منبع پایان نامه با موضوع قوانین و مقررات، محیط زیست، بهره بردار

نوامبر 30, 2018 0 By admin4

تنها ترکیب مناسب درمقیاس صنعتی، هگزا فلورید اورانیوم بوده که برای تولید آن باید فرآیندهای واکنش دی اکسید اورانیوم با اسید فلوریدریک و تهیه تترا فلورید اورانیوم و سپس واکنش با گاز فلور و تهیه هگزا فلورید اورانیوم در شرایط خاص، انجام شود. البته ترکیبات دیگری از اورانیوم مانند: اورانیوم فلزی و یا کاربید اورانیوم (که نیاز به غنی سازی نداشته باشند) لازم نیست به هگزا فلورید تبدیل شوند و با انجام واکنش های مناسب خود، به ترکیب مورد نظر خواهند رسید. به این ترتیب اورانیوم، آماده غنی سازی به روش های فیزیکی متداول (مانند: روش نفوذ گازی یا سانتریفیوژ) می باشد؛ بنابراین در ظروف مخصوصی از جنس مونل قرار داده شده و به کارخانه غنی سازی حمل می گردد.
پر هزینه ترین مرحله چرخه سوخت هسته ای، مرحله غنی سازی است؛ بطوریکه برای تولید یک کیلوگرم اورانیوم غنی شده تا 3% (که پسماند خط تهی شده اش 2/0% باشد) به روش نفوذ گازی حدود 13000 کیلووات ساعت برق مصرف خواهد شد. بطور مثال، برای سه کارخانه غنی سازی در آمریکا مصرف برق (MW)6000 و صرف هزینه 3/2 میلیون دلار نیاز است. دلیل این امر، دشوار بودن فرآیند جداسازی ایزوتوپی است؛ بطوریکه در هر مرحله از جداسازی نسبت افزایش ایزوتوپ اورانیوم 235 به اورانیوم 238 معادل 0043/1 بوده که برای رساندن غنای اورانیوم 235 از 711/0 به 3، صدها مرحله غنی سازی نیاز است.
پس از مرحله غنی سازی، هگزا فلورید اورانیوم در مخازن ویژه مذکور بارگیری و به کارخانه تبدیل اورانیوم و ساخت سوخت حمل می شود. نکته مهم در این مرحله، این است که باید شرایط محل به گونه ای باشد که جرم بحرانی (که باعث ایجاد واکنش زنجیره ای و در پی آن انفجار هسته ای خواهد شد) تشکیل نگردد.
در کارخانه تولید سوخت، ابتدا هگزا فلورید اورانیوم به ترکیب مورد نظر در آمده و سپس سایر مراحل تولید سوخت بر روی آن انجام می شود. برای راکتورهای آب سبک (که از اکسید اورانیوم استفاده می کنند) ابتدا تبدیل به دی اکسید اورانیوم و تهیه پودر و متعاقب آن تهیه قرص، پرس آن، سینتر کردن و پرداخت قرص انجام شده، بعد از آن قرص ها همراه سایر لوازم مورد نیاز در داخل میله سوخت مانند: سرپوش پایین، قرص آلومین، فنر و سرپوش بالایی قرار داده شده و بعد از تزریق گاز هلیوم و جوش کاری در آرایش مجتمع سوخت قرار گرفته و جهت بهره برداری به داخل راکتور منتقل می شود.
مدت زمان ماند سوخت در داخل راکتور به عوامل متعددی بستگی دارد. برخی از این عوامل عبارتند از: رسیدن غنای سوخت به زیر مقدار مورد نیاز برای بحرانی شدن، تخریب غلاف در اثر تنشهای مکانیکی و حرارتی، خوردگی و یا بادکردگی، تولید بیش از حد سموم نوترونی و یا محصولات شکافت.
بطور متوسط یک مجتمع سوخت، 3 سال در راکتور باقی می ماند. پس از آن بدلیل وجود اکتیویته بالا و ایجاد پاره های شکافت مضر برای محیط زیست در اثر فرآیند شکافت (که حدود 10 کوری به ازای هر گرم سوخت خواهد بود) تخلیه فوری میله های سوخت از راکتور به خارج از آن امکان پذیر نبوده به همین منظور تا مدت زمان 150 روز در یک استخر درمحوطه راکتور نگهداری شده و پس از کاهش رادیواکتیویته به دلیل واپاشی مواد رادیواکتیو و رسیدن به حد مجاز، سوخت مصرف شده به مکانی با حفاظ مناسب و سیستم انتقال حرارت خوب منتقل می شود.
میله های سوخت باید تحت فرآیند بازفرآوری قرار گرفته ومواد شکافت پذیر و مواد سودمند آن (یعنی اورانیوم و پلوتونیوم 239 و بعضی ایزوتوپهای مفید دیگر مانند سزیم 137 که در صنعت و یا پزشکی کاربرد دارند) از سایر مواد رادیواکتیو جداشده، و مواد رادیواکتیو آن طی انجام مراحل مختلف حجم شان کمتر وتبدیل به جامد شده و در مخازن ایمن و مخصوص نگهداری شوند. به عملیات پس از خروج سوخت از راکتور، عملیات «پس چرخه» گفته می شود، که در مقابل عملیات پیش از ورود سوخت به راکتور موسوم به «پیش چرخه» می باشد.
به فرآیندی که بر روی سوخت مصرف شده انجام گرفته و باعث جداسازی و خالص سازی مواد شکافت پذیر و سایر مواد مفید می گردد، «فرآیند بازفرآوری» گویند، که شامل: حذف غلاف به طریق شیمیایی یا مکانیکی، انحلال سوخت در اسید و جداسازی مواد شکافت پذیر و زایا از محصولات شکافت، و خالص سازی هر کدام بطور جداگانه می باشد. یکی از متداولترین فرآیندهای بازفرآوری، عملیات موسوم به «پورکس» است. این عملیات در سازه ای بتونی بنام «سلول داغ» (که حفاظی برای پرتوهای حاصل ازسوخت پرتو دیده است) تحت شرایط خاص و کنترل از راه دور انجام می گیرد.
پلوتونیوم و اورانیوم حاصل از عملیات بازفرآوری به چرخه سوخت هسته ای بازگشته و به این ترتیب چرخه سوخت هسته ای، بسته خواهد شد (قنادی مراغه و همکاران، 1388).
1-10- رادیواکتیویته محیطی
تقریباً حدود 90% از کل تشعشعات، دارای منشاء طبیعی می باشند. علیرغم موضوع فوق، تشعشعات حاصل از چشمه های پرتوزای مصنوعی بیشتر مورد توجه قرار گرفته است. فعالیت های مربوط به تولید انرژی 25% از کل تشعشعات مصنوعی را به وجود می آورند (به عبارت دیگر 2% از کل تشعشعات). هر چند که احتراق سوخت های فسیلی باعث آزاد شدن مواد پرتوزا می گردد، اما توجه به چرخه سوخت اتمی در قالب تشعشعات ناشی از فعالیت های انسان ساخت مرتبط با انرژی به مراتب بیشتر است.
استخراج اورانیوم از معادن باعث آزاد شدن رادون که دارای پتانسیل خطرزایی حرفه ای است، می گردد و همچنین پساب ناشی از فرآوری این ماده می تواند باعث آلودگی آب های زیرزمینی شود. چنین فعالیت هایی فقط 25% از کل تشعشعات مرتبط با فعالیت های انرژی را در بر می گیرد و این در واقع معادل 0.5% از کل تشعشعات رادیو اکتیویته است. دختران رادون گازهایی هستند که به طور طبیعی شکل گرفته و غلظت آنها میتواند بسیار بیشتر از گازهایی باشد که همراه با فعالیت های مرتبط با انرژی و یا معدن اورانیوم تولید می شوند.
کارکرد راکتورهای عادی، باعث تشعشع مواد رادیواکتیو می شوند که خطرناک نیستند. خطرات ناشی از نشت تصادفی و اثرات زیست محیطی آن، علیرغم کوششهایی که در جهت ایمنی عملیات در حال حاضر و توسعه آتی آن صورت پذیرفته بسیار مورد توجه قرار گرفته است. این موضوع در یک دهه گذشته بسیار مورد توجه بوده و در سال های اخیر علاوه بر ایمنی راکتورها و جلوگیری از حوادث، مسائل و مشکلات دیگری نظیر برنامه ریزی برای مواقع بحران و کاهش اثرات نشت ها نیز نمود یافته است (نوزادگلی کند و همکاران، 1386).
1-11- مسیرهای انتشار پسماندهای رادیواکتیو
در صنایع هسته ای، آلاینده های گازی، مایع و جامد حاصل از فرآیندهای تولید، مصرف و بازفرآوری را می توان پس از رفع آلودگی و تحت شرایطی با رعایت قوانین و مقررات مرتبط در اتمسفر15 ،هیدروسفر16 و لیتوسفر17 دفع کرد.
شاره های گازی پس از ورود به اتمسفر، در هوا پخش و در تمام جهات رقیق می شوند، گازهای سنگین در نزدیکی نقطه رهائی نشست کرده؛ در صورتیکه گازهای سبک و دارای جرم حجمی نزدیک به هوا، پس از طی مسافت زیاد نشست می کنند و شاره های سبک (نسبت به آب) فواصل زیادی را قبل از رسوب در اطراف نقطه رهاسازی طی می کنند. انبار کردن پسماندهای جامد بسته به میزان رادیواکتیویته آنها در سطح و یا زیر زمین (بعد از مطالعات زمین شناسی دقیق و اطمینان از عدم آلوده شدن آب های سطحی و سفره های زیر زمینی در شرایط نگهداری عادی و یا حادثه ای) با رعایت قوانین و مقررات ملی و بین المللی امکان پذیر است (قنادی مراغه و همکاران، 1388).
1-11-1- رهاسازی شاره های رادیواکتیو در اتمسفر
هنگامی که توده مواد رادیواکتیو بصورت شاره های گازی متشکل از گازها و ذرات رادیواکتیو معلق درهوا18 از طریق یک دودکش در لایه مرزی اتمسفر به ضخامت حدود 1000 متر از سطح زمین رها می شوند، گرایش به پخش و رقیق شدن دارند. همانطور که قبلا هم ذکر شد، فاصله نشست مواد از نقطه رهاسازی بستگی به جرم آنها و شاخصه های هواشناسی دارد. مواد سنگین تر از هوا، در نزدیکی محل خروج ریزش می کنند و مواد سبک با جرم حجمی نزدیک به هوا در محل های دورتر از منبع انتشار (روی زمین و یا گیاهان و بخصوص درختان بزرگ) با فرآیند برخورد نشست می کنند. گازهای واکنش پذیر و یا بخارات (مانند ید) طی فرآیند برهم کنش شیمیایی، در خاک یا گیاهان جذب می شوند.
میکروتوربولانسهای موجود در اتمسفر، حاصل از گرادیان حرارتی، سرعت باد و ناهمواری های سطح زمین، به طور کارا از سقوط ذرات جلوگیری می کنند. آنها نقش عمده ای در پخش افقی و عمودی دارند. همچنین، جریان های نسبتا شدید صعودی و نزولی در اتمسفر وجود دارد. به این ترتیب، بادها (بویژه بادهای حاصل از جریان های عمومی اتمسفر) مستعد انتقال ذرات رادیواکتیو معلق در هوا به مناطق دور از نقطه رهاسازی می باشند. لازم به ذکر است که باد می تواند منشاء جریان های عمومی اتمسفر و یا جریان های محلی حاصل از اختلاف دما (مانند جریان های کوه به دشت و یا بالعکس) باشد.
ذرات، بعد از یک اقامت کم وبیش طولانی در هوا، با فرآیندهای نشست گرانشی، جریان های فرودی و ریزش های جوی سقوط می کنند. در تحلیل مسیر شاره ها در حوالی نقطه رهاسازی، باید تمام پدیده های اثرگذار در پخش آنها، شامل: ناهمواری ها، جنگل ها، دریاهای اطراف محل، پدیده های مجراسازی در دره و همچنین شاخصه های اثرگذار بر تاسیسات هسته ای (مانند ساختمان ها و بخصوص ابعاد دودکش) مد نظر قرار گیرند. برای مثال، در شرایط هواشناسی یکسان، حداکثر غلظت مواد خروجی از دودکش های 30 و 100 متری، به ترتیب در فواصل 300 و 1000 متر از آن، در سطح زمین مشاهده می شود. لازم به یادآوری است که در مورد مواد رادیواکتیو، رادیواکتیویته محیطی به نسبت غلظت آنها تغییر می کند.
با توجه به ضرورت های اقتصادی و فنی – مهندسی بعد از پالایش، تخلیه مواد شیمیایی خطرناک و بخصوص مواد رادیواکتیو بصورت شاره های گازی در اتمسفر باید تحت شرایط، قوانین و مقررات مرتبط انجام پذیرد. به دلیل نقش مهم پدیده پخش اتمسفری در رقیق کردن این مواد قبل از نشست در مناطق اطراف کارخانه ها، مدل های پخش زیادی برای پیش بینی میزان نشست در مناطق اطراف محل احداث، توسط پژوهشگران ارائه شده است. با استفاه از این مدل ها و در اختیار داشتن شاخصه های هواشناسی منطقه و داده های مربوط به شاره های گازی حاصل از تاسیسات هسته ای، قبل از ساخت کارخانه و در مرحله طراحی، محل حداکثر نشست در مناطق اطراف مکان احداث، در راستای انتخاب محل، جانمائی کارگاه ها، انبارها، ساختمان های اداری و ارتفاع آنها (بخصوص دودکش ها) انجام می شود.
لازم به توضیح است که در زمان بهره برداری نیز، محاسبه پخش اتمسفری و دز دریافتی در اطراف تاسیسات هسته ای (بسته به شاخصه های هواشناسی و داده های مربوط به دبی و محتوی مواد رادیواکتیو شاره گازی) برای پیش بینی اثرات زیست محیطی و اقدامات ایمنی در مواقع حادثه بطور مستمر، انجام می شود (قنادی مراغه و همکاران، 1388).
1-11-1-1- راه های پرتوگیری از هوا
آلاینده های رادیواکتیو می توانند بطور مستقیم از طریق استنشاق و یا بلع و نیز از راه پوست (برای مثال تریتیوم) و بخصوص زخم های سطحی وارد بدن انسان شوند. با این وجود استنشاق و بلع مواد رادیواکتیو می تواند بعد از طی یک مسافت کم و بیش طولانی آنها در محیط، اتفاق بیفتد. بدین معنا که ذرات رسوب کرده در سطح خاک و یا گیاهان ممکن است دوباره وارد هوا شوند. برهم کنش هوا، خاک، آب، گیاهان در محیط زیست موجب می شود که مواد رادیواکتیو وارد زنجیره غذایی انسان شوند (تصویر 1-3).
تصویر 1-3- چرخه پرتوگیری عموم مردم از تاسیسات هسته ای (قنادی مراغه و همکاران، 1388)
1-11-2- تخلیه پسماندهای رادیواکتیو در