چرخه ی سوخت هسته ای
چرخه سوخت اورانیوم نسبت به سوخت های رایج دیگر، از جمله ذغال سنگ، نفت و گاز طبیعی، به مراتب پیچیده تر و متمایزتر است. چرخه سوخت اورانیوم را چرخه سوخت هسته ای نیز می‌گویند. چرخه سوخت هسته ای از دو بخش انتهای جلویی و انتهای عقبی(front end , back end ) تشکیل شده است. انتهای جلویی چرخه، مراحلی است که منجر به آماده سازی اورانیوم به عنوان سوخت رآکتور هسته ای می‌شود و شامل استخراج از معدن، آسیاب کردن، تبدیل، غنی سازی و تولید سوخت است.
هنگامی که اورانیوم به عنوان سوخت مصرف شد و انرژی از آن به دست می‌آمد، انتهای عقبی چرخه آغاز می‌شود تا ضایعات هسته ای به انسان و محیط زیست آسیبی نرسانند. این بخش عقبی شامل انبار داری موقتی، بازفرآوری کردن انبار نهایی است.
اکتشاف و استخراج
ذخایر طبیعی اورانیوم، سنگ معدن اورانیوم است که براساس مقدار قابل استحصال از معدن محاسبه می‌شود. با تکنیک‌ها و روش های زمین شناسی، معدن اورانیوم شناسایی می‌شود و نمونه هایی از سنگ معدن به آزمایشگاه فرستاده می‌شود. در آنجا، محلولی از سنگ معدن تهیه می‌کنند و اورانیوم ته نشین شده را مورد بررسی قرار می‌دهند تا بفهمند چه مقدار اورانیوم را می‌توان از آن معدن استخراج کرد و چقدر هزینه می‌برد.
اورانیوم موجود در طبیعت معمولاً از دو ایزوتوپ U-235 و U-238 تشکیل می‌شود که فراوانی آنها به ترتیب 71/0 درصد و 28/99 درصد است.
هنگامی که معدن شناسایی شد، به سه روش می‌توان اورانیوم را استخراج کرد: استخراج از سطح زمین، استخراج ازمعادن زیرزمینی و تصفیه در معدن. دو روش نخست همانند دیگر روش های استخراج فلزات هستند، ولی در روش سوم که در ایالات متحده استفاده می‌شود، سنگ معدن در خود معدن تصفیه می‌شود و اورانیوم بدست می‌آید. سنگ معدن اورانیوم معمولا از اکسید اورانیوم(u3o8) تشکیل شده است و غلظت آن در سنگ معدن بین05/0 تا 3/درصد تغییر می‌کند.0
غنی سازی با استفاده از یک یا چند روش جداسازی ایزوتوپ های سنگین و سبک صورت می‌گیرد. در حال حاضر، دو روش رایج برای غنی سازی اورانیوم وجود دارد که عبارتند از انتشار گاز و سنتریفوژ گاز.
در روش انتشار گازی ( دیفیوژن )، گاز طبیعیUF6 با فشار بالا از یک سری سدهای انتشاری عبور می‌کند. این سدها که غشاهای نیمه تراوا هستند، اتمهای سبک تر را با سرعت بیشتری عبور می‌دهند، در نتیجهUF6235 سریع تر ازF6238 عبور می‌کند. با تکرار این فرآیند در مراحل مختلف گازی نهایی به دست می‌آید که غلظتu235 بیشتری دارد. مهم ترین عیب این روش این است که جداسازی ایزوتوپ های سبک در هر مرحله نرخ نسبتاً پایینی دارد، لذا برای رسیدن به سطح غنی سازی مطلوب باید این فرآیند را به دفعات زیادی تکرار کرد که این، خود نیازمند امکانات زیاد و مصرف بالای انرژی الکتریکی است و به دنبال آن هزینه عملیات نیز بسیار افزایش خواهد یافت.
در روش سانتریفور گاز، گازUF6 طبیعی را به مخزن هایی استوایی تزریق می‌کنند و گاز را با سرعت بسیار زیادی می‌چرخانند. نیروی گریز از مرکز موجب می‌شودUF6235 که اندکی از UF6238سبک تر است، از مولکول سنگین ترجدا شود.
امروز فناوری های غنی سازی جدیدی نیز توسعه یافته است، که همگی بر پایه استفاده از لیزر پیشرفت کرده اند. این روش‌ها که روش جداسازی ایزوتوپ با لیزر بخار اتمی(AVLIS)و جداسازی ایزوتوپ با لیزر مولکولی(MLIS)نام دارند، می‌توانند مواد خام بیشتری رادر هر مرحله غنی کنند و سطح غنی سازی آنها نیز بالاتر است.
ساخت میله های سوخت
تولید میله سوخت، آخرین مرحله انتهای جلویی در چرخه سوخت هسته ای است. اورانیوم غنی شده که هنوز به شکلUF6 است، باید به پودر دی اکسید اورانیوم(UO2)تبدیل شود تا به عنوان سوخت هسته ای قابل استفاده باشد، پودرUO2 سپس فشرده می‌شود و به شکل قرص در می‌آید. قرص های در معرض حرارت با دمای بالا قرار می‌گیرند تا به قرص های سرامیکی تبدیل شوند. پس از طی چند فرآیند فیزیکی، قرص هایی سرامیکی با ابعاد یکسان حاصل می‌شود. حال، متناسب با طراحی رآکتور و نوع سوخت مورد نیاز، این قرص های کوچک را در دسته دسته کرده و در لوله ای بخصوص قرار می‌دهند. این لوله از آلیاژ بخصوصی ساخته شده است که در برابر خوردگی بسیار مقاوم است و در عین حال از رسانایی حرارتی بسیار بالایی برخوردار است. حال میله سوخت آماده شده است و برای استفاده در رآکتور به نیروگاه فرستاده می‌شود.
در نیروگاه هسته ای هم مثل دیگر فعالیت های بشری، ضایعاتی تولید می‌شود که به دلیل حساسیت مضاعف زباله های رادیواکتیو، مدیریت زمان ضایعات باید تحت قوانین و محدودیت های خاصی صورت بگیرد.
در هر هشت مگاوات ساعت انرژی الکتریکی تولید شده در نیروگاه هسته ای،30 گرم زباله رادیواکتیو به وجود می‌آید. برای تولید همین مقدار برق با استفاده از زغال سنگ پر کیفیت، هشت هزار کیلوگرم دی اکسید کربن تولید می‌شود که در دما و فشار جو،3 استخر المپیک را پر می‌کند. می‌بینید حجم زباله های رادیواکتیو بسیار کمتر است، ولی خطر آنها به مراتب بیشتر است و مراقبت از آنها به مراتب بیشتر است و مراقبت از آنها ضرورتی تر و دشوارتر. زباله های رادیواکتیو براساس مقدار و نوع ماده رادیواکتیو به3 گروه تقسیم می شوند:
الف- سطح پایین: لباس حفاظتی، لوازم، تجهیزات و فیلترهایی که حاوی مواد رادیواکتیو با عمر کوتاه هستند. اینها نیازی به پوشش حفاظتی ندارند و معمولاً فشرده شده یا آتش زده می‌شوند و در چاله های کم عمق دفن شده و انبار می‌شوند.
ب- سطح متوسط: رزین ها، پس مانده های شیمیایی، پوشش میله سوخت و مواد نیروگاههای برق هسته ای جزو زباله های سطح متوسط طبقه بندی می‌شوند. اینها عموما عمر کوتاهی دارند، ولی نیاز به پوشش محافظ دارند. این زباله‌ها را می‌توان درون بتون قرار داد و در مخزن زباله‌ها گذاشت.
ج- سطح بالا: همان سوخت مصرف شده راکتورها است و نیاز به پوشش حفاظتی و سردسازی دارند. مراحل مدیریت این ضایعات عبارتند از:
انبارداری موقتی
سوخت مصرف شده که از رآکتور خارج می‌شود، بسیار داغ و رادیواکتیو است و تشعشع و یونهای فراوانی را می‌تاباند. از این رو باید هم آن را سرد کرد و هم از تابیدن پرتوهای رادیواکتیو آن به محیط جلوگیری کرد. در کتار هر رآکتور، استخرهایی برای انبار کردن سوخت مصف شده وجود دارد. این استخرها، مخزن هایی بتونی مسلح به لایه های فولاد زنگ نزن هستند که 8 متر عمق دارند و پر از آب هستند. آب هم میله های سوخت مصرف شده را خنک می‌کند و هم به عنوان پوششی حفاظتی در برابر تابش رادیواکتیو عمل می‌کند. به مرور زمان، شدت گرما و تابش رادیواکتیو کاهش می‌یابد، به طوری که پس از چهل سال، به یک هزارم مقدار اولیه ( زمانی که از رآکتور خارج شده بود ) می‌رسد.
بازفرآوری انبارنهایی
3 درصد سوخت مصرف شده در یک رآکتور آب سبک را ضایعات بسیار خطرناک رادیواکتیو است. این مواد را می‌توان با روش های شیمیایی از یکدیگر جدا کرد و اگر شرایط اقتصادی و قوانین حقوقی اجازه دهد، می‌توان سوخت مصرف شده را برای تهیه سوخت هسته ای جدید بازیافت کرد.
کارخانه هایی در فرانسه و انگلستان وجود دارند که مرحله بازفرآوری سوخت نیروگاههای کشورهای اروپای و ژاپن را انجام می‌دهند. البته این کار در ایالات متحده ممنوع است.
رایج ترین شیوه بازفرآوری، Purex نام دارد که مخفف عبارت جداسازی اورانیوم و پلوتونیوم است. ابتدا میله های سوختی را از یکدیگر جدا می‌کنند و در اسید نیتریک حل می‌کنند؛ سپس با استفاده از مخلوطی از فسفات تری بوتیل و یک حلال هیدرو کربن، اورانیوم و پلوتونیوم مصرف نشده را جدا می‌کنند و به عنوان سوخت جدید به مراحل تهیه سوخت می‌فرستند. ضایعات هسته ای سطح بالا را پس از جدا سازی، حرارت می‌دهند تا به پودر تبدیل شود. پس از فرآیند که آهی کردن خوانده می‌شود، پودر را به شیشه مخلوط می‌کنند تا ضایعات را در محفظه ای محبوس کنند. این فرآیند شیشه سازی نام دارد. شیشه مایع برای ذخیره سازی درون محفظه هایی از جنس فولاد ضد زنگ قرار می‌گیرند و این محفظه‌ها را در منطقه ای پایدار ( از نظر جغرافیایی ) انبار می‌کنند. پس از یک هزار سال، شدت تابش های رادیواکتیو ضایعات هسته ای به مقدار طبیعی کاهش پیدا می‌کند. این نقطه تا به امروز، انتهای چرخه سوخت هسته ای است.
این وبلاگ پیرامون انرژی هسته ای وکاربردهای صلح آمیزوغیر صلح آمیز آن می باشد.