زباله هاي راديواكتيو ) .
مقايسه هزينه هاي توليد برق در نيروگاه هاي هسته اي و زغال سنگ نشان مي دهد . كه هزينه سوخت براي احتراق زغال سنگ به مراتب بالاتر است .
در صورتي كه هزينه واحد توليدي در مورد نيروگاه هسته اي ( شامل انهدام يا دفع زباله ) به مقدار قابل ملاحظه اي بيشتر مي باشد .
كشور فرانسه كه از گسترده ترين برنامه هسته اي برخوردار است ، بيشترين سود را از انرژي هسته اي كسب مي كند .
به طوري كه هم اكنون اين كشور مقادير زيادي برق ( حدود 10×30 كيلو وات ساعت در سال ) به كشور هاي همسايه صادر مي نمايد .
( در سال 1992 ، با توجه به قيمت بازار آزاد برق اعلام شده در داخل EEC نتايج متغير گسترده اي در جوامع اقتصادي اروپاي غربي پديد آمد . ) .
اطلاعات عمومي درباره چرخه سوخت هسته اي
استفاده از انرژي توليد شده توسط شكافت هسته اي مستلزم به كارگيري فناوري هسته ي بسيار پيچيده اي است كه جزء كليدي آن را رآكتور هسته اي تشكيل مي دهد .
رآكتور كار آمد نياز تأمين سوخت هسته اي شكاف پذير ( اورانيم ، پلوتونيم ) و انهدام المانهاي سوختي مصرف شده ( و شديدا تحت تابش قرار گرفته ) مي باشد .
مراحل مجزاي فرآيند فيزيكي و شيميايي هسته اي در مديريت سوخت هسته اي اساسا توسط نوع رآكتور تعيين مي شود .
و به مين جهت ارتباط تنگاتنگي با خواص محصول شكافت و سوخت ويژه خواهد داشت . اين مراحل مي تواند به صورت زير تقسيم بندي شود :
1- توليد المان سوخت .
استخراج و پر عيار سازي كانه هاي اورانيم .
تبديل اورانيم پر عيار شده به فلوئوريد اورانيم ( VI )
غني سازي ايزوتوپ شكاف پذير اورانيم U235 از 7/% ( اورانيم طبيعي ) به حدود 2تا 4 درصد
تبديل فلوئوريد اورانيم ( VI ) به اكسيد اورانيم ( IV ) يا اورانيم فلزي ( سوخت هسته اي )
توليد المانسوخت
2- شكافت هسته اي مثل :
3- باز فرآوري و انهدام زباله :
جداسازي و بازگرداني اورانيم و پلوتونيم ( شكاف پذير ) تغيير نكرده كه در رآكتور توليد شده است .
بهينه سازي و ذخيره سازي نهايي و ايمن محصولات راديواكتيو حاصل از شكافت .
باز فرآوري المانهاي سوختي مصرف شده و بازگرداني اورانيم و پلوتونيم همراه ، چرخه سوخت را كامل نموده و بهترين شكل بهره گيري از انرژي را ارائه مي مايد . هر چند كه اين مسائل هاكاملا ضروري نبوده و در تعدادي از كشورهايي كه با خطر ازدياد اين مواد مسائل زيست محيطي ، ايمني و غيره روبه رو هستند .
مورد بحث مي باشد . به علاوه موارد فوق در انواع ر كتور ويژه ( رآكتورهاي كاندو ) مقرون به صرفه نبوده و هم اكنون در مورد برخي ديگر از رآكتورها ( رآكتورهاي دما بالا ) به لحاظ مسائل فني امكان پذير نيست .
ذخيره سازي نهايي و بي واسطه المانهاي سوخت هسته اي مصرف شده در مثلا سازنده هاي نمكي يا گرانيتي از جمله راه كارهاي ديگر به شمار مي آيد .
اين شيوه انهدام در ايالات متحده آمريكا ، كانادا و سوئد ترجيح داده مي شود اما قبل از آنكه بتوانند به عنوان يك امكان عملي مورد توجه قرار گيرد نيازمند توسعه گسترده خواهد بود .
از اين رو ، به كارگيري روش فوق تا پايان قرن حاضر بعيد به نظر مي رسد .
فراواني اورانيم و توريم .
اورانيم و توريم سوختهاي هسته اي شكاف پذير هستند كه به طور گسترده به صورت طبيعي يافت مي شوند .
پلوتونيم صرفا از طريق فرآيندهاي بارآورندگي در رآكتورهاي هسته اي توليد مي گردد . به عنوان مثال ، در يك رآكتور سبك Mwe 1000 ساليانه حدود 300 كيلوگرم پلوتونيم انباشته مي شود .
قشر زمين حاوي حدودا ppm 4 اورانيم و آب دريا شامل ppb 3 اورانيم مي باشد . بزرگترين ذخاير اين ماده در استراليا ، آفريقا ( آفريقاي جنوبي ، نيجر ، ناميبيا ) و آمريكاي شمالي ( ايالات متحده آمريكا ، كانادا )
واقع شده اند . در سال 1985 ذخاير قابل استخراج از لحاظ اقتصادي 10×6/1 تن همراه با مقدار اضافي 10×9/0 تن ذخاير احتمالي ( به صورت اورانيم ) با قيمت كمتر از 80 دلار در هر كيلوگرم اورانيم برآورد شده بود .
به صورت تخميني مي توان به ترتيب 10×63/0 تن و 10×4/0 تن ( با قيمت اورانيم در محدوده 130-80 دلار در هر كيلوگرم ) به ارقام فوق اضافه نمود .
ذخايراحتمالي بسيار بيشتر از اين ارقام مي باشد ( عمدتا آپانيت ) كه بالغ بر ×10*3/6 تن برآورد مي شوند .
جزو اين ذخاير به شمار مي آيند . در احتساب ذخاير احتمالي ، ذخاير عملا بي پايان ( ولي به سختي قابل استخراج ) اورانيم آب دريا ( حدود 10×5/4 تن ) مد نظر قرار نگرفته است .
در حال حاضر تقاضا براي اورانيم در دنياي غرب حدود 10×42 تن در سال مي باشد و انتظار مي رود تا سال 2000 به 10×5/52 تن در سال بالغ شود .
توليد جهاني اورانيم در سال 1985 ، 10×35 تن بوده است . تفاوت بين توليد و مصرف از ذخاير ملي تأمين شده است .
كانادا ( در حال حاضر با 30% توليد جهاني ) آفريقاي جنوبي ، ايالات متحده آمريكا ، ناميبيا و نيجر ، مهمترين كشورهاي توليد كننده هستند .
استراليا و چين با ظرفيتهاي توليدي كه شديدا در حال گشترش است ، در آينده اي نزديك جزو كشورهاي عمده توليد كننده به شمار خوهند آمد .
توليد كل اورانيم از سال 1938 تا پايات سال 1985 حدود 10×800 تن بوده كه 25% آن براي اهداف نظامي به كار رفته است .
ماسه مونازيت منبع طبيعي عمده توريم است . ذخاير جهاني آن حدود 10×3/3 تن مي باشد كه 10×3/1 تن آن در جهان غرب قرار دارد .
توليد مونازيت پر عيار (1985 ) در جهان غرب به غير از ايالات متحده آمريكا حدود 10×5/31 تن بوده است . كشورهاي توليد كننده عمده ، استراليا ، برزيل ، هند و مالزي ممي باشند .
توريم اساسا در توليد مواد نسوز صنعت متالوژي مورد استفاده قرار مي گيرد و فقط بخش كوچكي در توليد المانهاي سوختي به كار مي رود .
( مثلا در ايالات متحده آمريكا فقط 5 تن در سال 1985 ) . اين رقم مي تواند در آينده با نصب گسترده رآكتورهاي ( دماي بالا ) توريم سريعا تغيير نمايد .
تا پايان اين قرن از لحاظ پاسخگويي به تقاضا و تثبيت قيمت ، تأمين اورانيم و توريم به مراتب مطوئن تر از تمام منابع انرژي فسيلي مي باشد .
تقاضا براي مواد شكاف پذير مي تواند به صورت نسبتا موپق از ظرفيت توليد نيروگاه هاي هسته اي در حال كار و طراحي شده محاسبه شوند .
هر چند كه در آينده به واسطه افزايش بازفرآوري المانهاي سوختي مصرف شده و استفاده از رآكتورهاي تندزا 2 ، احتمالا با كاهش روبه رو خواهد بود .
مقايسه سوخت لازم براي توليد kwh 10×5/8 برق در رآكتورهاي زير به روش شدن اين مسئله كمك مي كند :
رآكتور آب سبك ( Mwe 1300 )
بدون بازفرآوري 33 تن اورانيم
رآكتور آب سبك ( Mwe 1300 )
همراه با بازفرآوري 22 تن اورانيم
رآكتور تندزا ( Mwe 1300 ) 1/5 تن اورانيم و پلوتونيم
در مقايسه با :
نيروگاه هاي نفت سوز 10×6/1 تن نفت
نيروگاه هاي زغال سنگ سوز 10×7/2 تن زغال سنگ
ارقام فوق نشان دهنده اين مطلب است كه براي كاركرد درازمدت نيروگاه هاي هسته اي ، به قدر كافي سوخت هسته اي وجود دارد .
انواع رآكتور هسته اي
اطلاعات عمومي
تا پايان سال 1986 ، 26 كشور در مجموع 377 نيروگاه هسته اتي با كل ظرفيت توليد Gwe 286 را در اختيار داشته اند .
اگر اين مسئله از لحاظ نوع ر كتور بررسي شود ، رآكتور آب تحت فشار ، مرسوم ترين نوع ساخته شده به شمار مي آيد .
( ارقام ارائه شده در حاشيه كتاب ) . رآكتور هاي آب سبك ، رآكتورهاي خنك شده با گاز و مهار شده ( كند شده )
با گرافيت و رآكتورهاي آب سنگين نيز غالبا ساخته مي شوند .
( نوع آخر خصوصا در كانادا ) .
رآكتورهاي دما بالا (HTR ) و رآكتورهاي تندزا هنوز به صورت گسترده مورد استفاده قرار نگرفته اند .
اما در درازمدت سهم بسيار زيادي از توليد برق را به خود اختصاص خواهند داد .
رآكتورهاي فوق از لحاظ سوخت هسته اي
( اكسيد اورانيم ( IV ) ، اكسيد يا كاربيد اورانيم / توريم ، اكسيدهاي مخلوط اورانيم / پلوتونيم ) ، كند كننده يا مهارگر
( آب سبك ، آب سنگين ، گرافيت ) ، خنك كننده ( آب دي اكسيد كربن ، هليم ، گرافيت ، )
و به ويژه از نظر ساختمان رآكتور و در نتيجه ايمني كار با يكديگر متفاوت مي باشند .
- رآكتورهاي آب سبك
دو نوع رآكتور آب سبك وجود دارد . رآكتور هاي آب جوش و رآكتورهاي آب تحت فشار .
در هر دو نوع رآكتور از آب به عنوان خنك كننده و كند كننده ( جهت كند كردن نوترونهاي تندكه در حين شكاف هسته اي توليد شده اند . ) .
استفاده مي شود تا انرژيهاي حرارتي مورد نياز براي شكافت بعدي هسته هاي U235 تأمين گردد .
رآكتورهاي آب جوش
در اين نوع رآكتور ، آب در هسته رآكتور و در فشار 70 بار به نقطه جوش رسانده مي شود .
بخار آب توليد شده از محفظه تحت فشار رآكتور مستقيما به سمت توربينها فرستاده خواهد شد . دسته المانهاي سوختي كه هر كدام از مثلا يك شبكه 8×8 ميله سوخت تشكيل شده است .
در هسته رآكتور قرار گرفته اند . سوخت هسته اي متشكل از اكسيد اورانيم (IV ) غني شده( با مثلا U235 2/35 ) مي باشد .
رآكتور توسط مجموعه اي از ميله هاي كنترل ضربدري شكل كه از مواد جذب كننده نوترون ، مانند كاربيد بور تشكيل شده اند . كنترل مي شود .
رآكتورهاي آب تحت فشار
در رآكتورهاي آب تحت فشار ، گرماي توليد شده در هسته رآكتور از طريق يك حلقه اوليه ( شامل آب مايع در فشار 155 بار و دماي حدود .c 320 ) به يك حلقه ثانويه غير راديو اكتيو ، انتقال مي يابد كه در اين حلقه ، بخار آب توليد مي شود .
ميله هاي سوخت در هسته رآكتور طولي حدود m 5-3 و قطري برابر mm 10 دارند و به صورت دسته هاي مربعي شكل بسيار نزديك به هم چيده شده اند . يك المان سوخت نوعا از 236 ميله سوخت و 20 ميله كنترل با آرايش 16×16 تشكيل شده است .
193 عدد از چنين المانهاي سوختي مجموعا 117 تن سوخت هسته اي UO2 غني شده از U235 را در اختيار هسته توليد كننده گرما در يك نيروگاه هسته اي MW 1300 قرار مي دهد .
واكنش زنجيره اي توسط مواد جاذب نوترون و قابل حل در خنك كننده ( مثل اسيد بوريك ) به كمك ميله هاي كنترل تنظيم ( مهار ) مي شود .
اجزاء تشكيل دهنده حلقه اوليه در يك محفظه فشار غير قابل نفوذ كروي يا استوانه اي كه كاملا آب بندي شده محصور گرديده اند كه اين محفظه براي تحمل در برابر فشار آسيب رسان و محافظت محيط بيرون از آزاد شدن هرگونه ماده راديواكتيو ايجاد شده در داخل آن طراحي گرديده است .
رآكتورهاي كند شونده با گرافيت ( با مهارگر گرافيتي )
اين نوع رآكتورها از روزهاي نخست كاربرد انرژي هسته اي نقش مهمي در فناوري هسته اي ايفا نموده اند
. از اولين رآكتور هسته اي خخود نگهدارنده كه در سال 1938 در شيكاگو ساخته شد تا رآكتور هاي مدرن پيشرفته خنك شونده با گاز و نيز رآكتورهاي دما بالا همگي توسط گرافيت مها مي شوند
رآكتوري كه در حادثه چرنوبيل شركت داشت نيز از نوع مهارگر گرافيتي ( آب جوش در لوله تحت فشار ) بود .
رآكتورهاي خنك شونده با گاز ( با خنك كننده گازي )
اين گروه از رآكتورها شامل چند رآكتور مگنوكس كه هنوز در انگلستان و فرانسه در حال كار هستند و رآكتورهاي پيشرفته خنك شونده با گاز ( AGR ) كه بيشتر در انگلستان به كار مي روند
مي باشد . اين نوع رآكتورها با دي اكسيد كربن خنك مي شوند و از سوختهاي اكسيد اورانيم ( IV ) كم غني شده استفاده مي نمايند . دماي خروجي گاز حدود .C 69 است .
در رآكتورهاي دما بالا ( HTR ) كه هم اكنون در حال توسعه هستند .
هليم به عنوان گاز خنك كننده به كار مي رود و در نتيجه از خوردگي گرافيت توسط دي اكسيد كربن كه از مشكلات رآكتورهاي AGR به شمار مي آيد . جلوگيري خواهد شد
. 2CO C+ CO2
سوخت از كاربيد يا اكسيد توريم و اورانيم بسيار غني شده تشكيل گرديده است .
و مي تواند به صورت ميله هاي سوختي ( مانند آنچه در رآكتورهاي آزمايشي در ايالات متحده آمريكا و انگلستان به كار رفته است ) .
و يا به صورت دانه اي شكل ( ماند آنچه در رآكتور نمونه اوليه در هام – يونتروپ در آلمان غربي استفاده شده است . ) .
به كار گرفته شود . سوخت دانه اي شكل از ذرات سوخت شامل حدود يك گرم U235 و ده گرم TH232 كه با كربن پيروليتي يا SIC پوشش داده شده و در يك زمينه گرافيتي نشانده شده اند ( جهت جلوگيري ز آزاد شدن محصولات شكافت ) تشكيل مي شود .
360000 عدد از اين نوع سوخت دانه اي شكل همراه با 280000 دانه گرافيتي كند كننده و 35000 عدد دانه جذب كننده حاوي بور فقط براي پر كردن اوليه رآكتور 300 –THTR ( با ظرفيت توليد Mwe300 يا گرما MW750 ) كه در سال 1985 در آلمان غربي ( سابق ) شروع به كار كرده مورد استفاده قرار گرفته است .
دانه هاي با قطر CM6 به صورت يك لايه غير متراكم در رآكتور مي باشند و بايد هنگامي كه رآكتور در حال كار است به طور مداوم در هسته رآكتور در حال گردش باشند . ( رآكتور بستر گلوله اي ) .
چگالي توان چنين رآكتورهاي خنك شده با هليم بسيار بالاتر از رآكتورهاي خنك شده با co2 بوده و دماي گاز خروجي آنها مي تواند به بيش از .c 1000 بالغ شود ( در رآكتور 300 –THTR دماي .C750 ) .
گرماي به دست آمده از هليم را مي توان جهت توليد بخار آب يا به عنوان گرماي فرآيند براي واكنشهاي شيمياي در دماهاي بالا
( مثلا در الكتروليز دما بالاي بخار آب يا در فرآيند به صورت گاز در آوردن زغال سنگ) مورد استفاده قرار داد .
مزيت رآكتور دما بالا ( HTR ) توريمي در استفاده از نوترونهاي توليد شده حين شكافت اورانيم جهت تبديل Th232 شكافت ناپذير به u233 شكافت پذير مستتر است .
رآكتورهاي خنك شونده با آب سبك
اين نوع رآكتور ، رآكتوري است كه در چرنوبيل به كار رفته بود و در شوروي سابق ترجيح داده مي شود .
رآكتور فوق اساسا از يك بلوك گرافيتي به قطر تقريبي m14 و ارتفاع m8 تشكيل شده و 2500 لوله عمودي از ميان آن عبور داده شده است .
در اين لوله ها حدود 1700 المان سوخت با اورانيم كم غني شده و 250 ميله كنترل و مهار كننده قرار گرفته است .
در شرايط معمولي كار ، المانهاي سوختي توسط آب جوش در فشار 150-100 بار خنك مي شوند و بخار آب در دماي حدود .c550 توليد مي شود .
بررسي حادثه چرنوبيل نشان داد كه فقدان يك سيستم قطع سريع پيچيدگي سيستمهاي خنك كننده و كنترل ، واكنش پذيري آب خنك كننده با گرافيت و زيركونيم و فقدان يك محفظه نفوذ پذير و مقاوم در برابر فشار براي رآكتور ( كه در كشور هاي غربي الزامي است . )
به ويژه مشكل ساز بوده اند . تخمين زده مي شود كه حدود GBq 10×2 ماده راديواكتيو به استثناي گازهاي كمياب در اثر انفجار رآكتور و پس از آن به محيط وارد شده است .
رآكتورهاي آب سنگين
در رآكتورهاي آب سنگين از آب سنگين ( D2O ) به عنوان كند كننده ( مهارگر ) استفاده مي شود
اين نوع رآكتورها مي توانند با اورانيم طبيعي كار كنند ( به دليل سطح مقطع پايين گيراندازي براي نوترونهاي حرارتي D2O در مقايسه با H2O ) .
هر چند كه ، قيمت بالاي آب سنگين ( كه فقط 15 0/0 % در آب طبيعي موجود است .)
از معايب آن به شمار مي آيد . هزينه بالاتر سرمايه گذاري ( در مقايسه با رآكتورهاي آب سبك ) و چگالي توان پايين تر ، از استفاده گسترده تر اين نوع رآكتور جلوگيري به عمل آورده است .
رآكتورهاي آب سنگين فقط در كانادا به تعداد زياد نصب شده اند . جهت دستيابي به نسبت لازم كند كننده به سوخت كه برابر 20 به 1 مي باشد ( در رآكتور آب سبك 2 به 1 ) دسته هاي 19 تا 37 تايي ميله هاي سوختي ( كه به طور محكم با هم بسته شده اند . )
. در فاصله cm25 از يكديگر قرار داده مي شوند . ماده خنك كننده از بين دسته هاي ميله سوختي در كانالهاي خنك كننده جريان مي يابد و فضاي بين دسته هاي ميله سوختي با كند كننده D2O پر شده است .
خنك كننده هاي با ضريب جذب نوترون پايين مانند D2O, CO2 يا He در رآكتورهاي اورانيم طبيعي مورد استفاده قرار مي گيرند .
اين محدوديت براي رآكتورهاي اورانيم غني شده وجود ننداشته و در نتيجه براي چنين رآكتورهايي مي توان از آب استفاده كرد .
متداول ترين نوع رآكتور آب سنگين مورد استفاده رآكتور لوله اي فشاري خنك شونده با D2O ( كاندو ) است كه در كانادا توسعه يافته است .
در اين نوع رآكتور از سوخت اورانيم طبيعي ، خنك كننده D2O تحت فشار كند كننده D2O فشار پايين استفاده مي شود .
در كانادا ، رآكتورهاي كاندو سالهاست كه براي استخراج نفت از ماسه سنگهاي نفت دار به كار برده مي شوند .
رآكتورهاي تندزا
رآكتورهاي تندزا با نوترونهاي « تند » مهار نشده كه مي توانند Th232 و U238 ( مواد بارآور ) را به ترتيب به U233 و Pu238 شكافت پذير ( سوخت ) تبديل نمايند ، كار مي كند . به طور كلي ، از طريق آرايش مناسب مواد بارآور و سوخت در هسته ( U233 وU235 و pu239 در مركز و TH 232 و U238 در پوسته ) امكان توليد ماده شكافت پذيرتر ، بيشتر از آنچه در شكافت هسته اي مصرف مي شود . وجود خواهد داشت ( سرعت بارآوري 1 ) .
عملكرد اورانيم در اين شيوه نسبت به رآكتورهاي آب سبك تا 60 برابر كارآمدتر است . معمولا مخلوطي از PUO2 / UO2 بسيار غني شده با حدود 10 تا 20 درصد PU239 ( يا U235 ) به عنوان سوخت و اورانيم يا كمبود U235 حاصل از واحدهاي جداسازي ايزوتوپ و بازفرآوري سوخت مصرف شده به عنوان ماده بارآور مورد استفاده قرار مي گيرد .
در اينجا استفاده از كند كننده ضرورتي ندارد . محيط ترجيحي انتقال حرارت سديم مايع مي باشد ( حلقه اوليه ) كه از طريق يك حلقه ثانويه با دماي حدود .C400 ( باز هم سديم مايع ) به يك حلقه معمولي آب / بخار آب متصل شده است .
در حال حاضر علاوه بر تعدادي واحد كوچك آزمايشي با ظرفيت Mwe 300-100 ( در ايالات متحده آمريكا ، شوروي سابق ، فرانسه و انگلستان ) ، دو رآكتور بزرگ ( شوروي سابق : Mwe 600 ، فرانسه : Mwe 1200 ) كه در حال كار هستند . فرانسه با رآكتور بارآور سوپرفنيكس خود كه در سال 1985 آغاز به كار كرد . از پيشرفته ترين نيروگاه بارآور جهان برخوردار است .
رآكتورهاي تندزا ديگري در آلمان غربي ، هند ، ژاپن و شوروي در حال ساخت مي باشند . 6-5 توليد سوخت هسته اي
رايج ترين ماده سوخت هسته اي مورد استفاده در نيروگاه هاي هسته اي ( خصوصا براي رآكتورهاي آب سبك ) . اكسيد اورانيم ( IV ) است . مخلوط اكسيدي اورانيم – پلوتونيم ، كاربيدهاي مختلف ( UC, UC2 ،U1-XpuxC , Thc2 و اورانيم فلزي ( براي رآكتورهاي منسوخ شده ( از نظر فني ) مگنوكس ) از اهميت معادل برخوردارند . سوختهاي نيتريدي صرفا در رآكتورهاي آزمايشي به كار رفته اند . .
توليد سوخت مشتمل بر موارد زير است :
استخراج و تغليظ كانه اورانيم ، تبديل به UF6 غني سازي U235و و تبديل مجدد UF6 به U3O8 و نهايتا ماده حاصله به صورت قرصهاي استوانه اي پرس سرد شده و در اثر عمليات حرارتي به قرصهاي UO2 تف جوش شده تبديل مي گردد .
تركيبات اورانيمي به دست آمده از ذخاير كانه طبيعي اورانيم و ماده شكافت پذيري كه در حين بازفرآوري سوخت مصرف شده اورانيمي جداسازي شده است . مواد آغازين مورد استفاده در توليد سوخت هسته اي اورانيمي را تشكيل مي دهد .
توليد مواد پر عيار ( پر باره ) اورانيمي .
اورانيم در طبيعت عمدتا به صورت پيچبلند ( UO2 ) و اورانينيت 2 ( UO2 . 2UO3 ) در پگماتيتها ( ناميبيا ، كانادا ، شوروي ) ، جوش سنگها ( كانادا ، آفريقاي جنوبي ) ، سنگ لوح سياه 3 با كمبود اكسيژن (سوئد ) فسفاتها ( ايالات متحده آمريكا ، مراكش ) و گانگ و ماسه سنگ ( استراليا ، ايلات متحده آمريكا ، نيجر ) يافت مي شود . و از طريق معدن كاري روباز يا زيرزميني ( براي مقادير U3O8 بيشتر از 03/0% ) استخراج مي گردد .
استخراج اورانيم از اسيد فسفريك و فرآيند « شستشو درجا » حائز اهميت مي باشد . به طوري كه در حال حاضر 5% كل توليد را به خود اختصاص مي دهد . هم اكنون بزرگترين ذخاير تقريبا دست نخورده اورانيم در آب دريا يافت مي شود . اورانيم حاصل از كانه هاي اورانيم
كانه استخراج شده از معادن روباز يا زيرزميني بر اساس شدت راديو اكتيويته طبقه بندي مي شود . سپس در سنگ شكن به اندازه كمتر از mm10 به صورت درشت خرد شده و نهايتا آسياب خواهد شد كه در حين اين عمل ، رادون آزاد شده به بيرون كشيده مي شود ( به عنوان يك اقدام پيش گيري از تشعشع ) . اورانيم به كمك فرآيندهاي هيدرومتالورژيكي ( شستشو ) استخراج گرديده و سپس توسط فرآيندهاي تبادل يوني و استخراجي تغليظ ( پر عيار ) مي گردد و نهايتا رسوب داده مي شود .
فرآيندهاي شستشو
شستشو كانه هاي اورانيم عمدتا با اسيد سولفوريك رقيق انجام مي گيرد . كه در اثر اين عمل اكسيد اورانيم (vi ) در فشار اتمسفر به سولفات اورانيل ( VI ) تبديل مي شود .
UO3 + H2SO4 UO2SO4+ H2O
اگر اورانيم به صورت اكسيد اورانيم ( IV ) ( مثلا در پيچبلند ) وجود داشته باشد بايد ابتدا توسط نمكهاي آهن ( III ) يا اسيد نيتريك به اورانيم با ظرفيت شش تبديل شود . در برخي موارد اسيد كلريدريك يا اسيد فسفريك در كانه شويي ( انحلال تدريجي كانه ) به كار برده مي شود .
كانه هاي با گانگ قليايي ( مثل كربناتها ) ترجيحا با كربنات سديم ، كربنات هيدروژن سديم يا كربنات آمونيم تحت فشار ( 5 تا 6 بار ، دماي .C120 – 95 ) و يا در فشار اتمسفر ( .C 80-75 ) و يا در صورت لزوم با افزودن اكسيژن اتمسفر شسته مي شوند كه در اثر اين عمل كمپلكس تريس كربوناتو اورانيل ( VI ) تشكيل مي گردد :
UO2 + Na2CO3 + 2NaHCO3 Na[UO2( CO3 ) 3] + H2O استخراج اورانيم كانه هاي نامرغوب اورانيم از طريق كم كم وارد نمودن ( قطره اي ) واسطه شستشو دهنده به درون كپه هاي آسياب نشده و يا به داخل خود رگه ( شستشو درجا ) صورت مي گيرد .
در روش « شستشو درجا » عامل شستشو دهنده قليايي از طريق لوله هاي تزريق كننده به داخل لايه سنگ ( خصوصا ماسه سنگ ) وارد شده و توسط يك مارپيچ ارشميدسي مركزي به سمت سطح زمين آورده مي شود . راندمان استخراج 60 تا 85% مي باشد . ( نسبت به اورانيم موجود ) .
مزيت اين روش در هزينه سرمايه گذاري بسيار پايين تر آن نهفته است ( 20تا 30 دلار در هر پوند U3O8 در مقايسه با 20 تا 75 دلار در هر پوند در روش معدن كاري .) .
جداسازي اورانيم از محلولهاي شستشو
پس از جداسازي و خارج كردن مواد جامد به جا مانده ( انحلال نيافته ) از طريق صاف كردن يا سرزير كردن معكوس ( در چند مرحله ) اورانيم موجود در محلول توسط فرآيندهاي تبادل يئني ، استخراج معكوس يا تلفيقي از فرآندهاي فوق بيشتر غني شده و ناخالصيها ( خصوصا W,MO,Cr,Cd, V ) از آن گرفته مي شود.
جداسازي توسط تبادل يوني :
رزينهاي تبادل يوني بازي ( ضعيف يا قوي ) جهت جداسازي انتخابي اورانيم از محلولهاي اسيدي يا بازي ضعيف حاصل از مرحله شستشوبه كار برده مي شوند . به كمك محلولهاي نيتراتي يا كلريدي نظير كمپلكسهاي آنيوني ( كربوناتو – با سولفاتو ) اورانيم از رزين تبادل يوني جدا مي گردد .
تبادل يوني توسط فرآيند بستر ثابت ( معمولي ) تبادل يوني پيوسته و يا ( براي محلولهاي شستشو صاف نشده ) با استفاده از تعليقهاي رزين تبادل يوني صورت مي گيرد . فريند تبادل يوني از اين مزيت برخوردار است كه مي توان اورانيم را از محلولهاي بسيار رقيق و همچنين از محلولهاي صاف نشده و كدر استخراج كرد .
جداسازي از طريق استخراج حلال :
در حال حاضر جداسازي استخراجي اورانيم از محلولهاي شستشوي عمدتا اسيدي از اهميت بسيار بيشتري نسبت به فريندهاي تبادل يوني برخوردار است . اين روش اساسا از دو مرحله تشكيل شده است .
استخراج اورانيم در يك حلال لي به كمك يك عامل استخراجي
بيرون كشي اورانيم موجود به داخل فاز بي به صورت كمپلكس اورانيل ( VI ) مثل :
[UO2(SO4)3] 4- آلي +5Na2CO3
[UO2(CO3)3] 4-آبي +2H2O+2CO2+3Na2so4
در هر دو مرحله در « مخلوط كننده – ته نشين كننده » هاي چند مرحله اي كه به صورت معكوس كار مي كنند ، انجام مي شود . تركيبات فسفر نظير تري –n- بوتيل فسفات ( TBP ) ، دي – ( 2 – اتيل هگزيل ) – فسفات ( D2EHPA ) ، تري –N- اكتيل – فسفينوكسيد ( TOPO ) و نمكهاي آلكيل آمونيم چهار تايي مختلف از جمله عوامل استخراجي به شمار مي آيند . انتخاب عامل استخراجي به روش شستشوي به كار رفته بستگي داشته و به صورت محلولهاي 4تا 10 درصد حجمي در حلالهاي آلي نظير كروزن مورد استفاده قرار مي گيرند .
در برخي موارد 3تا 5 درصد از يك الكل با زنجيره بلند نظير ايزو اكتانول جهت افزايش انحلال پذيري نمكهاي آلكيل آمونيم در فاز آلي افزوده مي شود . بيرون كشي تركيبات اورانيم به داخل فاز آبي توسط اسيد كلريدريك ، محلولهاي سولفات آمونيم يا كربنات سديم انجام مي پذيرد .
توليد تركيبات اورانيم قابل عرضه به بازار ( «كيك زرد » )
براي تهيه تركيبات اورانيم قابل عرضه به بازار كه به دليل رنگ زردشان به «كيك زرد » مشهورند ، بايد محلولهاي آبي نمك اورانيم يك توسط تبادل يوني يا استخراج حلال توليد شده اند ، تحت فرآوري بيشتري قرار گرفته و ناخالصيهاي موجود ( مثل Mo, V, P ) جداسازي شوند .
پس از خروج يونهاي آهن ، فسفات و سولفات اضافي ماده پر عيار شده اورانيمي به صورت دي اورانات سديم يا آمونيم رسوب داده مي شود و پس از صاف كردن ، شسته شده و خنك مي گردد .
عمل رسوب دهي يا در محلولهاي قليايي با 12 PH> و دماي .C80 با افزودن هيدروكسيد سديم انجام مي شود .
Na4[UO2(CO3)3]+6NaOH Na2U2O7+ 6Na2CO3+ 3H2O
و يا در محلول اسيدي در PH:5 با عبور از آمونياك صورت مي پذيرد .
2UO2SO4+6NH3+3H2O (NH4)2U2O7+ 2(NH4)2SO4
در برخي موارد اين عمل با افزودن هيدروكسيد كلسيم يا منيزيم نيز انجام مي شود . واناديم هم رسوب شده را مي توان در روش اول از طريق تشويه كيك زرد در .C850 همراه با افزودن كربنات سديم خارج كرد .
اين كار در روش دوم امكان پذير نيست از اين رو ، اين روش را صرفا مي توان براي كانه هاي اورانيمي با مقدار كم موليبدن و واناديم به كار برد . دي اورانات سديم در .C175- 120 خشك مي شود در صورتي كه دي اورانات آمونيم را بايد در تشويه كننده هاي چند آتشدان تا دماي .C750 به جهت تكميل عمل تجزيه و خروج ناخالصيهايي كه هنوز باقي مانده اند ( سولفيت ،كلريد ) حرارت داد .
9(NH4)2U2O7 6U3O8+14NH3 + 15H2O + 2N2
اورانيم حاصل از فسفاتها
اكثر ذخاير اورانيم موجود در قشر زمين در آپاتيتها يافت مي شود . و مي تواند به كمك اسيد سولفوريك به صورت « تر » استخراج شود هر چند كه غلظت متوسط U3O8 ( PPM200-100 ) بسيار پايين است اما عمل غني سازي صرفا براي واحدهاي بزرگ توليد اسيد فسفريك و نيز در صورت پايين نبودن قيمت اورانيم مقرون به صرفه خواهد بود .
عمل جداسازي از اسيد فسفريك از طريق استخراج اورانيم (VI ) به كمك مخلوط TOPO و D2EHPA در كروزن ( روش ORNL ) و يا توسط استخراج اورانيم (IV ) با استفاده از مخلوط منو و دي اكتيل فنيل استرهاي اسيد ارتو فسفريك در كروزن انجام مي شود .
فر وري بعدي به كمك يكي از روشهاي بيرون كشي اكسايشي يا احيايي صورت مي گيرد . در روش بيرون كشي احيايي ، اورانيم ( IV ) موجود در اسيد فسفريك اوليه به كمك كلرات سديم ، پراكسيد هيدروژن يا هوا در .C70-60 به اورانيم (VI ) تبديل شده و سپس توسط TOPO/D2EHPA در يك فاز آلي ( كروزن ) استخراج مي گردد . و نهايتا از طريق احياي چند مرحله اي با استفاده از محلولهاي آلي آهن (II ) بيرون كشيده مي شود . محلول اورانيم حاصله (غني سازي شده با يك فاكتور 40 ) توسط اكسايش و استخراج مجدد ، بيشتر تغليظ مي گردد .
سرانجام اورانيم (VI ) به كمك كربنات آمونيم بيرون كشيده مي شود . و به صورت كمپلكس آمونيم اورانيل (VI ) تريس كربوناتو ، رسوب مي كند . اين ماده پس از صاف شدن شسته شده و در اثر تكليس به U3O8 تبديل مي شود . در روش بيرون كشي اكسايشي اورانيم (VI )موجود در اسيد فسفريك اوليه ، ابتدا به اورانيم (IV ) احيا مي شود و سپس با مخلوطي از منو و دي اكتيل فنيل استرهاي اسيد ارتو فسفريك در كروزن استخراج مي گردد . اكسايش به كمك كلرات سديم در اسيد فسفريك ، اورانيم را به فاز بي انتقال داده و سپس توسط TOPO/D2EHPA همانند روش بيرون كشي احيايي استخراج مي شود .
مقدار اورانيم موجود در كانسارهاي آپاتيت در ايالات متحده آمريكا به تنهايي حدوN 10×600 تن ( به صورت U3O8 ) براورد شده است . ظرفيت استخراج اورانيم از اسيد فسفريك اوليه در سال 1981 در كل جهان حدود 10×2 تن در سال بوده است .
اورانيم حاصل از آب دريا
در راستاي تأمين او رانيم مورد نياز رآكتورهاي آب سبك در قرن آينده راه هاي بهره برداري از ذخاير بي پايان اورانيم ب دريا عملا مورد بررسي قرار گرفته اند . مشكل اصلي ، مقدار فوق العاده كم اورانيم موجود در آب دريا مي باشد .
كه در مقام مقايسه با كانه هاي اورانيم استخراج شده (PPM5000 -350 ) و فسفاتها (PPM200-100 ) در حدود PPM003/0 است . از اين رو ، براي توليد يك تن اورانيم با بهره دهي 30% بايد حدود يك كيلومتر مكعب (10^12 ليتر ) آب دريا تحت فرآوري قرار گيرد . اين كار صرفا با استفاده از عوامل جذب شديدا انتخابي امكان پذير خواهد بود . هدف فعاليتهاي اخير در ايالات متحده آمريكا ، اروپاي غربي و خصوصا ژاپن استخراج اورانيم از آب دريا به كمك عوامل جذب سطحي ( مانند اكسيد تيتانيم (IV ) هيدراته ) يا تبادل گرهاي يوني ( مثل پلي آكريلاميدوكسيم ) با بهره برداري از جريانات اصلي اقيانوسها يا امواج ( جزر و مدها ) مي باشند .
تا كنون فاكتورهاي غني سازي در حد5^10و 6^10 با قيمت توليد چند دلار در هر پوند U3O8 حاصل شده است .
اين رقم مي تواند سريعا با توسعه بيشتر تغيير يابد . اولين واحد توليدي قابل كار ر سال 1986 در ژاپن شروع به فعاليت كرده است ( ظرفيت توليد : ده كيلوگرم اورانيم در سال ) .
تبديل مواد پر عيار شده اورانيمي به هگزا فلوئوريد اورانيم
اطلاعات عمومي
مباني اصلي تبديل مواد پر عيار شده اورانيمي به تركيبات گازي اورانيم كه براي غني سازي U235 ضروري است . در اوايل دهه 1940 در ايالات متحده آمريكا در حين پروژه مانهاتان 2 تدوين شد . در پروژه مانهاتان اصول فوق جهت توليد اولين بمب اتمي به كار رفته بود.
اين اصول هنوز هم پايه تمام واحد هاي غني سازي اورانيم تبديل كيك زرد پيش تصفيه شده به فلوئوريد اورانيم (VI ) استوار مي باشد . ف6لوئورد اورانيم پايدارترين تركيب فرار ( از نظر حرارتي ) اورانيم به شمار مي آيد . ( دماي تصعيد :.C5/56 ) .
از طرف ديگر UF6 كه تنها نوع طبيعي ايزوتروپ فلوئور است ، از اين مزيت نيز برخوردار مي باشد كه وزن مولكولي با اهميت جهت غني سازي ايزوتروپ در آن صرفا وابسته به نسبت ايزوتروپ در آن صرفا وابسته به نسبت ايز.وتروپ اورانيم است .
براي توليد UF6 از دو روش «تر » و خشك استفاده مي شود . در هر دو شيوه ، UO2 و HF4 به عنوان مواد واسط تشكيل مي گردند . در روش «تر» از مواد پر عيار شده اورانيمي O2 توليد مي شود .
اين كار از طريق نيترات اورانيل (VI ) صورت مي گيرد . در روش خشك ، مواد پر عيار شده اورانيمي مستقيما به صورت UO2 احيا مي شوند .
توليد UF6 به روش « تر»
خالص سازي مواد پر عيار شده اورانيمي در روش « تر » صرفا از طريق استخراج حلال صورت مي گيرد . مواد فوق در اسيد نيتريك M1-5/0 حل شده و سپس در دستگاههاي مخلوط كننده – ته نشين كننده يا در ستونهاي با بشقابك نوساني ( پالسي ) به كمك تري بوتيل –N- فسفات 30% در كروزن به صورت UO2 (NO3)2.2TBP در فاز آلي استخراج
مي گردد . پس از خارج كردن ناخالصيهاي همراه ( TH,MO ) در سيستم شستشو ، نمك اورانيم توسط آب .C60 به داخل فاز آبي كشيده مي شود .
محلول رقيق نيترات اورانيل (VI ) حاصله تبخير شده و به نيترات اورانيل (VI ) شش آبه ، (UNH)UO2(NO3)2. 6H2O تبديل مي شود . و نهايتا در كوره هاي بستر شناور و در دماي .C45-350 به UO3 نارنجي رنگ تبديل مي گردد . UO2(NO3)2.6H2O UO3+NO+NO2+6H2O+O2
سرانجام UO3 به دست آمده توسط هيدروژن در كوره هاي بستر شناور در .C600-500 به UO2تبديل مي شود . راهديگر اين است كه مي توان دي اورانات آمونيم (ADU ) را با افزودن آمونياك به محلول تصفيه شده نيترات اورانيل ( VI ) رسوب داد و پس از صاف كردن ، شستشو و خشك كردن تكليس نمود .
توسط هيدروژن به UO2 احيا كرد ( روش كومورهكس فرانسوي ) . حجم توليد چنين واحد هاي توليدي نوعا در حد 4^10 تن در سال اوانيم مي باشد . UO2 شديدا واكنش پذير كه در اثر احياي UO3 توليد شده است ، از طريق هيدرو فلوئوردار كردن با گاز فلوئوريد هيدروژن مستقيما به UF4 ( نمك سبز ) تبديل مي شود . اين واكنش شديدا گرمازا ، به كمك خنك كردن با هوا در دماي .C650- 550 در رآكتورهاي بستر شناور ، بستر متحرك يا مارپيچي ( مثلا با طول 17 متر و قطر 2/1 متر ) صورت مي گيرد . جهت دستيابي به انجام كامل واكنش ( تا حد ممكن ) عمل هيدرو فلوئوردار كردن در مناطق مختلف يك رآكتور مستقل و يا در چند رآكتور به هم متصل انجام مي شود .
در رآكتور بستر متحرك احياي UO3 و هيدروفلوئوردار كردن UO2 در يك واحد منفرد به صورت پشت سر هم صورت كمي پذيرد . .
تبديل UF4 به UF6 صرفا از طريق ايجد واكنش با فلوئور عنصري انجام مي شود :
اين واكنش در رآكتور شعله اي خنك شونده با آب ( دماي جداره هاي آن در كمتر از .c540 نگه داشته شده است . ) و يا در رآكتور بستر شناور خنك شونده با هوا ( با طراحي جديد ) در دماي حدود .c500 انجام مي پذيرد . در رآكتور نوع دوم ، فلوئوريد كلسيم موجود به عنوان عامل انتقال حرارت و پايدار سا بستر شنار به كار برده مي شود . اين ماده از به هم چسبيدن ( كيك شدن ) UF4 نيز جلوگيري مي نمايد .
در هر دو نوع رآكتور گاز ، UF6 ، ايجاد شده ، از طريق صاف كردن در پالايه هاي فلزي از جنس مونل از گرد و غبار UF4 زدوده مي شود و در اثر سرد كردن به دماي حدود .C40- انجماد مي يابد .
فلوئور لازم براي فلوئوردار كردن ( مثلا 1100 تن در سال براي يك واحد توليد UF6 با ظرفيت ده هزار تن در سال ) در يك قسمت مخصوص توليد فلوئور در مجاورت واحد مربوطه توليد مي شود .
توليد UF6 به روش خشك :
در روش خشك كه توسط شركت شيميايي الايد ابداع شده است . مواد پر عيار اورانيم به شكل گندله درآمده و مستقيما توسط هيدروژن در دماي .C650-540 در يك ر كتور بستر شناور به UO2 تبديل مي شود . عمل هيدرو فلوئور دار كردن و ايجاد UF4 در دو رآكتور بستر شناور كه به صورت متوالي به هم متصل شده اند .
صورت مي گيرد . پس از فلوئور دار كردن UF4 تشكيل شده در يك واحد متشكل از يك رآكتور شعله اي و يك رآكتور بستر شناور عب6 توليد شده در يك فرآيند تقطير فشاري دو مرحله اي تصفيه خواهد شد . انجام فرآيند خالص سازي تقطيري ضروري مي باشد .
زيرا بر خلاف روش «تر » هيچ گونه مرحله خالص سازي در مراحل قبلي اين فرآيند اعمال نشده است .
ظرفيت اسمي تبديل اورانيم به UF6 در پنج كمپاني اصلي در جهان غرب در سال 1986 حدود 10*52 تن اورانيم در سال بوده است كه 75% اين مقدار به روش تر توليد شده است . اين مقدار با تقاضاي فعلي ( 10×42 تن در سال ) قابل قياس مي باشد .
غني سازي U235
در توليد سوخت هسته اي شكافت پذير ، بايد U235 7/0% موجود در اورانيم طبيعي به حدود 2 تا 4 درصد رسانده شود ( در رآكتورهاي تندزا و رآكتورهاي دما بالا تا حد 93% ) اين كار با استفاده از تفاوتهاي كم خواص فيزيكي UF6235 گازي و UF6238 گازي در واحد هاي جداسازي ايزوتروپ بسيار بزرگ آبشاري شكل قابل انجام است .
فرآيندهايي كه از اهميت صنعتي برخوردارند عبارتند از :
روش كلاسيك نفوذ گازي كه اساسا در ايالات متحده آمريكا ، شوروي و فرانسه در حال كار مي باشد .
اين روش بر مبناي اختلاف در سرعت نفوذ مولكولهاي UF6 با وزن مولكولي مختلف از بين يك غشاء آلياژ Ag/Zn با خلل و فرج بسيار ريز استوار است . ورقه هاي نازك آلومينيم ، نيكل تف جوش شده ، PTFE يا AL2O3 ( با مثلا 9^10 سوراخ درهر سانتي متر مربع ) نيز مي تواند به كار رود . فاكتور جداسازي حدود 002/1 در هر مرحله است .
در روش گريز از مزكز كه توسط URENCO توسعه يافته است و در تعدادي از واحد ها در انگلستان ، هلند و آلمان غربي مورد استفاده قرار مي گيرد . UF6238 سنگين تر در جداره لوله هاي بلند و سريع ( فوق بحراني ) چرخنده با فاكتور جداسازي بيش از 2/1 در هر مرحله غني سازي مي شود . انرژي مورد نياز فقط حدود 5% روش نفوذ گازي است .
روش جداسازي افشانكي تا به امروز فقط به صورت آبشارهاي ابتدايي ( با 24 مرحله از كل 300 مرحله جداسازي افشانكي پيش بيني شده ) در برزيل مورد استفاده قرار گرفته است .
اين روش بر مبناي رانش مخلوطهاي گازي UF6 و هيدروژن يا هليم با سرعت بالا در امتداد يك ديواره خميده و از بين يك صفحه جدا كننده فلزي نازك ( um/20 ) استوار مي باشد كه در اثر اين عمل مولكولهاي ايزوتروپي جداسازي مي شوند .
روشهاي ديگري براساس گسترده وسيعي از اصول جداسازي نيز وجود دارند . نويد بخش ترين اين روشها روش جداسازي ليزري است كه به ويژه در ايالات متحده آمريكا تعقيب مي شود اما بعد از سال 1995 براي توليد آماده خواهد شد .
اين روش بر اساس تحريك انتخابي ايزوتروپ بخار uf6235 يا u235 توسط باريكه ليزر كار مي كند كه به دنبال آن مولكولها يا اتمهاي تحريك شده از زمينه تحريك نشده جداسازي خواهند شد ( مثلا uf6 uf4 uf5
در تمام روشهاي فوق جنس ماده جداره واحد جداسازي بايد به گونه اي انتخاب شود تا بتواند در برابر حمله uf6 شديدا خورنده مقاومت نمايد ( مثل فولاد پوشش داده شده با نيكل ) .
در حال حاضر ظرفيت غني سازي در دنياي غرب بالغ بر حدود 10×33 تن واحد كار جداسازي اورانيم (SWU ) در هر سال مي باشد . كه 95% آن به روش نفوذ گازي توليد مي شود . ( ارقام ارائه شده در حاشيه كتاب ) . هم اكنون تقاضاي ساليانه 10×23 تن SWU اورانيم است . يك رآكتور آب سبك در هر سال به حدود 150 تن اورانيم SWU نياز دارد .
6-5-4 تبديل مجدد UF6 به سوخت هسته اي .
استفاده مستقيم از UF6 جهت توليد انرژي هسته اي به موارد استثنا نظير رآكتور فاز گازي همگن محدود مي گردد . معمولا UF6 غني شده كه در واحد هاي جداسازي ايزوتروپ توليد شده است به يك تركيب جامد پايدار تر به لحاظ شيميايي ( UO2 اورانيم فلزي UO2 / Pu2 ) تبديل مي شود تا ويژگيهاي خاص سوخت نظير چگالي رسانايي حرارتي مقاومت خوردگي پايداري حرارتي و مقاومت در برابر تابش دهي را به مقدار زياد برآورده سازد . در حين تبديل مجدد UF6 به UO2 و بازفرآوري المانهاي سوختي مصرف شده بايد به هر قيمتي از وضعيت بحراني يا حاد ( يعني جرم بحراني سوخت هسته اي ) جلوگيري به عمل آورد .
اين كار را مي توان توسط محدود نمودن مقدار ماده شكافت پذير به حداقل رساندن ابعاد محفظه و وارد كردن تركيباتي ( سمها يا كشنده هاي نوتروني ناهمگن ) مانند كادميم يا كاربيد بور انجام داد . به علاوه بايد جداره محفظه در برابر تابش دهي ناشي از تشعشع شديد y حاصل از U235 محافظت شود .
تبديل به اكسيد اورانيم (IV )
اكسيد اورانيم ( IV ) مهم ترين سوخت هسته اي است . اين ماده معمولا به يكي از دو روش تر يا خشك توليد مي شود .
در حال حاضر معمول ترين روش مورد استفاده روش دي اورانات آمونيم است .
دو شيوه جديدتر ، يعني روش كربنات اورانيل (VI) آمونيم و رئوش خشك اكسيد اوررانيم خالص تري ( خصوصا از لحاظ مقدار فلوئوريد كمتر ) ايجاد مي كنند و از اين رو در واحد هاي تبديل مجدد جديد ترجيح داده مي شوند .
روشهاي تر
در روش دي اورانات آمونيم (ADU ) كه در دهه 1950 در ايالات متحده آمريكا توسعه يافته است ، UF6 توليد شده در واحد غني سازي ابتدا هيدروليز مي شود :
HF4 + UO2 F2H2O2 + UF6
و سپسدر يك محفظة رسوب نشاني با آمونياك تحت عمليات قرار مي گيرد كه در اثر اين عمل دي اورانات آمونيم ( به صورت تركيب غير استوكيومتري) رسوب مي كند:
NH4 F12 + (NH4) 2 U2O7H2O3 + NH314 + HF8 + UO2 F22
مادة رسوب كرده با انجام عمل صاف كردن يا سانتريفوژ خارج مي شود. HF و NH4F به جا مانده، از طريق استخراج يا رسوب دهي مجدد، خارج شده و در 200 درجة سانتي گراد خشك مي شود.
نهايتاً دي اورانات آمونيم در اثر واكنش با حخلوط H2O/H2 در دماي حدود 500 درجة سانتي گراد به U3O8 تبديل مي گردد. U3O8 حاصله به كمك هيدروژن در 800 درجة سانتي گراد به UO2 احيا مي شود ( با مقدار فلوئوريد حدود 2 درصد وزني).
تجزية احياي به U3O8 و احيايي به U3O8 و احيايي خود اين ماده نيز مي تواند در يك مرحله صورت پذيرد ( مثلاً در يك كورة دوّار). چون UO2 ايجاد شده مي تواند مشتعل شونده باشد از اين رو، پس از مرحلة فوق به صورت ضعيف مجدداً اكسيده مي شود.
در روش كربنات اورانيل (VI) آمونيم (AUC) كه توسط NUKEM توسعه يافته است، UF6
همراه با دي اكسيد كربن و آمونياك به داخل محلول آبي كربنات آمونيم در 70 درجة سانتي گراد وارد مي گردد كه در نتيجه كربنات اورانيل (VI) آمونيم رسوب مي كند:
NH4F6 + UO2(CO3)3NH4) ) NH310 + CO23+ H2O5+ UF6
خواص محصول و مقدار فلوئوريد موجود در آن (معمولاً كمتر از 05/0% وزني) توسط شرايط فرايند رسوب گيري تحت تأثير قرار مي گيرد.
پس از آنكه مادة رسوب كرده در اثر صاف كردن خارج گرديد، با كربنات آمونيم و متانول شسته شده و سپس در كورة بستر شناور در C500ـ700 بهUO2 تبديل مي شود. در اين فرايند، آب به عنوان محيط سيال كننده و هيدروژن به عنوان محيط احيايي عمل مي كند.
UO2 بسيار ريزي كه حاصل واكنش فوق است ( با مقدار فلوئوريد كمتر از ppm 100) قابليت اشتغال داشته و بنابر اين بايد پس از خنك شدن، در دماي كمتر از C 100 به كمك هوا به صورت نسبتاً ضعيف اكسيده شود.
روش خشك
روش خشك مجتمع(IDR) كه توسط شركت سوخت هاي هسته اي انگليسي خصوصاً براي توليد سوخت AGR توسعه يافت، بر مبناي واكنش دو مرحله اي UF6 گازي با بخار آب و هيدروژن و تشكيل UO2F2 ( مادة واسط) و UO2 استوار است:
(واكنش كامل) HF6 + UO2H2O2+ H2 + UF6
دو واكنش جزئي در مناطق مجزاي كورة دوّار صورت گرفته و حاصل كار، پودر UO2 بسيار خالص خواهد بود. تا پايان سال 1986، 4000 تن UO2 غني شده توسط اين روش توليد شده است.
آب و گازهاي فرايند حاوي فلوئور تبديل شده و يا مستقيماً مورد استفاده قرار مي گيرند( فلوئوريد هيذروژن).
- توليد قرص هاي UO2
اكسيد اورانيم (IV) كه توسط روش هاي اشاره شده در قسمت هاي قبل توليد شده است صرفاً براي تهية قرص هاي تف جوش شدة UO2 به كار مي رود.
ودر UO2 پس از آسيب شدن، باچسب آلي مخلوط شده و به شكل قرص فشرده مي شود ( مثلاً در پرس هيدروليك) و نهايتاً در حضور مثلاً هيدروژن در C 1700ـ1500 تفت جوشي مي گردد كه در اثر انقباض حاصل از پخت به چگالي مورد نظر خواهد رسيد ( مي توان بسته به نوع مادة آغازين و فرآيند به چگالي 98-90% چگالي نظري دست يافت.). قرص هاي حاصله با قطر mm 10 به كمك ماشين هاي سنگ زني ( سنگ زن استوانه اي) ، پرداخت كاري شده و پس از شستشو، خشك مي شوند.
قرصهايي كه به صورت خشك ذخيره مي شوند بايد ويژگي هاي كيفي خاصي را بر آورده سازند. اين قرصها از طريق آزمايشهاي جامع و گران قيمت تضمين كيفي، مرتباً مورد بررسي قرار مي گيرند.
-ساير سوختهاي هسته اي اورانيمي
فلز اورانيم: اورانيم فلزي به عنوان سوخت فقط در رآكتورهاي مگنوكس و چند رآكتور تحقيقاتي مورد استفاده قرار گرفته است و در مقايسه با UO2 از اهميت كمتري برخورد مي باشد. اين ماده در اثر احياي UF4 توسط كلسيم يا منزيم فلزي ( در مخلوط مواد اوليه تا Kg 150 ) توليد مي شود:
MgF2 2+ UMg2 + UF2
UF2 (مادة آغازين براي توليد فلز اورانيم غني شده از U 235 از طريق احياي UF6 غني شده،. توسط هيدروژن يا كلرو هيدروكربنها توليد مي شود.
اكسيدهاي مخلوط اورانيم ـ پلوتونيم:
چون در حين بازفرآوري المانهاي سوختي مصرف شده، پلوتونيم جداسازي مي شود از اين رو، اكسيدهاي مخلوط اورانيم ـ پلوتونيم از اهميت فزاينده اي برخوردار شده است. در اين نوع المان سوختي اكسيد مخلوط، مخلوطي از UO2 و Puo2 ( با مقدار pu ، 3 تا 5 درصد) به جاي uo2 غني شده از 235u 3% به كار مي رود.
چنين المانهاي سوختي، خواص فيزيكي هسته اي مشابه المانهاي استاندارد همراه با U 235 از خود نشان مي دهند و در نتيجه مي توانند به جاي آنها مورد استفاده قرار گيرند.
اكسيدهاي مخلوط اورانيم ـ پلوتونيم در توليد المانهاي سوختي رآكتورهاي تندزا ( PUO2 20ـ 10% ) نيز به كار برده مي شوند.
در توليد اين مواد، UO2 با مقدار مشخصي PUO2 مخلوط شده و به شكل قرص پرس مي شود و سپس تف جوش مي گردد ( در ايالات متحده آمريكا ( هم فرآوري) خوانده مي شود.).
UO2 با استفاده از يكي از روشهاي مورد بحث در قسمت هاي قبل توليد مي شود و Puo2 با استفاده از محلول آبي نيترات كه در حين بازآفريني توليد شده است، از طريق رسوب دادن اكسالات پلوتونيم و نهايتاً تكليس اكسالات تهيه مي گردد.
اين اكسيدهاي مخلوط مي توانند از طريق آميختن محلولهاي نيترات اورانيم و پلوتونيم ( توليد شده در حين بازفرآوري سوختهاي هسته اي مصرف شده و سپس تبديل اين مخلوط هاي نيترات فلزي به يك اكسيد مخلوط)، نيز تهيه شوند ( هم رسوبي ) .
در اين روش ، ابتدا پلوتونيم مجدداً اكسيده مي شود و سپس دي اكسيد كربن و آمونياك گازي به مخلوط آبي نيترات وارد مي گردد. در اثر اين عمل، كربنات اورانيل (VI ) پلوتونيل (VI) آمونيم رسوب مي كند. با تكليس مادة فوق در دماهاي بالاتر از C 500 اكسيدهاي مخلوط U-Pu ايجاد خواهد شد.
- توليد المان سوختي
قرص هاي سوخت هسته اي معمولاً در روكش فلزي لوله اي قرار داده مي شوند. اين عمل به جهت آنكه از شسته شدن آنها در هستة رآكتور توسط خنك كننده پيش بيني شود و همچنين به دليل جلوگيري از رهايش محصولات شكافت به داخل مدار خنك كننده صورت مي گيرد.
به عنوان مثال، در رآكتورهاي آب سبك، روكش آلياژ زيركونيم (زيركالوي) به كار برده مي شود.
ميله هاي سوختي رآكتورهاي آب جوش و تحت فشار به صورت مشابه ساخته مي شود. اين ميله ها به جهت بهبود انتقال حرارت از قرص ها به لولة روكش و همچنين براي مقاومت بهتر در مورد فشار خارجي در رآكتور، با هليم پر مي شوند.
جهت دستيابي به حفظ بهتر گاز شكافت، هيچگونه سوختي در انتهاي بالايي ميله هاي سوختي وجود ندارد. براي حصول اطمينان از اين مسئله مي توان به كمك يك فنر، سوخت را در محل خود نگهداري نمود.
المانهاي سوختي فعلي در رآكتورهاي آب تحت فشار از ميله هاي سوختي مجزا و لوله هاي ميله كنترل نصب شده در ساختمان خود نگهدارنده فاصله انداز ( محكم شده با يك نوك و پايه ) تشكيل مي شوند، در صورتي كه در المانهاي سوختي رآكتورهاي آب جوش، هيچ گونه لولة ميله كنترل وجود نداشته و روكش هاي زيركالوي المان سوخت، جهت هدايت ميله هاي كنترل و خنك كننده به كار مي روند.
بزرگترين هسته پايدار BI است. هسته هاي بزرگتر نيز وجود دارند ولي همگي پرتوزا هستند.
انواع واكنش هاي هسته اي
1ـ واپاشي پرتوزايي
2ـ تبديل هسته اي
3ـ شكافت هسته اي
4ـ همجوشي هسته اي
در هر واكنش خود به خودي هسته اي، مجموع جرم محصولات كمتر از مجموع جرم مواد اوليه است.
27ـ3 پرتوزايي
در هسته هاي ناپايدار، به خودي خود، تغييراتي پديد مي آيد كه نتيجه آن، رسيدن به يك ساختار هسته اي پايدار است. برخي از هسته هاي ناپايدار در طبيعت يافت مي شوند و بخي به روشهاي سنتزي توليد مي گردند. سه نوع تابش ( الفا،بتا، و گاما) كه از مواد پرتوزاي طبيعي ساطع مي شوند.
واپاشي آلفا
گسيل آلفا عبارت است از بيرون اندازي ذره آلفا، كه متشكل از دو پروتون و دو نوترون است و مي توان آن را هسته He دانست. نوكليدهاي طبيعي و سنتزي، هر دو از خود واپاشي آلفا نشان مي دهند. اين نوع واپاشي تنها براي نوكليدهايي كه عدد جرمي آنها 209 و عدد اتمي آنها از 82 بيشتر باشد.
اما اگر مجموع انژي هاي جنبشي ذره آلفا و هستة باقيمانده كمتر از انرژي واپاشي باشد، هسته حاصل در حالت بر انگيخته ( حالتي كه انرژي آن بيشتر از حالت پايه است) به جا مي ماند. هسته اي كه در حالت بر انگيخته باشد، انرژي اضافي را به صورت تابش گاما ساطع مي كند تا به حالت پايه برسد.
تابش گاما
تابش گاما تابش الكترو مغناطيسي با طول موج بسيلر كوتاه است. گسيل اين تابش بر اثر تغييرات انرژي درون هسته صورت مي گيرد. گسيل اين تابش به تنهايي، سبب تغيير عدد جرمي يا عدد اتمي هسته نمي شود.
فرض مي شود كه گسيل پرانرژيترين ذره آلفا ( MeV 423ر5)، نوكليد Ra را در حالت پايه ( حد اقل انرژي ) به جاي مي گذارد.
گسيل الكترون، واپاشي بتا
هرگاه در فرايندي عدد اتمي، Z ، نوكلويد پرتوزا تغيير كند، اما عدد جرمي، A ، ثابت بماند آن فرايند واپاشي بتا ناميده مي شود.
اثر كلي گسيل بتا اين است كه از تعداد نوترونها، يكي كم مي شود و به پروتونها يكي افزوده مي گردد.
پوزيترون نخستين ضد ذره اي است كه مشاهده شد. جرم اين ذره، همان طور كه گفته شد با جرم الكترون يكي است ولي بار آن مثبت است. هرگاه يك پوزيترون و يك الكترون با هم برخورد كنند، يكديگر را نابود مي كنند و تابش گاما با انرژي معادل با جرم هاي اين دو ذره آزاد مي شود.
اثرهاي زيست شناختي تابش
اگر تابش به اندازه كافي پر انرژي باشد، مي تواند الكتروني را كاملاً از اتم يا مولكول جدا كند و يونهاي مثبت تشكيل دهد. الكترون هاي جدا شده ممكن است كه چنان پر انرژي باشند كه خود بتوانند سبب بر انگيختگي يا حتي يونش، در مولكولهاي ديگر شوند.
اما بالاخره الكترون هاي پرتاب شده، آنقدر انرژي از دست مي دهند كه سرعت حركتشان كند مي شود، سپس توسط اتمها يا مولكولهاي اطراف جذب شده، يونهاي منفي به وجود مي آورند.
تواليهاي واپاشي مواد پرتوزا
سه نوع از اين زنجيرهاي فروپاشي كه در آنها، تنها گسيل آلفا، بتا و گاما رخ مي دهد، در طبيعت ديده مي شود: Th238/90، U238/92 و U 235/92 . و U235/92 كه در انتها به تشكيل نوكليد پايدار Pb206/ 82 مي انجامد.
شتاب دهنده هاي ذرات
ذرات پرتابي مثبت را هسته هاي هدف، دفع مي كنند. اين دافعه به ويژه از سوي هسته هاي سنگين كه بار مثبت بيشتر دارند، قويتر است. در نتيجه بيشتر ذرات پرتابي از چشمه هاي مواد پرتوزا كه انرژي جنبشي كم دارند، نمي توانند به سهولت بر اين دافعه غلبه و به هدف برخورد كنند و واكنش هسته اي به وجود آورند. از اين رو شتاب دهنده هايي براي افزايش سرعت پروتون ، دوترون ذرات آلفا و ساير ذرات پرتابي مثبت طراحي شده اند تا انرژي جنبشي ذره پرتابي را آنقدر زياد زياد كنند كه بر نيروي دافعه الكتروستاتيكي هسته هدف غلبه كند. سيكلوترون يكي از اين گونه وسايل است.
نوترون به عنوان ذره پرتابي
نوترونها، ذرات پرتابي به ويژه مهمي هستند، زيرا بار الكتريكي ندارند و از سوي هسته مثبت هدف، دفع نمي شوند. مخلوطي از برليم و يك گسيل كننده آلفا ( مانند Ra226/88 ) چشمه نوترون مناسبي است.
نوترونهاي ناشي از واكنشهاي هسته اي به نوترونهاي سريع معروف اند، زيرا انرژي جنبشي بسيار بالايي دارند. نوترونهاي سريع واكنشهايي را سبب مي شوند كه در آنها يك ذره جانبي بيرون رانده مي شود، نوترونهاي كند يا نوترونهاي گرمايي هنگامي به وجود مي آيند كه ناشي از يك واكنش هسته اي، از ميان كند كننده هايي ( از قبيل گرافيت، پارافين، آب، هيدروژن يا دوتريم)، گذرانده شوند.
انرژي جنبشي اين نوترونها به سبب برخورد با هسته كند كننده ها تغريباً تا حد انرژي جنبشي مولكولهاي گاز معمولي كاهش مي يابد. بمبارانهايي كه با نوترون كند صورت مي گيرد به واكنش هاي ( گاما،n ) مي انجامد. چنين واكنشهايي واكنشهاي گير اندازي نوترون نيز ناميده مي شوند، زيرا در آنها هيچ ذره جانبي بيرون رانده نمي شود.
شكافت هسته اي
شكافت هسته اي را مي توان به وسيلة ذرات پرتابي القا كرد. مهمترين شكافتهاي هسته اي القايي توسط نوترونها به وجود مي آيد، اما شكافتها را مي توان توسط پروتون (H) دوترون (H) و ذره آلفا (He) نيز القا كرد. شكافت يك هسته معين، ممكن است به گونه هاي مختلف رخ دهد. به مجموعه محصولي كه از شكافت القايي U235/92 توسط نوترون كند، قابل حصول اند عبارت اند از:
نوكليدهاي پرتوزا كه به تعداد زياد در شكافت هسته اي ايجاد مي شوند، منبع خطراتي است كه در ارتباط با واكنشگاه هسته اي و زباله هسته اي مشاهده مي شود.
شكافت هر هسته U235/92 توسط يك نوترون انجام مي شود ولي اين عمل، همانطور كه در معادلات بالا نشان داده شده است، خود بين دو تا چهار نوترون توليد مي كند. تعداد متوسط نوترون توليد شده در شكافت اورانيم، روي هم رفته در حدود 5ر2 نوترون به ازاي شكافت هر هسته است. اگر هر نوترون به وجود آمده، خود سبب شكافت يك هسته ديگرU 235/92 شود، يك واكنش زنجيري انفجاري نتيجه مي شود.
چون هر شكافت به غايت سريع رخ مي دهد، انفجار حاصل مي شود. از آنجا كه هر شكافت Mev 200 انرژي آزاد كند، مقدار بسيار عظيمي انرژي آزاد مي شود.
تعدادي از هسته ها از قبيل 238/92U،231/91Pa ، 237/93NP،232/90Th، با نوترونهاي سريع متحمل شكافت مي شوند ولي نه با نوترونهاي كند. امّا نوترون كند مي تواند در 233/92U، 235/92U، 239/94Pu، القاي شكافت كند.
نوليد 235/92U، كه تنها در حدود 7ر0 درصد اورانيم طبيعي را تشكيل مي دهد در ساخت اولين بمب اتمي به كار برده شد.
جداسازي235/92U، از ايزوتوپ اصلي اورانيم، 238/92U، به روشهاي مختلفي انجام گرفت. موفقترين روش، جداسازي 235/UF6، گازي شكل از طريق نفوذ پذيري گرمايي از صفحات متخلخل بود. اين موفقيت مبتني بر اين واقعيت است كه مولكولهاي سبكتر سريعتر از مولكولهاي سنگينتر از موانع متخلخل گذر مي كنند.
در يك واكنشگاه هسته اي، متداولترين سوخت مصرفي عبارت از اورانيم غني شده با 235/92U، است. المنتهاي سوخت متشكل از قرص هاي UO2 پوشيده از فولاد زنگ نزن يا آلياژ زيركونيم است. المنتهاي سوخت با يك كند كننده كه معمولاً آب ، آب سنگين (H2O) يا گرافيت است، احاطه شده اند. كند كننده وظيفه كند كردن نوترونهاي به وجود آمده از شكافت را به عهده دارد. به اين ترتيب امكان گير اندازينوترونها، افزايش مي يابد.
(تهیه وتنظیم ============= مسعود عاطف )
EMAIL : masoud_aatef@yahoo.com (masoud_aatef@yahoo.com)