تاریخچه انرژی هسته ای

[nasirirani 4,491]

سلام دوستان
بنده چند مقاله البته تکراری در مورد انرژی هسته ای و همینطور چرخه سوخت ,کیک زرد ,رادیو ایزوتوپ ها , آب سنگین , کاربرد انرژی هسته ای در کشاورزی ,راکتورهای هسته ای و..... دارم
که فعلا تاریخچه انرژی هسته ای را پست می کنم, امیدوارم مفید باشه در صورت خواست شما عزیزان بقیه مقالات را نیز پست می کنم

[b]تاریخچه انرژی هسته ای[/b]
مقدمه
می‌دانیم که هسته از پروتون (با بار مثبت) و نوترون (بدون بار الکتریکی) تشکیل شده است. بنابراین بار الکتریکی آن مثبت است. اگر بتوانیم هسته را به طریقی به دو تکه تقسیم کنیم، تکه‌ها در اثر نیروی دافعه الکتریکی خیلی سریع از هم فاصله گرفته و انرژی جنبشی فوق العاده‌ای پیدا می‌کنند. در کنار این تکه‌ها ذرات دیگری مثل نوترون و اشعه‌های گاما و بتا نیز تولید می‌شود. انرژی جنبشی تکه‌ها و انرژی ذرات و پرتوهای بوجود آمده ، در اثر برهمکنش ذرات با مواد اطراف ، سرانجام به انرژی گرمایی تبدیل می‌شود. مثلا در واکنش هسته‌ای که در طی آن 235U به دو تکه تبدیل می‌شود، انرژی کلی معادل با 200MeV را آزاد می‌کند. این مقدار انرژی می‌تواند حدود 20 میلیارد کیلوگالری گرما را در ازای هر کیلوگرم سوخت تولید کند. این مقدار گرما 2800000 بار برگتر از حدود 7000 کیلوگالری گرمایی است که از سوختن هر کیلوگرم زغال سنگ حاصل می‌شود.

علم انرژی هسته ای، شکل گرفته از مطالعات در علوم شیمی و فیزیک در سده های اخیر می باشد. در 1879 با انجام یونیزاسیون یک گاز از طریق تخلیه الکتریکی به وسیله کراکس شروع شده و در 1897 توسط تامسون الکترون به عنوان ذره باردار مسئول الکتریسیته معرفی شد.
[img]http://gallery.military.ir/albums/userpics/1482271634411656112613122230212794022839.jpg[/img]
"رونتگن" در 1895 پرتو ایکس نافذ حاصل از یک لوله تخلیه را کشف کرد و "بکرل" در 1896 پرتوهایی مشابه (که امروزه لاندا می نامیم) را یا منشا کاملا متفاوت کشف کرد که منجر به کشف اورانیوم و پدیده ی پرتوزایی شد.

در 1905 "انیشتن" نتیجه گیری کرد که جرم هر جسمی با سرعت آن افزایش پیدا می کند و فرمول مشهور خود E=mc2 راکه بیانگر هم ارزی جرم و انرژی است بیان نمود(کوری ها در 1898 عنصرپرتوزای رادیوم را جداسازی نمودند) در زمان انیشتین بررسی تجربی مقدور نبود و انیشتین نتوانست مفاهیم معادله خود را پیش بینی کند.

در اوایل قرن بیستم یک سری آزمایش با ذرات مختلف حاصل از مواد پرتوزا به فهم نسبتا شفاف ساختار اتم و هسته منجر شد. از کار "رادرفورد" و "بور" نتیجه گیری شد که اتم خنثی از نظر الکتریکی از بار منفی به شکل الکترون های احاطه کننده یک هسته مرکزی مثبت که قسمت اعظم ماده اتم را شامل می شود، تشکیل شده است. اگرچه هسته از ذرات مقید به یکدیگر از طریق نیروهای قوی هسته ای تشکیل شده است، تبدیلات هسته ای می توانند القا شوند یعنی بمباران نیتروژن با هلیم منجر به تولید اکسیژن وهیدروژن می شود.

در 1930 "بوته" و" بکر" بریلیم را با ذرات آلفای حاصل از پولونیم بمباران کردند و آنچه را که فکر کردند پرتوهای گاماست کشف کردند اما "چادویک" در 1932 نشان داد که باید نوترون ها باشند. در حال حاضر واکنش های مشابهی در راکتورهای هسته ای به عنوان چشمه نوترون به کار می رود. پرتوزایی مصنوعی اولین بار توسط "کوری" و" ژولیو" گزارش شد ذرات تزریق شده به داخل هسته های بور، منیزیوم و آلومینیوم ایزوتوپ های پرتوزای جدید عناصر متعددی را به وجود آورد. توسعه ماشین ها برای شتاب دادن ذرات باردار تا سرعت های بالا فرصت های جدیدی را برای مطالعه واکنش های هسته ای فراهم ساخت . سیکلوترون، طراحی و ساخته شده در 1932 به وسیله "لارنس" اولین سری از دستگاه های با توانمندی بالا بود.
[b]کشف شکافت[/b]
طی سال های 1930" انریکوفرمی "و همکاران وی در ایتالیا، تعدادی آزمایش با نوترون تازه کشف شده انجام دادند آن ها استدلال کردند که نبود بار نوترون آن را در نفوذ به هسته موثر می سازد. از جمله کشفیات فرمی، تمایل زیاد بسیاری از عناصر به کند کردن نوترون و تنوع رادیوایزوتوپ هایی بود که می توانست از گیراندازی نوترون تولید شود.

"برایت" و "وینکر" توضیح نظری فرآیندهای نوترون کند را در سال 1936 ارائه نمودند. فرمی اندازه گیری های توزیع هر دو نوترون سریع و کند را انجام داد و رفتار آن ها را از لحاظ پراکندگی کشسان ،اثرات پیوند شیمیایی و حرکت گرمایی در مولکول های هدف توضیح داد.

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

کشف شکافت همراه با امکان انجام یک واکنش زنجیره ای با شدت انفجاری در برهه ای از زمان از اهمیت خاصی برخوردار بود زیرا جنگ جهانی دوم در 1939 شروع شده بود.
[img]http://gallery.military.ir/albums/userpics/173203151462215724323023517531244199117220158.jpg[/img]
[b]اولین واکنش ذنجیره ای خود تقویت شونده[/b]
در سال 1939 "بور" به آمریکا آمد و در کشفیات "انیشتن" و "هان" شریک شد. وی همچنین "فرمی" را در کنفرانسی در واشنگتن ملاقات کرد. آنها برای اولین با وجود واکنش ذنجیره ای خود تقویت شونده را مطرح کردند. در این فرآیند اتم¬ها را برای تولید مقدار زیادی انرژی شکافت می¬دهند. دیگر دانشمندان در سرار دنیا در حال باور این مسئله بودند که می توان از شکافت هسته برای تولید انرژی استفاده کرد. این زمانی ممکن بود که مقدار زیادی اورانیم بتوانند با یکدیگر تحت شرایط مناسب ترکیب شوند و واکنش ذنجیره ای خود تقویت شونده ای را بوجود آورند که جرم بحرانی نامیده می شود.

فرمی و همکارش در سال 1941 طرح اولین طرح راکتور زنجیره ای اورانیم را ارائه دادند. مدل آن ها شامل مقداری اورانیم بود که در محفظه ای از گرافیت جمع شده بود تا مدلی از مواد شکافت پذیر را بسازد. در اوایل سال 1942 دانشمندان به دعوت فرمی در شیکاگو برای ارئه نظریات خود گرد آمدند و در همان سال آمادگی ساخت اولین راکتور هسته ای را پیدا کردند و در استادیوم شهر شیکاگو طرح خود را که علاوه بر گرافیت و اورانیم دارای کادمیوم( عنصری که نوترون ها را می شکافد) به نمایش گذاشتند.
[img]http://gallery.military.ir/albums/userpics/1263380200676222425121917028213158306283.jpg[/img]
[b]پیشرفت انرژی هسته ای برای مقاصد صلح آمیز[/b]
اولین راکتور هسته ای تنها یک شروع بود. اولین تحقیقات در این رشته که تحت پروژه سری به نام "منهتن" صورت گرفت، برای ساخت بمب اتمی برای جنگ جهانی دوم بود. هرچند دانشمندانی هم بودند که روی راکتورهای شکافنده مواد دارای قابلیت شکافت در واکنش زنجیره ای کار می کردند، و این به تولید مواد شکافت پذیر بیشتری منجر شد. بعد از ایالات متحده سرمایه گذاری بیشتری را در جهت پیشبرد این علم برای منافع غیر نظامی انجام داد و در اوایل سال 1951 راکتور زاینده ای ساخت که می توانست الکتریسیته تولید کند.

بزرگترین پیشرفت در دهه 50 توانایی تولید تجاری برق بود که توسط راکتور آب سبک بود که در آن از آب معمولی برای خنک شدن هسته راکتور استفاده می شد. این موفقیت باعث شد که برنامه های هسته ای برای مقاصد تکنولوژیکی دیگر برنامه ریزی شود.

در پایان سال 1991 حدود 31 کشور توانایی تولید تجاری انرژی از راکتورهای هسته ای را یافتند که این نشانه پیشرفت جهانی در عرصه فناوری هسته ای بود.

در عرصه مدیریت پسماند، مهندسین در پی گسترش راهکارهای دفن و بازیافت می باشند و برنامه آنان اینست که هرچه می توانند اثرات محیطی و انسانی این فناوری را کاهش دهند.

تحقیقات در زمینه های دیگر در دهه 90 نیز ادامه یافت و درک شد که انرژی هسته ای علاوه بر تولید انرژی نقش مهمی را زمینه های دیگر همچون پزشکی، کشاورزی، صنعت و علم بازی می¬کند برای مثال پزشکان از رادیوایزوتوپ ها برای درک دلایل بروز بیماریها استفاده کرده و از انرژی هسته ای برای بالابردن تاثیرات طب سنتی استفاده کردند. همچنین باستان شناسان انرژی هسته ای را برای تعیین زمان دقیق یافته های خود بکار بردند، علاوه بر آن پرتو افکنی به غذاها ماندگاری آنها را افزایش داده و تاثیرات فریز کردن را روی از بین رفتن ویتامین مواد غذایی کم می کند
[b]انرژی هسته ای در ایران[/b]
استفاده از انرژی هسته‌ای در دوران سلطنت محمدرضا شاه پهلوی مطرح شد و با ایجاد سازمان انرژی اتمی ایران آغاز پروژه راکتور اتمی بوشهر و مشارکت مالی ایران در طرح‌های فناوری سوخت اتمی فرانسه آغاز شد.

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

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

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

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

اگر چه ایران از دیدگاه قوانین آژانس بین المللی انرژی اتمی و همچنین از نقطه نظر پیمان‌نامه منع گسترش سلاح‌های هسته‌ای حق تحقیق و استفاده صلح‌آمیز از فن‌آوری هسته‌ای را دارد، کشورهای غربی به رهبری آمریکا تلاش پیگیری را آغاز کرده‏اند که ایران را برای همیشه از هرگونه استفاه از فناوری انرژی هسته‏ای منع کنند. در با وجود همه این تلاش ها در آوریل 2006،ایران اعلام کرد که موفق به غنی‌سازی اورانیوم به میزان 3.5 درصد شده است.
[img]http://gallery.military.ir/albums/userpics/209465651075172102147157133369310546176.jpg[/img]

[/b]

[nasirirani 4,491]

راکتورهای هسته ای
[b]مقدمه:[/b]
[img]http://gallery.military.ir/albums/userpics/48131124180381291501618220614287176167133238.jpg[/img]
شکافت هسته ای اتم اورانیم 235 در واقع در اثر نفوذ یک نوترون حرارتی به درون هسته یک اتم سنگین است که باعث شکافت آن به دوپاره از هسته های جدید و سبکتر می گردد. در ضمن در عمل شکافت به طور متوسط 2-3 نوترون ایجاد شده و مقداری انرژی تابشی گاما آزاد می گردد. انرژی سینتیک محصولات شکافت و نوترون ها به مواد اطراف خود از طریق برخورد و جذب پرتو به تولید گرما منجر خواهد شد. انرژی آزاد شده از هر شکافت حدود 11-10*3.2 ژول است در حالیکه تولید انرژی از منابع متعارف سوخت فسیلی که حاصل تشکیل یک مولکول دی اکسید کربن هست حدود
19-10*6.7 می باشد.
نوکلوییدهای غیر قابل شکافت هم در طی فرآیندهای بالا با دریافت و یا برخورد با یک نوترون با ایزوتوپ هایی به تعداد نوترون بالاتر تبدیل خواهد شد. بدین ترتیب رادیونوکلوئید های جدیدی خواهیم داشت که درمیان آنها پاره های شکافت مواد شکافت پذیر جدیدی مثل اورانیم235، پلوتونیم 239 وجود داشته و پلوتونیم 241 نیز به طور مصنوعی می تواند زایش پیدا کند.

این فرآیندهای فیزیکی در راکتورهای هسته ای اتفاق می افتد. درون میله های سوخت فرآیندهای شکافت و زایش در اثر واکنش زنجیره ای صورت می گیرد و واکنش با تولید نوترون به طور دائم ادامه می یابد.

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

- راکتورهای تولید حرارت و برق

- راکتورهای کِشنده

- راکتورهای تحقیقاتی

- راکتورهای تولید پلوتونیم

- راکتورهای اختصاصی برای مقاصدی همچون ساخت زیردریایی، فضا پیما، آب شیرین کن و...
[b]ساختار عمومی راکتورهای هسته ای:[/b]

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

2. کند کننده ها

3. خنک کننده ها

4. سیستم های ایمنی

5.میله های کنترل

6. حفاظ های مختلف
[img]http://gallery.military.ir/albums/userpics/16194208229120471631523414088324214130.jpg[/img]
[b]در اینجا به بحث مختصری درباره ی هرکدام از این قسمت ها پرداخته می شود:[/b]
[b]1-مجموعه های سوخت[/b]
سوخت یک راکتور هسته ای را ممکن است شامل آنچه که در قلب راکتور به عنوان سوخت وجود دارد در نظر گرفت. به عبارت واقعی تر سوخت راکتور در چندین مجموعه سوخت و هر مجموعه متشکل از چندین میله سوخت و هر میله شامل تعداد معینی از قرص ها یا حبه های مواد شکافت پذیر هسته ای مثل اورانیم و یا در بعضی موارد پلوتونیم می باشد. میله های سوخت در راکتور به صورت صفحه ای(Plate) و غنای اورانیم 235 تا 95 درصد می رسد. هرمیله ی سوخت از غلاف زیر کالوی و شامل قطعاتی از قرص های دی اکسید اورانیم است. زیر کالوی 2 تا 4 یک آلیاژ زیر کونیم با عیار کمی از قلع، آهن، کرم و نیکل است؛ میله های سوخت ممکن است به صورت انفرادی در جاهای مخصوص خود گذاشته شود و یا ممکن است به صورت مجموعه های سوخت درون قلب راکتور به طور منظم قرارگیرند.

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

اورانیم 235 ، پلوتونیم 239 و اورانیم 233

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

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

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

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

• استفاده از سیکل اورانیم-توریم به این معنی که توریم 232 ابتدا تبدیل به اورانیم 233 می شود و سپس این اورانیم به عنوان سوخت در راکتورها مورد استفاه قرار می گیرد.
[b]2- کند کننده ها[/b]
کند کننده ماده ای است که برای کند کردن نوترون های سریع تا انرژی های حرارتی در راکتورهای هسته ای مورد استفاده قرار می گیرند. گاهی اوقات همین کندکننده ها عمل سرد کنندگی راکتور را هم انجام می دهد. موادی که می توانند به عنوان کننده مورد استفاده قرارگیرند عبارتند از: آب، آب سنگین، گرافیت و گاهی اوقات هم بریلیوم آب به دلیل داشتن هیدروژن که عنصری سبک است و نیز فراوانی و ارزانی آن مورد استفاده قرار می گیرد. به طور کلی هرچه ماده کندکننده دارای قابلیت کندکنندگی بهتری برای نوترون ها باشد درجه کمتری از سوخت غنی شده مورد نیاز خواهد بود. آب سنگین بهتر از گرانیت و گرانیت بهتر از آب دارای خاصیت کندکنندگی است، ولی تولید آب سنگین نسبتاً گران است و گرانیت هم تاثیرات نامطلوبی در نتیجه در نتیجه پرتوگیری از خود بروز می دهد.

مشخصات یک کند کننده خوب:

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

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

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

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

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

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

[b] 3-خنک کننده ها:[/b]
خنک کننده برای انتقال حرارت از میله های سوخت به طور مستقیم مورد استفاده قرار می گیرد. این فقط در صورتی است که خنک کننده نقش کند کننده هم داشته باشد. در مواردی که ماده کند کننده دیگری مورد استفاده است در این صورت انتقال حرارت معمولا توسط خنک کننده مستقیماً از کندکننده و غیر مستقیم یا در بعضی موارد مستقیم از میله های سوخت انجام می پذیرد. اکثراً آب به عنوان سرد کننده مورد استفاده قرار می گیرد. به هر حال گاهی اوقات آب سنگین، فلزات مایع(سدیم و پتاسیم) یا حتی گازها(دی اکسیدکربن) هم ممکن است مورد استفاده واقع شوند. امروزه در اکثر راکتورهای تجاری آب به عنوان سردکننده مورد استفاده قرار می گیرد. در اینصورت آب علاوه بر نقش سرد کنندگی وظیفه کند کنندگی را نیز انجام می دهد.

خواص ایده آل برای یک خنک کننده:

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

• فراوان و ارزان باشد.

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

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

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

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

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

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

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

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

راکتورهای هسته‌ای دستگاه‌هایی هستند که در آنها شکافت هسته‌ای کنترل شده رخ می‌دهد. راکتورها برای تولید انرژی الکتریکی و نیز تولید نوترون‌ها بکار می‌روند. اندازه و طرح راکتور بر حسب کار آن متغیر است. فرآیند شکافت که یک نوترون بوسیله یک هسته سنگین (با جرم زیاد) جذب شده و به دنبال آن به دو هسته کوچکتر همراه با آزاد سازی انرژی و چند نوترون دیگر شکافته می‌شود.
[img]http://gallery.military.ir/albums/userpics/84153591872376711422121123249178155159138177.jpg[/img]

[b]4. سیستم های ایمنی در راکتور[/b]
وظایف دستگاه ها و سیستم های کنترل(I&C) در راکتورهای هسته ای شامل اندازه گیری، کنترل، تنظیم، چک کردن و حفاظت است. عملیات اجرایی راکتور بر اساس نیازهای فیزیکی، شیمیایی، فرآیندهای مهندسی و اپراتوری است که به عهده سیستم ها و دستگاه های آن گذاشته شده است. سیستم دستگاهی و کنترل ممکن است به دوبخش ایمنی و اپراتوری یا کارگردانی تقسیم شوند. حفاظت راکتور و محیط زیست به عهده سیستم های ایمنی گذاشته شده است. این سیستم¬ها غالبا در مواقع ضروری کارمی کنند و در دوران بهره برداری و خارج از وضعیت اضطراری اکثرا غیرفعال هستند. قابلیت عملکرد این دستگاه های نصب شده اضافی دائما بطور خود مونیتورینگ و تست های دوره ای بررسی می شوند. کنترل قدرت راکتور معمولا در بخشی از I&C ایمنی ملحوظ و منظور می گردد. کنترل و دستگاه های اوپراتوری شامل تمام سیستم هایی است که کارگردانی و یا عملکرد طبیعی و بدون خطر یک راکتور هسته ای را تضمین و مطمئن می سازد. به همین دلیل ممکن است آنرا به گروه های اجرایی وکارهای پیچیده ای که در خط فرآیند است تقسیم نمود.
[b]5. میله های کنترل[/b]
میله های کنترل برای تنظیم توزیع قدرت در راکتور در زمان اپراتوری مورد استفاده قرار می گیرند. مهمترین وظیفه میله های کنترل که بین میله های سوخت قرار می گیرند، برای خاموش کردن یا متوقف کردن فرآیند شکافت هسته ای در زمان هایی که لازم است، چنین عملی انجام شود. خاموش کردن راکتور می تواند از طریق کنترل اتوماتیک یا توسط اپراتور انجام پذیرد. میله های کنترل از موادی ساخته شده اند که خیلی سریع با جذب نوترون ها واکنش های هسته ای را متوقف می کنند. موادی که به این منظور استفاده می شوند عبارتند از کربور نقره، ایندیم، کادمیم و هافنیوم. میله های کنترل به داخل وخارج از میله های سوخت حرکت کرده و نرخ واکنش هسته ای را تنظیم می نمایند.

در راکتورهای هسته ای دونوع کنترل وجود دارد:

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

• کنترل سریع، برای کاهش سریع قدرت راکتور و یا خاموش کردن راکتور از مجموعه میله های کنترل که ممکن است به صورت دستی یا اتوماتیک باشند استفاده می شود. در مواقع اضطراری، میله های کنترل با شتاب به صورت اتوماتیک به داخل میله های سوخت سقوط می کنند و سبب خاموشی راکتور می گردند.
[img]http://gallery.military.ir/albums/userpics/25516423216722880454125469968414354165126.jpg[/img]
[b]6. حفاظت راکتور [/b]
وظیفه سیستم حفاظت از راکتور اطمینان از آشکارسازی تمام حوادث پیش بینی شده در طراحی و اعتماد از امکان انجام عملیات حفاظتی می باشد. این برنامه و تمهیدات باید اطمینان دهد راکتور همیشه بطور ایمن کار می کند. حوادث، بخش هایی از یک حادثه بزرگتر هستند که به کارگردانی راکتور دیکته می کند که به دلایل ایمنی کار راکتور باید قطع شود. بنابراین داده های آنالوگ سیستم ارزیاب، فرآیندهای ویژه منجر به حادثه احتمالی را شناسایی کرده و از طریق یک سیستم دیگر علائمی را تولید می کند که نشان می دهد حدود آن نارسایی ها و یا اشکالات از حد معینی فراتر رفته است. این علائم واقعی آغاز انحراف یا لغزش راکتور از حالت طبیعی است که ترجیحا تمام عملیات کارگردانی را تحت کنترل درمی آورد و متعاقبا فعال شدن تمام سیستم های مهندسی ایمنی را برای کنترل حادثه، باعث می گردد. در تمام موارد، شناسایی و آشکارسازی مبتنی بر فرآیندهای متفاوتی است که هر نوع ابهامی را در رابطه با سیستم آشکارسازی حادثه و قصورهای رایج در سیستم ارزیابی داده ها رفع می کند. وسایل و ابزار اضافی تکمیلی چنان، اطمینانی را فراهم می آورند که با حفاظت به موقع راکتور اثرات سوء حادثه های احتمالی کاهش یابد. وسایل اضافی مبتنی بر انجام وظیفه های انحصاری، به طور فیزیکی از نظر محل قرارگیری طوری از یکدیگر جداشده اند که در مقابل حوادث بیرونی می توانند سالم باقی بمانند. تابلوی وضعیت سیستم حفاظت راکتور را در تمام زمان های کار عادی راکتور و شرایط اضطراری به طور بسیار روشن و واضح به پرسنل کارگردانی اعلام می نماید. تست های دوره ای با دستگاه های مخصوص تست کردن انجام می شوند. قصورهای آشکار و نهان در کانال های مربوطه توسط خویش گزارشگر اعلام می شوند.

نوع دیگر حفاظت با نام حفاظت رادیولوژیکی و کنترل پرتوگیری وجود دارد که وظیفه آن عبارتست از کاهش پرتوگیری و آلودگی داخل راکتورها و محیط زیست در کمترین حد ممکن. سیستم های مختلف کنترل پرتوگیری، اندازه گیری و ثبت پرتوها را در تمام مناطق کنترل شده انجام می دهد. سیستم های مختلف کنترل پرتوگیری امکان بررسی میزان دز تابش محلی، منطقه ای، محیط زیست، پرتوگیری پرسنلی و همچنین میزان نشت پسمان های مایع، گاز و جامد را فراهم می کند. سیستم های کنترل پرتوگیری، دستگاه های نصب شده دائمی هستند که بخشی از مجموعه سیستم I&C محسوب می شوند. مونیتورهای ثابت بررسی نمونه های محلی را بطور دائم و یا متناوب انجام می دهند و مونیتورهای متحرک شامل دستگاه های اندازه گیری پرتو در محل های متفاوت نصب هستند.
[/b]

[nasirirani 4,491]

[img]http://gallery.military.ir/albums/userpics/22622923515721931155231431717194247169159187.jpg[/img]
تعریف:
اكثر عناصر نظیر كربن، هیدروژن، اكسیژن و پتاسیم هر یك در چند شكل متفاوت هسته اى به طور طبیعى وجود دارند كه به آنها ایزو توپ می گویند . تمام ایزو توپهاى‌یك عنصر داراى خواص شیمیایى مشابهند، در عین حال برخى از آنها مثل كربن _14 وپتاسیم _40 رادیواكتیو هستند. پیدایش طبیعى این ایزو توپهاى رادیو اكتیو معمولا درصد كمى از كل ایزوتوپهاى‌ غیر رادیواكتیو هر عنصر را تشكیل می دهند. رادیو ایزوتوپها انرژى بیشترى از ایزوتوپهاى غیر رادیو اكتیو داشته و نیمه عمر كوتاه دارند. این رادیوایزوتوپها، با آزاد سازى انرژى خود به صورت ساطع یا گسیل كردن پرتو كه فرو پاشى نامیده می شود، به ایزوتوپهاى پایدار تبدیل می شوند.

تعداد زیادى از رادیوایزوتوپها به طور طبیعى وجود دارند، مثل رادون در گرانیت وتعداد بیشترى هم ساخته انسان هستند مثل كبالت _60 كه به عنوان یك رادیوایزوتوپ از كبالت پایدار ساخته می شود و با فروپاشى پرتو گاما مجددا تبدیل به عنصر پایدار خود می شود.

رادیوایزوتوپهاى دست ساز بشر توسط راكتورهاى هسته اى یا شتاب دهنده ها ساخته می شوند. اتمهاى این عناصر یكسان فقط در مقدار نوترون هایشان متفاوتند .

بسیارى از عناصر شیمیایى داراى تعدادى ایزوتوپ هستند. ایزوتوپهاى یك عنصر داراى پروتون هاى مساوى هستند ولى در عین حال با داشتن عدد اتمى مساوى، بدلیل در بر داشتن نورون هاى متفاوت، دارای جرم هاى متفاوت نیز می باشد. در یك اتم خنثى، تعداد الكترون ها نیز برابر با عدد اتمى آن است. در واقع این الكترون ها هستند كه رفتار شیمیایى عنصر را تعیین می كنند.

جرم اتمی برابر است با مجموع تعداد پروتون ها و نوترون ها، در طبیعت 82 عنصر پایدار وجود دارد كه این عناصر در بر گیرنده 275 رادیو ایزوتوپ پایدار هستند.

چنانچه تركیبى از پروتون ها ونوترون ها تولید شود كه در طبیعت تا كنون نبوده است این یك ایزوتوپ مصنوعى بوده و اتم هاى آن ناپایدارند كه ایزوتوپ رادیو اكتیو یا رادیو ایزوتوپ نامیده می شود. البته تعداد ایزوتوپهاى طبیعى ناپایدار ناشى از فروپاشى اورانیم و توریم با نیمه عمر بلند هم وجود دارد.

رادیو ایزوتوپ ها یا عناصر نا پایدار با نوعى شكافت و گسیل ذرات آلفا،بتا(یا پزیترون) و گاما به صورت پرتو الكترو مغناطیسى به پایدارى می رسند. عناصر ناپایدار هر یك نیمه عمرى دارند كه طى آن رادیو اكتیویته هسته در آن زمان به نصف خود تقلیل مى یابد. از این طریق نیز پزشكان با بكار گیرى نیمه عمر هاى متفاوت، دریافت پرتو توسط بیمار را كنترل مى كنند.

ایزوتوپ هاى رادیو اكتیو، كه در راكتور هاى هسته اى یا سیكلو ترون ها (سیکلوترون شتاب‌دهنده‌ای حلقه‌ای‌شکل برای ذرات باردار می‌باشد و از اشعه x تولید شده آن برای آزمایشهای مختلف استفاده شده و بزرگی آن در حدود یک کارخانه است) ساخته می شوند دارای استفاده های بسیار متعددى هستند.
[img]http://gallery.military.ir/albums/userpics/77144248188191165191701212124816747117196126.jpg[/img]
[b]بیشترین استفاده از رادیو ایزوتوپ ها عبارتند از:[/b]
_بهداشتى و پزشكى هسته اى
_صنعت و تحقیقات
_غذا و كشاورزى
_استفاده هاى آكادمیك

ادیو ایزوتوپ ها از طریق بمباران هسته اتم هاى پایدار با ذرات بنیادى نظیر نوترون ها یا پروتون ها تبدیل به اتم ها ى ناپایدار رادیو اكتیو می شوند. این فرآیند را واكنش هسته اى یا فعال سازى مى نامند كه در راكتور ها ى هسته اى یا شتابدهنده ها اتفاق مى افتد.
[b]تولید رادیو ایزوتوپ ها در راكتور[/b]
راكتور هاى اتمى، ابزار اصلى ساخت رادیو ایزوتوپ هاى مصنوعى هستند و به عنوان منابع تولید نوترون محسوب می شوند كه وابسته به فرایند شكافت هسته اى براى تولید نوترون مى باشند.

رادیو ایزوتوپ ها یا عناصر رادیو اكتیو در راكتور هاى هسته اى عموما از دو طریق تولید مى شوند:
[b]1.شكافت [/b]
[b]2. بمباران نوترونى[/b]
[b]شكافت:[/b]
وقتى كه هسته اورانیم -235 یك نوترون جذب كند، به صورت یك هسته ناپایدار در مى آید، كه بلا فاصله به دو اتم كوچكتر شكسته می شود(پاره هاى شكافت). این فرآیند همچنین با تولید دو یا سه نوترون و مقدارى انرژى همراه است. نوترون هاى آزاد شده قادرند كه هسته اورانیم -235 دیگرى را بمباران كرده و شكافت های متعددی را بوجود آورند. این شكافت منجر به واكنش هسته اى زنجیره اى خود نگهدار می شود. خیلى از رادیو ایزوتوپ ها یا رادیو نوكلوییدهاى مفید نظیر ید-131، مولیبدن-99، زنون-133 و سزیم-137 در اكثر واكنش هاى شكافت اورانیم-235 حاصل می گردند. معمولا برای این منظور مقادیر كمى از اورانیم-235 را در راكتور قرار می دهند و پس از مراحلى عملیات جدا سازى ایزوتوپ ها را انجام می دهند.

براى جداسازى رادیو ایزوتوپ هاى مشخص و مورد نظر می توان از تكنیك هاى جدا سازى شیمیایى مثل رسوب سازى، استخراج حلالى، تبادل یونى، الكترولیز، تقطیر، كروماتوگرافى و... استفاده كرد.
[b]بمباران نوترونی: [/b]
در بمباران نوترونى، هسته هاى پایدار مورد هدف كه یك نوترون جذب می كنند، حاصل این بر هم كنش تولید یك رادیو ایزوتوپ غنی شده از نوترون می باشد. لذا رایج ترین واكنش طی فرایند فوق واكنش گاما n است. بسیارى از رادیو ایزوتوپ هاى مهم در صنعت مثل كبالت-60 و ایریدیم-192 از طریق همین واكنش روى هسته هاى پایدار كبالت-59 و ایریدیم-191 انجام مى پذیرد.

وجود طیف وسیعى از فلاكس نوترون در محدوده نوترون در ثانیه بر سانتیمتر مربع، دسترسى نسبى به انرژى هاى متفاوت از نوترون و قابلیت تولید رادیو ایزوتوپ های متنوع بدلیل سطح مقطع مناسب اكثر ایزوتوپ ها و همچنین وجود امكانات جانبى، سهولت این استفاده را میسر می سازد. احتمالا ممكن است از راكتور هاى قدرت هم براى تولید برخى از رادیو ایزوتوپ ها با نیمه عمر طولانى، مقیاس زیاد، اكتیویته بیشتر استفاده گردد.
[b]تولید رادیو ایزوتوپ ها توسط شتاب دهنده ها [/b]
شتابدهنده ها امكان تولید رادیو ایزوتوپ هاى زیادى را از طریق تعدادى از واكنش هاى هسته اى عمدتا به كمك ذرات پروتون ها، دوترون ها و ذرات آلفا می توانند به وجود آورند. این رادیو ایزوتوپ هاى تولیدى اكثراْ ساطع كننده پرتو هاى پوزیترون هستند و راندمان تولید آنها بستگى به عوامل متعددى از جمله انرژى ذره شتاب داده شده و سطح مقطع ایزوتوپ هاى مورد نظر دارد. واكنش هاى نوترون _گاما نیاز به نوترون دارد كه معمولا تولید نوترون در شتاب دهنده ها بطور غیر مستقیم از طریق واكنش هاى هسته اى مثل گاما n و غیره حاصل می گردد. واكنش هاى هسته اى گاماn معمولا در موردایزوتوپ ها ى با نوترون كمتر قابلیت كاربرد دارد. سیكلو ترون داراى داراى یك جفت الكترودهاى فلزى است (كه دى ها نامیده می شوند زیرا شكل آنها شبیه حرف D می باشد) كه بین دو قطب یك الكترو مغناطیس قرار گرفته اند. این الكترود ها به یك منبع الكتریكى با فركانس بالا متصل هستند بطوریكه بار هر یك از صفحات، بیش از پنجاه میلیون مرتبه در هر ثانیه بین منفى و مثبت تغییر می كند. میدان مغناطیسى نسبت به الكترود هاى فوق عمود است. ذرات باردار مثل پروتون یا دوترون هر دفعه به تناوب توسط یك دى دفع شده و توسط دیگرى جذب مى شود. نتیجه كار سیستم فوق این است كه به ذره شتابى سریع می دهد و ذره با حركت مارپیچى از بین صفحات خارج می گردد. ذره پر انرژى تولید شده می تواند هدف داخلى یا خارجى را بمباران كند.

برخى از رادیو ایزوتوپ هاى تولید شده در سیكلوترون داراى استفاده هاى پزشكى هستند كه از جمله تالیم-201 ،گالیم-67، فلوئور-18 و ید-123 را می توان نام برد.

سیكلوترون رادیو ایزوتوپ هایى با نوترون كم ولى راكتور رادیو ایزوتوپ هایى غنى از نوترون تولید می كنند. لذا راكتور و سیكلوترون در برآورد نیاز هاى كامل یك جامعه به رادیو ایزوتوپ ها، مكمل یكدیگرند. به ندرت ممكن است یكى از این دو بتواند جاى دیگرى هم كار كند. سیكلوترون محدودیت هایى مثل تولید كمتر وكنترل مشكل تر در هدایت واكنش ها را به همراه دارد.
[img]http://gallery.military.ir/albums/userpics/180204132322512501921209218319513615816592.jpg[/img]
نمودار فرایند تولید رادیو ایزوتوپ ها و كاربرد آنها از ابتدا تا انتها در كنار تولید و مصرف سوخت هاى هسته اى وراكتور هاى تحقیقاتى[/b]

[nasirirani 4,491]

[b]سیكل سوخت هسته ای[/b]
چرخه سوخت هسته ای یا زنجیره سوخت هسته ای،مراحل پیوسته و مختلفی از تولید سوخت هسته ای است.این زنجیره از دو مرحله تشكیل شده كه در پی مرحله اول آن،بر اثر فرآیند های انجام گرفته در راكتور،سوخت تولید می شود؛ مرحله دوم نیز مدیریت امنیت فرایند تولید و بازیافت سوخت را در بر می گیرد. اگر سوخت مصرف شده دوباره بازیافت نشود زنجیره سوخت ناتمام می ماند. از این رو بازیافت مرحله مهمی به شمار می رود.
[img]http://gallery.military.ir/albums/userpics/1271714715243247178631413158505512998198.jpg[/img]
مراحل زیر زنجیره سوخت هسته ای ر ا تشکیل می دهند:
[b]1-اكتشاف و استخراج و تغلیظ اورانیم:[/b]
اورانیم موجود در سنگ معدن حدود یك درصد است كه توسط روشهای مكانیكی و شیمیایی به اكسید اورانیم كه كیك زرد نام دارد تبدیل می شود. اورانیم235 قابل شكافت و مناسب برای سوخت هسته ای در اكسید اورانیم وجود دارد كه با ظرفیت صفر یا آزاد هرگز در طبیعت وجود ندارد. اورانیم یك فلز رادیواكتیو است كه استفاده از آن درراكتورهای هسته ای برای تولید الكتریسیته اقتصادی برآورد شده است. در ایران مركزی انواع دگرگونی با پرتوزایی قابل توجه یافت می شود. برای استخراج اورانیم از روشهای روباز زیرزمینی بازیابی درجا وروش بازیابی تپه ای استفاده می شود.

عملیات تغلیظ بلافاصله پس از استخراج وآماده سازی مواد معدنی به فرایندهای كانه آرایی جداسازی اورانیم از مواد معدنی و تخلیص آن اطلاق می گردد. محصول تغلیض شده اورانیم را كیك زرد می نامند كه حدودا 60% اورانیم دارد. مهم ترین فرایند تغلیظ لیچینگ (محلول سازی) نام دارد.
[b]2-تبدیل اورانیم:[/b]
اورانیم تغلیظ شده به صورت كیك زرد مستقیما غیر قابل استفاده به عنوان سوخت در راكتور هسته ای می باشد.بنابراین فرآیندهای بیشتری باید روی محصول فوق صورت بگیرد كه به آن تبدیل اورانیم گفته می شود.

در مجتمع تبدیل، اورانیم به دی اكسید اورانیم یا اورانیم هگزا فلوراید تبدیل می شود. اولی به عنوان سوخت راكتور كه اورانیم غنی شده نیاز ندارد و می تواند مستقیما بدون غنی سازی مورد استفاده قرار گیرد استفاده شده و تركیب دوم قابلیت غنی شدن را دارد كه پس از چند فرایند دیگر می تواند به عنوان سوخت در اكثر راكتورهای اتمی به كار گرفته شود. بنابراین لازم است كه اورانیم به صورت گازی شكل درآید تا امكان انجام عملیات غنی سازی با سهولت بیشتری فراهم گردد.لذا تبدیل اورانیم پیش نیاز این فرایند می باشد.
[b]3-غنی سازی اورانیم[/b]
منظور از غنی شدن یا غنی سازی افزایش ایزوتوپ طبیعی اورانیم-235 از 7/0 درصد به 4-5/3 درصد است. در نتیجه غنی كردن درصد اورانیم قابل شكافت كه برای راكتورهای آب سبك لازم است افزایش می یابد. روشهای مهم غنی سازی عبارتنداز:1)دیفیوژن گازی 2)سانتریفیوژ 3)لیزری 4)شیمیایی

دو روش اول بر مبنای جدا سازی ایزوتوپی كار میكنند درمقیاس بزرگ مورد استفاده قرار می گیرند.
[b] 4-فرآوری اورانیم:[/b]
ساخت سوخت كه در بعضی مواقع به فرآوری اورانیم اطلاق می گردد، از مرحله تبدیل مجدد و یا به عبارتی از مرحله تولید اكسید اورانیم آغاز می گردد. سوخت راكتورها عموماً به صورت حبه های سرامیكی می باشد این حبه ها از اكسید اورانیم فشرده كه از حرارتهای بالا سینتر شده اند ساخته می شود. این حبه ها در لوله های فلزی با روشهای خاص قرار گرفته و جمع آنها به صورت مجتمع سوخت جهت قرار دادن در قلب راكتور در محلهای مربوطه حمل می شوند.
[b]5-نیروگاه‌اتمی(مدیریت سوخت):[/b]
مجتمع های سوخت داخل محفظه تحت فشار راكتور قرار داده می شوند كه هسته مركزی راكتور را تشكیل می دهد. حرارت ایجاد شده در نتیجه شكافت هسته ای آب را به بخار تبدیل می كند. بخار حاصله توربین را به حركت در می آورد و توربین مولد را چرخانده و نیروی برق تولید می شود. در این بخش از سیكل سوخت هسته ای نتایج كلیه فعالیت ها به عنوان اصلی ترین بخش از سیكل سوخت هسته ای باید منجر به نتیجه گردد كه همان تولید انرژی است.
[b]6-سوخت مصرف شده:[/b]
در مدتی كه سوخت های هسته ای در راكتور قرار گرفته اند، در اثر واكنشهای زنجیره ای شكافت تولید حرارت می نماید. در عین حال پرتو گیری بسیار زیادی نیز بر آن تحمیل شده و پس از مدتی به اصطلاح سوخته شده و رادیواكتیویته آن كاهش میابد. به عبارتی اورانیم آن مصرف شده و محصولات شكافت در آن تجمع پیدا می كنند. این مواد از این پس برای اتم های اورانیم- 235به دلیل جاذب نوترون های حاصل ازشكافت،مواد مسموم كننده محسوب شده و سبب كاهش ضریب ازدیاد نوترون و رادیواكتیویته می شوند. لذا در این موقع كه مجموعه های سوخت كمترین رادیو اكتیویته را دارند به عنوان سوخت های مصرف شده از راكتور خارج می شوند.
[b]7-بازفرآوری سوخت:[/b]
از آنجایی كه سوختهای مصرف شده در راكتورهای اتمی دارای بیشترین مقدار رادیواكتیویته حاصل از فعالیتهای هسته ای هستند عملیات بازفرآوری اهمیت فوق العاده ای دارد وبه روشهای مختلفی با آن رفتار می شود:

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

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

در جریان عملیات بازفرآوری حجم پسمان ها به میزان قابل توجهی كاهش داده می شود.
[b]8-پسمانداری سیكل سوخت:[/b]
پسمانداری ناشی از فعالیتهای مربوط به سیكل سوخت هسته ای و تولید الكتریسیته می باشد.منظور از پسمانداری كاهش حجم مواد رادیو اكتیو بر جا مانده و ایمنی محیط زیست می باشد، ممكن است طی اتخاذ استراتژیهای متفاوت در جهت همین منظور و بهره برداری بهینه به طور متفاوت با آن رفتار شود که این پسماندها به سه دسته با رادیواکتیو کم متوسط و زیاد تقسیم می شوند. این پسماندها بسته به تاثیر مخرب خود روی محیط زیست به روشهای گوناگونی دفع می شوند.

[arshya4171 42]

[size=18]فكر ميكنم هدف تاپيك اين نبود كه تكنولوژي هاي قديمي عنوان بشه نظر آرماني عزيز اين بوده كه تكنولوژي روز معرفي بشه تا كاربران محترم از اخبار علمي روز بي خبر نمونن و اين تاپيك بتونه مرجعي باشه براي استفاده كسانيكه علاقه مند به تكنولوژي روز هستن [/size]

[nasirirani 4,491]

با تقدیر و تشکر از مجزا کردن تاپیک
دستت درد نکنه!