در مقايسه با اورانيوم، كاربرد توريوم و پلوتونيوم خيلي محدودتر است. اورانيوم را مي توان به صورت خالص يعني اورانيوم فلزي يا به صورت تركيب مثل اكسيد اورانيوم(UO2) و يا كربوراورانيوم(CU) بكار برد، اما اكسيد اورانيوم متداولترين ماده براي سوخت راكتورهاي تجاري است. اورانيوم به طور طبيعي به شكل مخلوطي از اكسيدهاي مختلف است كه به طور وسيعي در پوسته زمين به صورتهاي پراكنده يافت مي شود. غلظت اورانيوم در پوسته زمين حدود 2ppm است كه نشاندهنده فراواني آن حتي بيشتر از عناصري مثل جيوه و نقره مي باشد.
براي استفاده از اورانيوم به عنوان سوخت، ابتدا بايد آنرا از سنگهاي معدني استخراج و جداسازي نمود (مرحله فراوري سنگ معدن اورانيوم). سپس با تبديل و غني سازي ، آنرا آماده براي تهيه سوخت كرد(مرحله تبديل و غني سازي اورانيوم). پس از آن با روشهاي شيميايي و فيزيكي مختلف به توليد سوخت هسته اي مناسب مبادرت نمود(مرحله توليد سوخت هسته اي) و نهايتا پس از استفاده سوخت در راكتوراتمي به بازفرآوري سوخت مصرف شده و جداسازي اورانيوم، پلوتونيوم و محصولات شكاف ديگر پرداخت(مرحله بازفرآوري). به مجموعه اين فرايندها، چرخه سوخت هسته اي گفته مي شود. بعبارت بهتر، به مجموعه فرايندها و مراحل توليد سوخت هسته اي تا مصرف و سپس بازفرآوري آن چرخه سوخت هسته اي مي گويند. لفظ چرخه بدان جهت بكار مي رود كه عناصر شكاف پذير پس از مصرف در راكتورهاي هسته اي تحت بازفرآوري قرار گرفته و مجددا براي مصرف آماده مي گردند. مراحل مختلف چرخه سوخت هسته اي عبارتند از:
1- فراوري سنگ معدن اورانيوم
2- تبديل و غني سازي اورانيوم
3- توليد سوخت هسته اي
4- بازفرآوري
شكل زير شمايي از چرخه سوخت هسته اي را نمايش مي دهد.
هم اكنون به لحاظ صنعتي، كشورهاي فرانسه، ژاپن، روسيه، آمريكا و انگلستان داراي تمامي مراحل تكنولوژي فراوري اورانيوم در تمامي مراحل چرخه سوخت هسته اي در اشل صنعتي مي باشند. چنانچه اشل غيرصنعتي منظور گردد، كشورهاي ديگري مثل هند نيز به ليست فوق اضافه خواهند شد. كشورهاي كانادا و فرانسه در مجموع داراي بزرگترين كارخانه هاي تبديل اورانيوم هستند كه محصولات آنها شامل UO3,UO2,UF6 مي باشند، پس از آنها به ترتيب كشورهاي امريكا، روسيه و انگلستان قرار دارند. در زمينه غني سازي، بي ترديد امريكا و روسيه داراي بزرگترين شبكه غني سازي جهان مي باشند. در اشل صنعتي اين دو كشور كار غني سازي را از سال 1945 در امريكا و 1949 در شوروي آغاز نموده اند. پس از آنها، به ترتيب فرانسه، هلند و انگلستان بيشترين غني سازي را انجام مي دهند. درحال حاضر، امريكا بزرگترين توليد كننده سوخت هسته اي در جهان است كه تمامي سوخت آن جهت استفاده در نيروگاههاي BWR,PWR مي باشد. پس از امريكا، كانادا توليد كننده اصلي سوخت هسته اي در جهان(براي راكتورهاي PHWR) مي باشد. به نظر مي رسد كشور كانادا از پرسابقه ترين كشورها جهت توليد سوخت هسته اي است كه فعاليت خود را در اين زمينه از سال 1956 آغاز نموده است. پس از امريكا و كانادا، كشورهاي انگلستان، روسيه ، ژاپن، فرانسه، آلمان، هند، كره جنوبي و سوئد توليد كنندگان اصلي سوخت هسته اي مي باشند. در زمينه بازفرآوري سوخت مصرف شده، امريكا بيشترين سهم بازفراوري سوخت هسته اي را در جهان داراست. پس از آن فرانسه، انگلستان، روسيه، هند و ژاپن قرار دارند. درحال حاضر بين كشورهاي جهان سوم، هندوستان پيشرفته ترين كشور در زمينه دانش فني چرخه سوخت هسته اي مي باشد.
تبديل و غني سازي اورانيوم Uranium Conversion and Enrichment
آنچه در مرحله فرآوري سنگ معدن اورانيوم وكانه آرايي مطرح مي شود همانا توليد دي اورانات آمونيوم (ADU ) يا دي اورانات سديم است كه نهايتا به توليد U3O8 منجر مي گردد.
اما آنچه كه درمرحله تبديل وغني سازي اورانيوم انجام مي شود وابسته به نوع سوخت هسته اي مورد نظر است . به عبارت بهتر ، بسته به اينكه چه نوع سوختي مورد احتياج است ، كيفيت تبديل و غني سازي اورانيوم متفاوت مي باشد.
به اجمال مي توان گفت: كه سوخت هسته اي مي تواند در جهت مصارف صلح آميز يا غير صلح آميز توليد گردد. جهت صلح آميز آن ، مصرف اين سوخت در راكتورهاي تحقيقاتي و نيروگاههاي اتمي است كه كيفيت آن نسبت به نوع راكتورهاي بكار رفته متفاوت مي باشد. مثلا سوخت نيروگاههاي اتمي PHWR از نوع اورانيوم طبيعي است و بدين لحاظ در سير توليد سوخت اين نوع راكتور ، مرحله غني سازي اورانيوم وجود ندارد . اما سوخت نيروگاههاي PWR عموما بين 2 تا 5 درصد غني شده است و يا اينكه در برخي راكتورهاي اتمي غناي سوخت بالاي 20 درصد مي باشد . لذا در اين موارد مرحله غني سازي در توليد سوخت هسته اي از اهميت ويژه اي برخوردار است . از طرف ديگر سوخت برخي راكتورهاي اتمي از نوع اورانيوم فلزي است در حاليكه در برخي UO2 يا UC مي باشد. اورانيوم موجود در سوختهاي مذكور مي تواند از نوع اورانيوم طبيعي يا اورانيوم غني شده باشد.
همچنين در موارد غير صلح آميز ، سوخت هسته اي حاوي اورانيوم تسليحاتي با غناي بالاي 90 درصد است. موارد مذكور به وضوح نشان مي دهند كه نوع سوخت هسته اي تعيين كننده كيفيت مرحله تبديل و غني سازي اورانيوم است.
به هر حال آنچه در مرحله تبديل اورانيوم مد نظر است ، تبديل U3O8 به تركيباتي است كه يا مستقيما به مرحله توليد سوخت هسته اي مي روند يا اينكه براي مرحله غني سازي آماده شده و پس از ايجاد غناي لازم براي توليد سوخت هسته اي آماده مي گردند.
روشن است كه نتيجه مرحله تبديل اورانيوم توليد UO2 , U و بعضا UO3 مي باشد كه مستقيما به مرحله توليد سوخت هسته اي مي روند و يا اينكه توليد UF6 براي مرحله غني سازي است كه منجر به توليد Uf6 * غني شده مي شود. UF6 * نيز پس از طي فعل و انفعالاتي به UO2* يا U* تبديل شده و آماده براي توليد سوخت هسته اي مي گردند.
پس بطور كلي و با يك ديدگاه كلي نگر ، نتيجه مرحله تبديل و غني سازي اورانيوم توليد UO3 ، UO2، U و UF6 است كه اورانيوم موجود در آنها يا طبيعي است و يا غني شده كه همانطور كه بيان گرديد اين مسئله بسته به نوع سوخت هسته اي موردنظر است . ذيلا هر يك از فرآيندهاي مذكور به اجمال بررسي مي گردند:
الف ) تبديل اورانيوم
محصول كيك زرد كه نتيجه فرآوري سنگ معدن اورانيوم است ، معمولا براي استفاده دركاربردهاي هسته اي به اندازه كافي خالص نمي باشد .
روشهاي متفاوتي براي تصفيه كيك زرد و تبديل آن به يك محصول خالص براي استفاده در صنايع هسته اي مورد استفاده قرار گرفته است. يكي از رايج ترين اين روشها براي توليد محصول با خلوص بالاي اورانيوم ، استخراج با تري بوتيل فسفات ( TBP) از محلول HNO3 مي باشد در اين روش ابتدا كيك زرد (كنسانتره U3O8 ) در اسيد نيتريك يا مخلوطي از اسيد نيتريك و اسيد سولفوريك حل مي گردد كه نتيجه آن توليد محلول آبي نيترات اورانيل (UO2(NO3)2) است . بعد از تنظيم غلظت و اسيديته آن ، نيترات اورانيل توسط محلول 30 درصدي تري بوتيل فسفات (TBP) محلول در كروزن يا هگزان استخراج مي گردد. نحوه استخراج بدين ترتيب است كه تري بوتيل فسفات ( TBP ) كه محول در فاز آلي هگزان يا كروزن است تمايل زيادي به تشكيل كمپلكس با اورانيوم دارد لذا پس از تماس با محلول اورانيوم (فاز آبي ) و تشكيل كمپلكس با آن ، اورانيوم موجود از فاز آبي به فاز آلي منتقل شده، در نتيجه ناخالصيها در فاز آبي باقي مي مانند.
كمپلكس UO2 (NO3)2(TBP)2 محلول در فاز آلي است و با تكرار عمليات فوق مي توان تمامي اورانيوم موجود را با خلوص بالا از فاز آبي به فاز آلي برد. پس از استخراچ اورانيوم در يك فاز آلي مي توان مجددا اورانيوم را به فاز آبي منتقل نمود تا واكنشهاي مورد نظر بدون حضور ناخالصيها در اين فاز انجام گيرد.
بدين منظور فاز آلي مذكور مجددا در تماس با فاز آبي و افزايش نسبت فاز آبي به فاز آلي قرار گرفته كه نتيجه اين عمل ، استخراج اورانيوم بصورت نيترات اورانيل (UO2 (NO3)2) از فاز آلي به فاز آبي است . پس از اتمام استخراج ، محلول نيترات اورانيل خالص بوسيله تبخير كننده ها تا غلظت موردنظر تغليظ مي شود. دستگاهي كه عمل استخراج در آن صورت مي گيرد، ستون جدا سازي با سيستم Mixer - Settler است.
با ادامه تغليظ محلول نيترات اورانيل ، تركيب نيترات اورانيل هگزاهيدرات UO2(NO3)2.6H2O) UNH ) بدست مي آيد . اين ماده را به سه روش مي توان به UO3 تبديل نمود.
با استفاده از يكي از اين روشها مي توان UO3 را از كيك زرد (كنسانتره U3O8 ) كه طي مرحله كانه آرايي ايجاد شده بود، بدست آورد . براي توليد UO2 طبيعتا بايد UO3 را احيا نمود. بدين منظور UO3 را در راكتور بستر سيال
( Fluidized - bed ) يا كوره دوار ( Rotary Furnace ) تحت اتمسفر احيا كننده هيدروژن و با دماي500 درجه سانتيگراد تا 1700درجه سانتيگراد قرار داده تا UO2 بدست آيد.
بدين ترتيب UO2 و UO3 كه از مهمترين تركيبات بدست آمده در مرحله تبديل اورانيوم هستذد، حاصل مي شوند.
از ديگر مواد بدست آمده در اين مرحله ، اورانيوم فلزي است. از آنجاييكه اورانيوم يك عنصر بسيار الكتروپوزيتيو مي باشد لذا احيا نمودن آن مشكل خواهد بود.
فلز اورانيوم را مي توان از طريق احيا اكسيد هاي اورانيوم UO2 و UO3 كه در طي فرآوري شيميايي كيك زرد در مرحله تبديل اورانيوم بدست آمده اند تا عناصر الكتروپوزيتيو مثل Cu , Na , Mg , Ca تهيه كرد.
از جمله فرآيندهاي معروف جهت تهيه اورانيوم فلزي فرايندي موسوم به Ames است كه اولين بار در سال 1942 در آزمايشگاهي به همين نام ( Ames Laboratory ) به عمل آمد. روش انجام شده اكثرا همانهايي بود كه قبلا در طي مراحل فرآوري سنگ معدن اورانيوم وتبديل اورانيوم بيان گرديد. بدين ترتيب كه كنسانتره هاي سنگ معدن اورانيوم ابتدا بوسيله تري بوتيل فسفات (TBP ) از طريق روش استخراج حلال در كروزن ( Kerosene) براي بدست آوردن نيترات اورانيل هگزا هيدرات
UO2(NO3)2 6H2O) UNH ) تصفيه مي شوند.
نيترات اورانيل تصفيه شده سپس بطور حرارتي به UO3 تجزيه گشته و سپس با H2 به UO2 احيا مي گردد. در ادامه UO2 با HF در دماي بالا به UF4 تبديل مي شود.
و بالاخره تترافلوريد اورانيوم (UF4 ) بوسيله احيا كننده قوي Mg به فلز اورانيوم تبديل مي گردد.
چنانچه غني سازي مطرح نباشد، مواد UO3 ،UO2 ،U تركيباتي هستند كه نتيجه نهايي مرحله تبديل اورانيوم بوده و مستقيما به مرحله تهيه سوخت هسته اي مي روند. اما چنانچه غني سازي اورانيوم مد نظر قرار گيرد ، مرحله تبديل اورانيوم شامل تهيه
UF4 و UF6 خواهد بود كه در ذيل به اجماع تشريح خواهد گرديد.
ب ) غني سازي اورانيوم
همانطور كه قبلا بيان شد نوع سوخت هسته اي تعيين كننده كيفيت مرحله تبديل وغني سازي اورانيوم است. روشن شد كه براي برخي كاربردها، همان اورانيوم طبيعي كه شامل 7/0 درصد U-235 است كفايت خواهد كرد. اما موارد بسياري وجود دارند كه در آنها سوخت هسته اي بايد شامل درصد بيشتري از U-235 باشد. از آن جمله مي توان به سوخت راكتورهاي اتمي آب سبك
( LWR ) با غناي 5-2 درصد و يا اورانيوم تسليحاتي با غناي بيش از 90 درصد اشاره نمود . درموارد مذكور طبيعي خواهد بود كه غني سازي اورانيوم از مهمترين مراحل تهيه سوخت هسته اي باشد.
فرآيند غني سازي شامل جدا سازي ايزوتوپ U-235 و U238 است به نحوي كه غلظت U- 235 در محصول بيش از غلظت آن در اورانيوم طبيعي شود. تفاله اين فرآيند داراي غلظت كمتري است. در حال حاضر چندين روز براي اين امر ايجاد شده كه برخي از آنها تنها اهميت تاريخي پيدا كرده اند تا كاربردهاي عملي و صنعتي .
اين روشها عبارتند از : پخش گازي ( Gaseous Diffusion ) ، سانتريفوژگازي ، جدا سازي اكلترو مغناطيسي ، تبادل شيميايي
( Chemical Exchange ) ، فتويونيزاسيون و فتوديساسيون ليزري ، نازل جدا سازي ( Separation Nazzle ) و جدا سازي ايزوتوپ رزونانس سيكلوتروني .
از بين تمامي اين روشها تنها پخش گازي و سانتريفوژگازي است كه در مقياس تجاري اهميت داشته و كاربردهاي عملي وسيع پيدا كرده اند . همچنين تحقيقات وسيعي در برخي كشورهاي پيشرفته مثل آمريكا ، فرانسه ، ژاپن در زمينه جدا سازي ايزوتوپ بخار اتمي ( Atomic Vapore Laser Isotope Separations, AVLIS ) در جريان مي باشد . به نظر مي رسد كه اين فرآيند از هزينه پايين تري نسبت به دو فرآيند ديگر برخوردار است. درهر دو روش تجاري غني سازي يعني پخش گازي و سانتريفوژگازي ، اورانيوم طبيعي به تركيب هگزا فلوريداورانيوم ( UF6 ) تبديل شده و اين ماده است كه عملا تحت فرآيند غني سازي قرارمي گيرد .
استفاده از UF6 براي عمليات غني سازي دو علت دارد:
1- دماي تصعيد اين ماده حدود 6/56 درجه سانتيگراد مي باشد بنابراين به راحتي به حالت گازي در آمده و از پايداري خوبي دراين شرايط برخوردار است . لذا مي توان گفت كه تركيب UF6 پايدارترين تركيب اورانيوم فرار را تشكيل مي دهد.
2- از آنجاييكه در طبيعت ، عنصر فلوئور تنها به صورت F-19 مي باشد لذا فرآيند غني سازي تنها متاثر از اختلاف جرم
U-235 و U238 بوده و به فلوئور بستگي ندارد.
علل فوق باعث شده كه عملا ماده UF6 براي غني سازي اورانيوم به روشهاي پخش گازي و سانتريفوژ گازي مورد استفاده قرار گيرد و بدين لحاظ مرحله تبديل اورانيوم شامل تهيه اين تركيب است .
حال مي توان از ابتدا شروع كرد يعني فرض نمود كه فرآوري سنگ معدن اورانيوم پشت سر گذاشته شده و آنچه در دست است اورانيوم غليظ شده بصورت كيك زرد مي باشد . در اين حالت دو فرايند براي توليد UF6 به نام " فرآيند تر" و " فرآيند خشك " وجود دارد . در هر دو فرآيند دو تركيب UO2 و UF4 به عنوان تركيبات مياني شناخته مي شوند . ذيلا به اجمال اين دو فرآيند بررسي مي گردند.
فرايند تر :
مسير طي شده در اين فرآيند هماني است كه قبلا در طي توليد اكسيد اورانيوم (UO2) از كيك زرد بيان گرديد. بدين نحو كه در ابتدا كيك زرد در اسيد نيتريك حل شده و سپس براي خالص سازي ، توسط محول 30 درصد تري بوتيل فسفات ( TBP ) در كروزون استخراج مي گردد. در قدم بعدي با برگشت مجدد به فاز آبي ، نيترات اورانيل هگزاهيدرات ( UNH ) بدست آمده و در طي مرحله پيروليز( UO3 (Pyrolys بدست مي آيد كه با احيا آن توسط هيدروژن دردماي 500 درجه سانتيگراد الي 600درجه سانتيگراد UO2 حاصل خواهد گرديد. UO2 نيز با واكنش هيدروفلوريناسيون به UF4 تبديل مي شود . واكنش تبديل UO2 به UO4 شديدا گرما زا بوده ، لذا برج راكتور براي اين تبديل با طول 17 متر و قطر 2/1 متر بايد بوسيله هوا خنك گردد. سپس UF4 را با گاز فلوئور ( F2 ) براي بدست آوردن UF6 فلوئورينه مي كنند.
فرآيند خشك:
در اين فرآيند اورانيوم غليظ شده و يا كيك زرد در دماي 540 درجه سانتيگراد الي 650درجه سانتيگراد مستقيما بوسيله هيدروژن به UO2 احيا مي گردد. UO2 در ابتدا با هيدروفلورنياسيون به UF4 و سپس با فلوريناسيون به UF6 تبديل مي شود. نظر به امكان وجود ناخالصي در اين فرآيند ، برخي از توليد كنندگان UF6 را از طريق تقطير جز به جز و تحت فشار 7 - 5/3 اتمسفر قرار داده و دردو مرحله خالص سازي مي كنند.
پس از توليد UF6 از كيك زرد ، غني سازي اورانيوم از طريق يكي از روشهاي سانتريفوژگازي و پخش گازي انجام پذير خواهد بود كه در زير بيان مي گردد.
1- روش پخش گازي Gaseous Diffusion Method
فرآيند پخش گازي كه در سال 1846 توسط گراهام كشف گرديد، در سال 1920 براي غني سازي ايزوتوپ نئون Ne - 22 و سپس براي غني سازي هيدروژن از دو تريوم (D) بكار گرفته شد. درجنگ جهاني دوم ، فرآيند پخش گازي براي تهيه اورانيوم بسيارغني شده از ايزوتوپ U - 235 جهت مصارف نظامي سريعا توسعه يافت . مبناي فيزيكي اين روش بر پايه اين حقيقت است كه سرعت عبور مولكولها از يك جدار منفذ دار با جرم ذرات عبوري متناسب مي باشد. در حقيقت مولكولهاي سبك با سرعت كمي بيشتر از مولكولهاي سنگين از جدار نفوذ پذير مي گذرند. اين مسئله اساس قانون Knudsen را تشكيل مي دهد كه بر اساس آن ، اهنگ پخش هر يك از ايزوتوپها از جدار نفوذ پذير بصورت معكوس با توان دوم جرم مولكولي متناسب است .البته اين در حالتي است كه مولكولها تنها به جدار منفذها برخورد كنند، چرا كه اگرمولكولها با يكديگر برخورد داشته باشند بازده جدا سازي كم مي شود. شرط افزايش بازده آن است كه قطر منفذها ( pores ) از مسافت آزاد متوسط ( mean free path) بيشتر نباشد.
در عمل هگزافلوريد اورانيوم ( UF6) را وا مي دارند تا در اثر اختلاف فشار در دو سوي جدار مورد نظر از يك رشته غشا هاي متخلخل عبور كند . گاز سبك تر 235UF6 با سرعت اندكي بيشتر از گاز سنگينتر 238UF6 نفوذ خواهد كرد، لذا گاز عبور كرده از اين غشا از غني شدگي اندكي برخوردار است . مقدار غني شدگي پس از عبور از يك تك غشا خيلي كم است، در نتيجه براي دستيابي به يك غني شدگي قابل ملاحظه ، مراحل بسياري مورد نياز مي باشد. به عنوان مثال ، براي غني سازي اورانيوم طبيعي از 7/0 درصد U-235 به 4 درصد ، بيش از 1000 مرحله جدا سازي مورد نياز مي باشد و يا براي بدست آوردن اورانيوم با غناي بالا ( HEU ) مراحل مذكور بايد صدها هزار بار تكرارگردند. هر مرحله بصورت يك سري با مرحله ديگر در تماس بوده و اورانيوم پس از عبور از هر مرحله بر ميزان غني شدگي آن افزوده مي گردد. كارآيي جدا سازي براي هر مرحله به دليل اختلاف جرم كم U-235 و U-238 بسيار كم بوده و به لحاظ تئوري فاكتور جدا سازي 0043/1 مي باشد . شكل ذيل شمايي از تسلسل اين مراحل را نشان مي دهد.
تقريبا هر دوازده مرحله ، واحد بزرگتري مرسوم به سلول ( Cell) را تشكيل مي دهند و بهمين ترتيب چندين سلول يك
( GDP (Gaseous Diffusion Plant را مي سازند. غشا مذكور مي تواند از آلياژ Ag/Zn يا ورقه آلومينيم همراه با مثلا 10 بتوان 9 سوراخ در هر سانتي متر ساخته مي شود. از آنجاييكه در فشار يك اتمسفر و حرارت 20 درجه سانتيگراد مسافت آزاد طي شده بر اساس اطلاعات ويسكوزيته 20nm است لذا بايد قطر منفذها براي بازده قابل قبول كارخانه كمتر از اين مقدار باشد. در عمل قطر منفذها از 10nm تجاوز نمي كند.
همچنين از آنجاييكه عبور مولكولها از منفذها به فشار گاز بستگي زياد دارد، لذا بايد فشار گاز را در هر مرحله بوسيله كمپرسور افزايش داد. و از طرف ديگر گرماي ناشي از كمپرسورها را مي بايست با مبدلهاي حرارتي خنك نمود. تمامي اين مجموعه باعث مي شود كه تاسيسات پخش گازي (GDP ) از حجم بزرگي برخوردار بوده و مقادير معتنابهي انرژي مصرف نمايند و بدين لحاظ اين روش شامل هزينه هاي هنگفتي خواهد بود. لذا در طي چند دهه اخير برخي كشورها براي غني سازي اورانيوم در اشل صنعتي به روشهاي ديگري متوسل شده اند.
2- روش سانتريفوژ گازي Gaseous Centrifugation Method :
استفاده از اين روش براي جدا سازي ايزوتوپ گازها در سال 1919 انجام گرفت . اين سانتريفوژها در خلا قرارمي گرفتند تا از حركات لرزشي و جريانات انتقال گرما جلوگيري شود. در سال 1930 سانتريفوژ با جريان همسو ( Concurrent ) ابداع گرديد كه از بازدهي جدا سازي كمي برخوردار بود. سپس سانتريفوژ با جريان مخالف ( Counter Current ) توسعه يافت كه اگر چه بازدهي را افزايش داد اما مشكل محدوديت استفادهاز مواد و گرم شدن اجزا به علت سرعت زياد ان باقي ماند. لازم به ذكراست سرعت زياد در سانتريفوژها از جمله فاكتورهاي اساسي مي باشد زيرا كار جدا سازي با توان چهارم سرعت دوراني متناسب بوده و لذا براي افزايش بازدهي بايد به سرعت دوراني توجه خاصي مبذول گردد.
در طي سالهاي 1960 - 1957 Zippe وهمكارانش طرح جديدي از سانتريفوژ ارايه دادند كه در آن محور سانتريفوژ روي كاسه كوچكي از روغن مي چرخيد. درانتهاي فوقاني اين محور ، يك مغناطيسي به شكل نوار دايره اي موجب مي شد كه محور از جاي خود بلند شده و بصورت معلق بدون هيچ اصطكاكي بچرخد. اين طرح علاوه بر افزايش بازدهي ، تا حدود زيادي از محدوديتهاي قبلي نيز برخوردار نبود. اما توسعه اصلي فرايند غني سازي توسط سانتريفوژ دراروپا بوسيله انگليس ، هلند و آلمان تحت همكاري مشتركي در طرحي بنام URENCO انجام گرفت كه در آن فاكتور جدا سازي بيش از 2/1 براي هر مرحله يعني بسيار بيشتر از فرآيند ديفيوژن گازي بود.
در عمل هگزافلوريد اورانيوم (UF6 ) را وارد دستگاه سانتريفوژ مي كنند. در سرعت دوراني خيلي بالا مولكولهاي 235UF6 كه از جرم كمتري برخوردارند در نزديك محور سانتريفوژ تراكم بيشتري نسبت به ناحيه خارجي دستگاه دارند و در مقابل مولكولهاي سنگينتر 238UF6 درناحيه خارجي تراكم بيشتري نسبت به ناحيه نزديك محور پيدا مي كنند . بدين ترتيب گازي كه از نزديك محوردستگاه گرفته مي شود از نظر مقدار 235- U از غني شدگي بيشتري نسبت به نواحي ديگر برخوردار است . همانند روش پخش گازي براي رسيدن به غناي بالا بايد تعداد سانتريفوژهاي بسيار زيادي بكار برد.
روش سانتريفوژ گازي براي غني سازي اورانيوم به دو علت از مزيت بيشتري به نسبت روش پخش گازي برخوردار مي باشد اول آنكه اين روش از كارايي بيشتري برخوردار است و ثانيا آنكه انرژي لازم در اين فرآيند حدود يك دهم مقدار انرژي لازم در فرآيند پخش گازي براي همان تعداد محصول مي باشد. اين عوامل باعث شده كه غني سازي اورانيوم به روش سانتريفوژ هزينه كمتري را شامل شده و اقتصادي ترگردد. اما عليرغم اين مزيتها ، اين روش از خودردگي بالايي برخوردار بوده ونگهداري دقيقي از دستگاهها را ضروري مي سازد.
نتيجه عمل غني سازي به روشهاي فوق ، توليد اورانيوم با غناي بيشتري از 235-U بصورت تركيب UF6 مي باشد. مرسوم است كه براي كار جدا سازي جهت غني سازي ، از واحد SWU كه داراي ديمانسيون جرم است استفاده مي كنند. اين كميت با وزن ماده غني شده ، ماده اوليه ، تفاله و درجه غناي هر يك ارتباط دارد.
ج ) تبديل UF6 به تركيبات مورد نظر
حال براي توليد سوخت هسته اي ، ابتدا بايد UF6 غني شده را به UO2 يا U غني شده تبديل نمود، تا قابل استفاده به عنوان سوخت هسته اي گردد. البته استفاده مستقيم از UF6 غني شده براي توليد انرژي هسته اي تنها در معدودي از راكتورها مثل راكتور فاز گازي همگن انجام مي شود و در انواع ديگر سوخت هسته اي اورانيوم غني شده اكثرا بصورت تركيبات U,
UO2 و UO2/PuO2 مي باشد.
1- تبديل UF6 به UO2 :
براي تبديل UF6 به UO2 از دو فرآيند تر و خشك استفاده مي شود ، كه به اجمال به آنها اشاره مي گردد.
الف - فرايند تر:
در اين فرآيند معمولا از دو محصول مياني دي اورانات آمونيم ( ADU ) و كربنات آمونيم اورانيل ( AUC ) استفاده مي شود. در فرآيند دي اورانات آمونيم كه در سال 1950 در آمريكا بكار گرفته شد، UF6 توليد شده بوسيله كارخانه غني سازي ابتدا هيدروليز مي گردد. سپس دريك محفظه رسوبگيري ، آمونياك به محصولات فوق اضافه مي شود كه نتيجه آن توليد رسوب دي اورانات آمونيم است.
پس از جدا سازي ADU توسط فيلتراسيون ، سانتريفوژ ، استخراج و رسوب مجدد ، رسوب ADU در 200 درجه سانتيگراد خشك شده و با واكنش با مخلوطي از H2O/H2 در 500 درجه سانتيگراد به U3O8 تبديل مي گردد . U3O8 نيز در 800 درجه سانتيگراد بوسيله هيدروژن به UO2 احيا مي شود.
در فرآيند كربنات آمونيم اورانيل (UF6،( AUC غني شده با واكنش با مخلوطي از دي اكسيد كربن و آمونياك ، رسوب AUC را ايجاد مي كند.
اين رسوب پس از فيلتراسيون و شستشو با كربنات آمونيم و متانول ، در 500 درجه سانتيگراد تا 700درجه سانتيگراد با آب و هيدروژن واكنش داده و UO2 حاصل مي گردد.
ب - فرآيند خشك :
در اين روش UF6 غني شده مستقيما به UO2 تبديل مي گردد و بسته به نوع محصولات مياني يا تجهيزات مورد استفاده ، از روش مي تواند شامل فرآيندهايي مرسوم به GECO ،DCI ،IDR و ... باشد .
به عنوان مثال در فرآيند Integrated Dry Route كه بوسيله شركت انگليسي BNFL و خصوصا براي ساخت سوخت راكتورهاي اتمي AGR توسعه يافت، UF6 غني شده در يك واكنش دو مرحله اي كه در مناطق جدا گانه يك كوره چرخان انجام مي گردد ، بطور پيوسته به پودر خالص UO2 تبديل مي شود.
2- تبديل UF6 به اورانيوم فلزي (U):
اورانيوم فلزي تنها در راكتورهاي مرسوم به Magnox و چند راكتور تحقيقاتي مورد استفاده قرار گرفته و به عنوان سوخت هسته اي از اهميت پايين تري نسبت به UO2 برخوردار است . به هرحال UF6 را توسط هيدروژن به UF4 احيا نموده و سپس توسط فلزات الكتروپوزيتيو قوي مثل Ca و Mg اورانيوم فلزي را توليد مي كنند.
با توليد UO2 و U غني شده از UF6 غني شده، مرحله تبديل و غني سازي اورانيوم پايان مي يابد. بطور خلاصه در اين مرحله با فرآوري شيميايي U3O8 يك كيك زرد كه از مرحله فرآوردي سنگ معدن اورانيوم ، حاصل مي شود، تركيبات
UO2 ، UO3 و U بدست مي آيد. در ادامه بيان گرديد كه چنانچه سوخت هسته اي بايستي شامل اورانيوم غني شده باشد، بايد قبل از توليد تركيبات مذكور به غني سازي اورانيوم موجود در آنها مبادرت نمود. بدين لحاظ ابتدا كيك زرد را به UF6 تبديل مي كنند و پس از غني سازي توسط روشهاي فوق الذكر ، مجددا تركيبات UO2 و U را بدست آورده و متعاقبا به مرحله بعدي كه توليد سوخت هسته اي است ارسال مي گردند. پس در مجموع محصولات بدست آمده از مرحله تبديل و غني سازي اورانيوم عبارتند از : U، UO2 ، UO3 و UF6 كه اورانيوم موجود در آنها يا طبيعي است و يا غني شده مي باشد.
نظر شما