فیزیک راکتورهای هسته ای


فیزیک راکتورهای هسته ای

نوشتهاز سوی majid57m2 در دوشنبه 27 دي 1389 - 19:21

In the name of ALLAH
Most gracious most merciful
فیزیک راکتورهای هسته ای
Nuclear reactor physics

ترجمه: مجید میرزایی http://www.reactorphysics.blogfa.com

لینک متن زبان اصلی: http://en.wikipedia.org/wiki/Nuclear_reactor_physics

بیشتر راکتورهای هسته ای از یک واکنش زنجیره ای برای القای میزان کنترل شده ای از شکافت هسته ای، در مواد شکافت پذیر، که هم انرژی و هم نوترون های آزاد رها می کنند، استفاده می کنند. یک راکتور شامل یک مجموعه سوخت هسته ای(قلب راکتور) که معمولاً بوسیله مهارکننده های نوترونی مثل آب یکدست، آب سنگین، گرافیت یا هیدرید زیرکونیم، احاطه شده و با مکانیزم هایی، مثل میله های کنترل که میزان سرعت واکنش را کنترل می کنند، تجهیز می شوند.
فیزیک راکتور هسته ای شاخه ای از علم است که با مطالعه و کاربرد واکنش های زنجیره ای برای القای نسبت کنترل شده ای شکافت برای کسب انرژی در راکتورها سروکار دارد.
فیزیک شکافت هسته ای چندین خصوصیت دارد که طراحی و رفتار راکتورهای هسته ای را تحت تأثیر قرار می دهد. این مقاله یک چشم انداز کلی از فیزیک راکتورهای هسته ای و رفتار آن به ما می دهد.
بحرانی
در یک راکتور هسته ای جمعیت نوترون ها در هر لحظه تابعی از میزان نوترون های تولید شده(به علت فرایندهای شکافت) و میزان نوترون های نابود شده(از طریق مکانیزم های جذبی غیر از شکافت و نشت از سیستم) است. وقتی که جمعیت نوترون های یک راکتور در طی یک فرایند تولید از یک مرحله به مرحله بعدی ثابت بماند(مقدار نوترون جدید به اندازه مقدار نوترون های نابودی باشد)، واکنش زنجیری خودابقاء است.وضعیت راکتور به بحرانی می رسد.موقعی که نوترون های تولید شده راکتور بیشتر از نوترون های نابود شده است، مشخصه(ی این مرحله) این است که سطح توان زیاد می شود، به وضعیت فوق بحرانی می رسد، و هروقت میزان نوترون های نابودشده غالب شود راکتور به وضعیت زیر بحرانی می رسد و نشان می دهد که توان راکتور در حال کم شدن است.
فرمول 6-ضریبی، معادله تعادل چرخه حیات نوترون،که شامل 6 ضریب است، که ضرب آنها برابر با نسبت تعداد نوترون های تولید شده در هر مرحله تولید نسبت به مرحله قبلی است، که این پارامتر ضریب مؤثر تکثیر (Keff) یا (K) است.
k = LfρLthfηЄ
که Lf =" ضریب غیر نشتی(نوترون های)تند"؛ ρ ="احتمال فرار از تشدید"؛ Lth =" ضریب غیر نشتی(نوترون های)گرمایی"؛ f=" ضریب بهره وری گرمایی"؛ η =" ضریب تولیدمثل"؛ Є =" ضریب شکافت تند".
(نوترون های تولید شده در مرحله قبل)/(نوترون های تولید شده در یک مرحله)k=
وقتی راکتور در حالت بحرانی است k=1، و در حالت زیربحرانی k<1 و در حالت فوق بحرانی k>1 است.
"واکنش پذیری" یک بیانی برای اعلام انحراف از حالت بحرانی است.
δk = (k - 1)/k وقتی که راکتور در بحرانی است 0=δk و در زیر بحرانی δk<1 و در فوق بحرانی δk>1 است. واکنش پذیری را نیز با حرف کوچک یونانی (ρ) مشخص می کنند. واکنش پذیری معمولا بر حسب اعشار یا درصد یا pcm Δk/k (بر هزار درصد) نشان داده می شود.وقتی واکنش پذیری(ρ) بر حسب واحد کسری از نوترون های تأخیری β نمایش داده شود، واحد را دلار می نامند.
اگر 'N' تعداد نوترون های آزاد در قلب راکتور باشد و 'τ'متوسط عمر هر نوترون باشد(قبل از اینکه نوترون ها از قلب راکتور فرار کنند یا بوسیله یک هسته دیگر جذب شوند) سپس راکتور از معادله دیفرانسیلی زیر تبعیت می کند(معادله تحول):
dN / dt = αN / τ
که α ثابت تناسب است و dN / dt آهنگ تغییر تعداد نوترون ها در قلب راکتور است. این نوع معادله دیفرانسیلی، رشد یا تجزیه نمایی که وابسته به علامت α است، را تشریح می کنند که فقط تعداد نوترون های مورد انتظار بعد از گذشت یک متوسط عمر نوترون است:
α = Pimpact Pfission navg − Pabsorb − Pescape
در اینجا، Pimpact احتمال این است که یک نوترون خاص به یک هسته ی سوختی برخورد کند، Pfission احتمال این است که یک نوترون(که به هسته ی سوختی ضربه زده است) باعث شود که هسته تحت عمل شکافت قرار بگیرد، Pabsorb احتمال این است که نوترون بوسیله ی دیگر هسته های سوختی جذب شود، و Pescape احتمال این است که نوترون روی هم رفته بوسیله ترک قلب راکتور، فرار کند. navg تعداد نوترون هایی که به طور متوسط در یک عمل شکافت تولید می شوند که بین 2 تا 3 نوترون برای 235U و 239Pu است.
اگر αمثبت باشد راکتور در فوق بحرانی است و آهنگ تولید نوترون به طور نمایی رشد می کند تا اینکه اثرات دیگری رشد را متوقف کنند. اگر αمنفی باشد راکتور در زیر بحرانی است و تعداد نوترون های آزاد در قلب به طور نمایی کم می شود تا اینکه در صفر به تعادل برسد(یا به سطح زمینه از شکافت خودبه خودی برسد). اگر α دقیقا صفر باشد راکتور بحرانی است و خروجی آن با زمان تغییری نمی کند(dN / dt در معادله بالا).
راکتورهای هسته ای طوری طراحی می شوند که Pescape و Pabsorb کاهش پیدا کنند.کوچک کردن،متراکم کردن ساختارها احتمال فرار را بوسیله کمینه کردن مساحت سطح قلب راکتور، کاهش می دهند، و بعضی مواد (مثل گرافیت ) می توانند بعضی نوترون ها را که در قلب هستند بازتاب کنند و به میزان بیشتری Pescape را کاهش دهند.
احتمال شکافت Pfission وابسته به فیزیک(ساختار)هسته ای سوخت است، و اغلب به صورت یک سطح مقطع نمایش داده می شود. راکتورها معمولا بوسیله تنظیم Pabsorb کنترل می شوند.میله های کنترل از مواد جذب کننده ی قوی نوترون ازقبیل کادمیم یا بورن، که در قلب راکتور جایگزین می شوند ،ساخته می شوند.هر نوترون که با میله کنترل برخورد داشته باشد از واکنش زنجیره ای حذف می شود،(باعث می شود که) α را کاهش می دهد.Pabsorb همچنین بوسیله تاریخچه ی قلب راکتور کنترل می شود(قسمت زیر را ببینید).
چشمه های مولد
تنها حقیقتی که یک مجموعه فوق بحرانی تضمینی برایش ندارد این است که حاوی نوترون های آزاد باشد. حداقل یک نوترون برای ادامه واکنش زنجیره ای لازم است، واگر آهنگ شکافت خودبه خودی به مقدار کافی کم باشد (واکنش زنجیری)زمان زیادی را می برد( در راکتورهای 235U در حدود چند دقیقه) قبل از اینکه برخورد یک نوترون احتمالی راه انداز یک واکنش زنجیر ی باشد حتی اگر راکتور در وضعیت فوق بحرانی باشد. بیشتر راکتورهای هسته ای شامل یک چشمه نوترونی مولد هستند که همیشه تعدادی نوترون آزاد را در قلب راکتور تأمین می کند، به طوری که یک واکنش زنجیری فورا شروع می شود موقعی که قلب راکتور بحرانی شود. یک نوع معمول از چشمه نوترونی مخلوطی از ذرات آلفای تابیده شده از 241Am (آمریکیوم) همراه با یک ایزوتوپ سبک مثل 9Be بریلیوم است. برای بار اول که واکنش زنجیره ای شروع می شود چشمه مولد از قلب راکتور برداشته می شود، برای جلوگیری از خسارت ناشی از شار نوترونی بالا در قلب راکتور فعال.
تکثیر زیر بحرانی
حتی در یک مجموعه زیر بحرانی مثلا وقتی که قلب راکتور خاموش می شود، هر نوترون پراکنده شده ای که در قلب راکتور است(برای مثال از شکافت خود به خودی سوخت،از واپاشی رادیواکتیو محصولات شکافت، یا از یک چشمه نوترونی) راه انداز یک واکنش زنجیره ای واپاشی نمایی است. اگرچه واکنش رنجیره ای خودابقا نیست، شبیه به یک تکثیر کننده ای که تعداد نوترون های تعادلی را افزایش می دهد،عمل می کند. این تکثیر زیر بحرانی به دو طریق می تواند موثر واقع شود: به عنوان یک شاخص برای اینکه چگونه قلب راکتور به حالت بحرانی نزدیک می شود، و به عنوان راهی برای تولید توان شکافت بدون خطر احتمالی مربوط به جرم بحرانی.
به عنوان یک تکنیک اندازه گیری، تکثیر زیر بحرانی در آزمایشات نهایی پروژه منهتن برای تعیین حداقل جرم های بحرانی 235U و 239Pu استفاده شد.این روش تا امروزه برای مدرج کردن کنترل راکتورهای هسته ای موقع راه اندازی استفاده می شد، به عنوان اثرات زیادی می توانند وضعیت کنترل لازم برای انجام شدن بحرانی در راکتور را تغییر دهند. به عنوان تکنیک تولید توان، تکثیر زیربحرانی اجازه ی تولید توان هسته ای را برای شکافت می دهد، جایی که یک مجموعه بحرانی، برای ایمنی یا دلایل دیگر، نامطلوب باشد. یک مجموعه بحرانی با یک مولد نوترونی با هم می توانند به عنوان یک چشمه ی پایای گرما برای تولید توان از شکافت کفایت کنند.
به انضمام اثر یک چشمه نوترونی خارجی( خارجی نسبت به فرایند شکافت، نه اینکه خارج از قلب راکتور باشد) می توان معادله تکامل تغییریافته را نوشت:
dN / dt = αN / τ + Rext
که Rext آهنگی است که چشمه خارجی نوترون به داخل قلب راکتور ترزیق می کند. در حال تعادل قلب راکتور تغییر نمی کند و dN / dt برابر با صفر می شود. بنابراین تعداد نوترون های در حال تعادل بوسیله رابطه زیر داده می شود:
N = τRext / ( − α)
اگر قلب راکتور زیر بحرانی باشد، α منفی است پس یک تعادل با تعداد مثبت نوترون ها داریم. اگر قلب راکتور به حالت بحرانی نزدیک شود، پس α خیلی کوچک است و بنابراین تعداد نهایی نوترون ها را می توان به طور دلخواه زیاد کرد.
مهارکننده های نوترونی
برای بهتر کردن Pfission و فراهم کردن یک واکنش زنجیره ای، راکتور های با سوخت اورانیوم باید شامل یک مهارکننده نوترونی، که با نوترون های تند جدید تولید شده برهم کنش داشته باشد، باشند،برای اینکه انرژی جنبشی آنها را از چندین Mev به چندین ev کاهش بدهد، و آنها را برای شکافت القایی محتملتر کند. به این دلیل است که اورانیوم 235U بیشتر مورد شکافت قرار می گیرد موقعی که از یک نوترون گرمایی بوسیله نوترون های تولید شده از شکافت ضربه می خورد.
مهارکننده های نوترونی موادی هستند که با نوترون ها به طور ضعیفی برهم کنش می کنند ولی انرژی جنبشی آنها را می گیرند. بیشتر مهارکننده ها متکی به هیدروژن با قید ضعیف، یا یک ساختار کریستالی سست عناصر سبک دیگر مثل کربن برای انتقال انرژی جنبشی از نوترون های با سرعت زیاد هستند. مهارکننده های هیدورژنی مثل آب (H2O)، آب سنگین (D2O)و هیدرید زیرکونیم (ZrH2) همه مثل هم کار می کنند، زیرا جرم هیدروژن تقریبا همان جرم نوترون آزاد است.
برخوردهای نوترون با آب (H2O) یا هیدریدزیرکونیم (ZrH2) مدهای دورانی مولکولها را برمی انگیزد(به دور خودشان می چرخند). هسته دوتریوم( در آب سنگین) انرژی جنبشی کمتری نسبت به هسته هیدروژن سبک جذب می کند؛ اما با احتمال کمتری نوترون های برخوردی را جذب می کند. مزیت آب یا آب سنگین که جزء مایعات شفاف هستند علاوه براینکه محافظ و مهارکننده قلب راکتور هستند، این است که آنها اجازه ی دیدن عملکرد داخل قلب راکتور را میدهند و مثل یک سیال متحرک برای انتقال گرما می توانند بکا ر آیند.
ساختار کریستالی مهارکننده ها وابسته به شبکه بلوری برای جذب فونون از برخوردهای بلور-نوترون است. گرافیت رایج ترین مثال چنین مهارکننده ای است.
مهارکننده ها و طراحی راکتور
مقدار و ذات(طبیعت) مهارکننده نوترون بر قابلیت کنترل و در نتیجه بر ایمنی راکتور تاثیر می گذارد. چون مهارکننده ها هم نوترون را جذب و هم سرعت آنها را کم می کنند، یک مقدار بهینه ی مهارکننده برای گنجاندن در یک هندسه ی قلب راکتور داده شده، وجود دارد. اثر مهارکنندگی بوسیله کاهش جمله Pfission ، کمتر کاهش پیدا می کند و این اثر بوسیله افزایش Pescape ، کاهش بیشتری پیدا می کند.
اثر بیشتر مهارکننده ها با افزایش دما کمتر می شود، بنابراین راکتورهایی که در مقابل تغییرات دما پایدار هستند، اگر قلب راکتور زیاد گرم شود کیفیت مهارکننده کاهش یافته و واکنش به سوی کندشدن می رود( یک ضریب دمایی منفی در واکنش پذیری قلب راکتور وجود دارد). آب یک مورد فوق العاده است در گرمای زیاد می تواند بجوشد، در قلب راکتور بدون خراب کردن ساختار فیزیکی می تواند خلا(حفره)های موثر تولید کند، به سوی توقف تولید واکنش میل میکند و امکان ذوب سوخت را کاهش می دهد. راکتورهایی که زیاد تحت مهارکنندگی هستند در مقابل تغییرات دما ناپایدارند (یک ضریب دمایی مثبت در واکنش پذیری قلب راکتور است) و بنابراین ایمنی درونی کمتر است.
بعضی از راکتورها از ترکیب مواد مهارکننده استفاده می کنند. برای مثال راکتورهای تحقیقاتی نوع TRIGA از مخلوط مهارکننده زیرکونیم هیدرید با سوخت 235U قلب پر شده از H2O و مهارکننده C (گرافیت) و قطعه هایی از بازتابنده که اطراف فلب راکتور است استفاده می کنند.
نوترون های تاخیری و قابلیت کنترل
واکنش شکافت و فرار نوترون های پشت سرهم خیلی سریع اتفاق می افتد، این برای سلاح های هسته ای مهم است که(سلاح هسته ای)چیزی است که قلب هسته ای انرژی خیلی زیادی را ممکن است آزاد کند قبل از اینکه از نظر فیزیکی منفجر شود. بشیتر نوترون های تابش شده بوسیله شکافت آنی هستند. آنها الزاما به طور آنی تابش می شوند. متوسط نیم عمرهای نوترون (τ) برای هر بار تابش در یک قلب راکتور نوعی از مرتبه هزارم ثانیه است. بنابراین اگر عامل نمایی α به اندازه 0.01 کوچک باشد پس در یک ثانیه توان راکتور با عامل (1+0.01)1000، یا با توانی بیشتر از ده هزار تغییر می کند. سلاح های هسته ای برای ماکزیمم کردن آهنگ رشد توان مهندسی می شوند، با نیم عمرهایی بسیار کمتر از میلی ثانیه و عامل نمایی نزدیک به 2 است؛ اما این تغییر سرعت تقریبا، باعث کنترل غیرممکن آهنگ واکنش در راکتورهای هسته ای می شود.
خوشبختانه نیم عمر موثر نوترون خیلی بیشتر از نیم عمر متوسط یک تک نوترون در قلب است. حدود 0.65% نوترون های تولیدی بوسیله شکافت 235U و حدود 0.75% نوترون های تولیدی بوسیله شکافت 239Pu فورا تولید نمی شوند،اما بیشتر آنهایی که تابش شده اند بوسیله واپاشی رادیواکتیو محصولات شکافت با عمر متوسط حدود 15 ثانیه هستند. این نوترون های تاخیری عمر متوسط نوترون های در قلب راکتور را افزایش می دهند تا نزدیک به 0.1 ثانیه، به طوری که قلب راکتور با α=0.01 در یک ثانیه فقط با عامل (1+0.01)10 افزایش خواهد یافت؛ یا حدود 1.1 افزایش 10% درصدی خواهد داشت. این یک میزان قابل کنترل تغییر است.
بیشتر راکتورهای هسته ای نتیجه عملکرد یک زیربحرانی آنی هستند، وضعیت بحرانی تاخیری؛فقط نوترون های آنی برای نگه داشتن یک واکنش زنجیره ای کافی نیستند. اما نوترون های تاخیری با کمترین تفاوت آرایش لازم برای حفظ واکنش موجود را می سازند. این بر چگونگی اینکه راکتور کنترل شوند، اثر دارد؛ موقعی که میله های کنترل مقدار کمی به داخل یا خارج از قلب راکتور می لغزند تغییرات سطح توان در اول خیلی تند است به علت تکثیر زیربحرانی آنی و سپس به تدریج تحت رشد یا واپاشی منحنی واکنش بحرانی تاخیری بیشتر می شود. بنابراین افزایش توان راکتور می تواند در هر نسبت دلخواهی به صورت بیرون آوردن طول کافی از میله کنترل انجام شود، اما کاهش در سرعت محدود می شود، زیرا حتی اگر راکتور عمیقا بحرانی شود نوترون های تاخیری بوسیله واپاشی عادی محصولات شکافت تولید می شوند و واپاشی نمی تواند سریعتر شود.
سم های راکتور
هر عنصری که نوترون ها را شدیدا جذب کند یک سم راکتور نام دارد، چون میل دارد که یک واکنش زنجیره ای شکافت در حال پیشرفت را متوقف کند. بعضی از سم های راکتور در قبل راکتور شکافت به صورت برنامه ریزی شده، برای کنترل واکنش داخل می شوند، میله های کنترل بورون یا کادمیم بهترین مثال هستند. بسیاری از سم های راکتور بوسیله خود فرایند شکافت تولید می شوند و افزایش نوترون های جاذب محصولات شکافت هم بر اقتصاد سوخت و هم بر قابلیت کنترل راکتورهای هسته ای اثر می گذارند.
سم های پرعمر(دارای عمر زیاد) و بازیافت سوخت
در عمل آنچه عمر سوخت هسته ای را در راکتور معین می کند افزایش سم های راکتور در سوخت هسته ای است، قبل از اینکه همه شکافت های ممکن انجام شود زمان زیادی لازم است. افزایش عمر زیاد نوترون های جاذب محصولات شکافت واکنش زنجیری را کنترل می کند. این دلیلی است که بازیافت هسته ای مفید است. سوخت هسته ای مصرف شده شامل حدودا 99% مواد قابل شکافت اصلی موجود در سوخت هسته ای اخیرا تولید شده، می باشد. جداسازی شیمیایی محصولات شکافت سوخت هسته ای پس میدهد به طوری که می تواند دوباره استفاده شود.
بازیافت هسته ای از نظر اقتصادی مفید است چونکه جداسازی شیمیایی خیلی ساده تر است از مشکل جداسازی ایزوتوپی موردنیاز برای آماده سازی سوخت هسته ای از سنگ معدن اورانیوم طبیعی؛ که در اصل جداسازی شیمیایی انرژی تولیدی بیشتری را در عوض تلاشی کمتر از استخراج معدن، خالص کردن و جداسازی ایزوتوپی سنگ معدن اورانیوم جدید است. در عمل هردو روش مشکل سروکار داشتن با رادیواکتیو بالای محصولات شکافت و دیگر نگرانی های سیاسی که باعث می شود که بازیافت سوخت یک موضوع ادامه دار باشد.
یکی از این قبی نگرانی ها این حقیقت است که سوخت هسته ای مصرف شده شامل مقادیر قابل توجهی از 239Pu است؛یکی از مواد اولیه در سلاح های هسته ای.
سم های کوتاه عمر و قابلیت کنترل
سم های کوتاه عمر راکتور در محصولات شکافت شدیدا بر چگونگی کار کردن راکتورهای هسته ای اثر می گذارند. هسته های محصولات ناپایدار شکافت به خیلی از عناصر متفاوت تبدیل می شوند(محصولات شکافت ثانویه)هنگامی که آنها یک زنجیره واپاشی را برای یک ایزوتوپ پایدار انجام می دهند. مهمترین این عناصر زنون Xenon است چونکه ایزوتوپ 135Xe ، یک محصول شکافت ثانویه با نیم عمر حدودا 9 ساعت است، یک جاذب فوق العاده قوی نوترون است. در یک راکتور عملیاتی هر هسته 135Xe با گرفتن نوترون تقریبا با همان سرعتی که تولید شده بود، نابود می شود، به طوری که افزایشی در قلب راکتور وجود ندارد. هر چند، موقعی که یک راکتور متوقف(خاموش) می شود، قبل از اینکه 135Xe واپاشی شود برای 9 ساعت سطح 135Xe در قلب راکتور افزایش پیدا می کند. نتیجه اینکه بعد از 8-6 ساعت که راکتور خاموش شد این از نظر فیزیکی غیرممکن است بتواند واکنش زنجیری را دوباره راه اندازی کند تا زمانی که 135Xe شانسی بیشتر از چندین ساعت برای واپاشی داشته باشد. این دلیلی است که چرا راکتورهای توان هسته ای بهتر عمل می کنند وقتی یک سطح توان یکنواختی دارند نسبت به سطح توان در حول و حوش مدت زمان یک ساعت.
افزایش 135Xe در قلب یک راکتور باعث می شود فوق العاده خطرناک شود برای راکتور چندین ساعت پس از اینکه خاموش شده است. چونکه 135Xe شدیدا نوترون ها را جذب می کند. شروع یک راکتور در 135Xe بالا نیاز دارد که میله های کنترل در قلب راکتور را خیلی جلوتر از حالت عادی بیرون بکشند. اما اگر ارکتور به حالت بحرانی برسد، شار نوترونی در قلب بسیار بالا می رود و 135Xe به سرعت نابود می شود. این کار همان اثری را دارد که با سرعت زیاد طول بزرگی از میله های کنترل را از قلب راکتور برداریم و می تواند باعث شود واکنش خیلی سریع جلو برود یا حتی فوری بحرانی شود.
غنی سازی اورانیوم
در حالی که ایزوتوپ های فراوان قابل شکافت در طبیعت وجود دارد مقدار ایزوتوپ قابل شکافت(شکست پذیر) مفید در هر مقداری از 235U فقط حدود 0.7% در بیشتر سنگ های معدنی اورانیوم 235است و حدود 99.3% ایزوتوپ بی اثر 238است. برای بیشتر استفاده های سوخت هسته ای باید اورانیوم غنی سازی شود خالص کردن به طریقی که درصد 235U مقدار بیشتری باشد. چون 238Uنوترون های پر سرعت را جذب می کند، نیاز جرم بحرانی به تحمل و نگهداری یک واکنش زنجیره ای افزایش می یابد؛ همان طوری که مقدار 238U زیاد می شود، در 238U 94% به بی نهایت می رسد. غلظت کمتر از 235U 6% نمی تواند سریع به بحرانی برسد، هر چند آنها در یک راکتور هسته ای با مهارکننده نوترون قابل استفاده است. مرحله اول استفاده کننده از یک سلاح هسته ای از اورانیوم 235U که 90% غنی سازی شده را بکار می برند توسط HEU(اورانیوم با غنی سازی بالا)، هرچند در مرحله دوم درصد غنی سازی کمتر است. راکتورهای هسته ای با مهارکننده آب، فقط می توانند با مهار اورانیوم 235U 5% غنی شده عمل کنند. راکتورهای هسته ای با مهارکننده آب سنگین می توانند بر اورانیوم طبیعی عمل کنند که کلا احتیاج به غنی سازی را حذف می کنند و مفید بودن سوخت را برای سلاح های هسته ای ممنوع می کنند.
راکتورهای قدرت CANDU که درکانادا استفاده می شود مثالی از این نوع هستند.
غنی سازی اورانیوم سخت است چونکه خواص شیمیایی 235U و 238U مشابه است، پس فرایندهای فیزیکی از قبیل پخش گازی، سانتریفیوژ گازی یا طیف سنجی جرمی باید برای جداسازی ایزوتوپ بر پایه اختلافات کوچک در جرم استفاده شود. چون غنی سازی اورانیوم تکنیک اصلی فایق آمدن بر تولید سوخت هسته ای و سلاح های هسته ای ساده است، غنی سازی اورانیوم از لحاظ سیاسی حساس است.
OKLO؛ یک راکتور هسته ای طبیعی
ذخیره معدنی امروزی اورانیوم فقط محتوی حدود 235U 0.7% (و 238U 99.3%) است، که این برای نگهداشتن یک واکنش زنجیره ای کنترل شده بوسیله آب معمولی کافی نیست، اما 235U نیمه عمر خیلی کوتاه تر(700 میلیون سال) از 238U (4.5 میلیارد سال) دارد، پس در گذشته دوردست درصد 235U خیلی بالاتر بوده است.
حدود 2 میلیارد سال پیش، یک آب اشباع شده ذخیره اورانیوم( در جایی که حالا معدن OKLO در گابن،غرب افریقا است) به صورت طبیعی یک واکنش زنجیره ای را تحمل می کند که بوسیله آب های زیرزمینی مهار می شده است و احتمالا بوسیله ضریب بی اثر منفی درحالی که آب از گرمای واکنش جوشیده شده،کنترل می شده است. اورانیوم در مقایسه با جاهای دیگر حدود 50% از معدن OKLO استخراج می شود، این فقط حدود 0.3% تا 235U 0.7% است، و سنگ معدن حاوی مقادیر ناچیز پایدار دخترهای محصولات شکافت واپاشی بلند است.

http://www.reactorphysics.blogfa.com



فرهنگ لغاتGlossary
توان:Power
مهارکننده(بعضی جاها کندساز یا تعدیل کننده هم گفته می شود):Moderator
زیربحرانی:Subcritical
فوق بحرانی:Supercritical
سم:Poison
قلب(قسمت مرکزی راکتور):Core
خود-ابقاء:Self-sustaning
بعضی معادل ها را از کتاب "فیزیک هسته ای کرین ج2" استفاده کرده ام.
 
سپـاس : 1

ارسـال : 2


نام نویسی: 87/2/15

ذکر نشده

بازگشت به تالار ترجمه مقالات علمی

چه کسی هم اکنون اینجاست ؟

کاربرانی که در این تالار هستند: بدون کاربران عضو شده و 3 مهمان


cron