متالورژي سمنان


 

تبدیل و غنی سازی اورانیوم Uranium Conversion and Enrichment 

 اورانیوم متداولترین سوخت برای راکتورهای هسته ای است. به مجموعه فرایندها و مراحل تولید سوخت هسته ای تا مصرف و سپس بازفرآوری آن چرخه سوخت هسته ای می گویند.

در مقایسه با اورانیوم، کاربرد توریوم و پلوتونیوم خیلی محدودتر است. اورانیوم را می توان به صورت خالص یعنی اورانیوم فلزی یا به صورت ترکیب مثل اکسید اورانیوم(UO2) و یا کربوراورانیوم(CU) بکار برد، اما اکسید اورانیوم متداولترین ماده برای سوخت راکتورهای تجاری است. اورانیوم به طور طبیعی به شکل مخلوطی از اکسیدهای مختلف است که به طور وسیعی در پوسته زمین به صورتهای پراکنده یافت می شود. غلظت اورانیوم در پوسته زمین حدود 2ppm است که نشاندهنده فراوانی آن حتی بیشتر از عناصری مثل جیوه و نقره می باشد.

برای استفاده از اورانیوم به عنوان سوخت، ابتدا باید آنرا از سنگهای معدنی استخراج و جداسازی نمود (مرحله فراوری سنگ معدن اورانیوم). سپس با تبدیل و غنی سازی ، آنرا آماده برای تهیه سوخت کرد(مرحله تبدیل و غنی سازی اورانیوم). پس از آن با روشهای شیمیایی و فیزیکی مختلف به تولید سوخت هسته ای مناسب مبادرت نمود(مرحله تولید سوخت هسته ای) و نهایتا پس از استفاده سوخت در راکتوراتمی به بازفرآوری سوخت مصرف شده و جداسازی اورانیوم، پلوتونیوم و محصولات شکاف دیگر پرداخت(مرحله بازفرآوری). به مجموعه این فرایندها، چرخه سوخت هسته ای گفته می شود. بعبارت بهتر، به مجموعه فرایندها و مراحل تولید سوخت هسته ای تا مصرف و سپس بازفرآوری آن چرخه سوخت هسته ای می گویند. لفظ چرخه بدان جهت بکار می رود که عناصر شکاف پذیر پس از مصرف در راکتورهای هسته ای تحت بازفرآوری قرار گرفته و مجددا برای مصرف آماده می گردند. مراحل مختلف چرخه سوخت هسته ای عبارتند از:
1- فراوری سنگ معدن اورانیوم
2- تبدیل و غنی سازی اورانیوم
3- تولید سوخت هسته ای
4- بازفرآوری
شکل زیر شمایی از چرخه سوخت هسته ای را نمایش می دهد.


هم اکنون به لحاظ صنعتی، کشورهای فرانسه، ژاپن، روسیه، آمریکا و انگلستان دارای تمامی مراحل تکنولوژی فراوری اورانیوم در تمامی مراحل چرخه سوخت هسته ای در اشل صنعتی می باشند. چنانچه اشل غیرصنعتی منظور گردد، کشورهای دیگری مثل هند نیز به لیست فوق اضافه خواهند شد. کشورهای کانادا و فرانسه در مجموع دارای بزرگترین کارخانه های تبدیل اورانیوم هستند که محصولات آنها شامل UO3,UO2,UF6 می باشند، پس از آنها به ترتیب کشورهای امریکا، روسیه و انگلستان قرار دارند. در زمینه غنی سازی، بی تردید امریکا و روسیه دارای بزرگترین شبکه غنی سازی جهان می باشند. در اشل صنعتی این دو کشور کار غنی سازی را از سال 1945 در امریکا و 1949 در شوروی آغاز نموده اند. پس از آنها، به ترتیب فرانسه، هلند و انگلستان بیشترین غنی سازی را انجام می دهند. درحال حاضر، امریکا بزرگترین تولید کننده سوخت هسته ای در جهان است که تمامی سوخت آن جهت استفاده در نیروگاههای BWR,PWR می باشد. پس از امریکا، کانادا تولید کننده اصلی سوخت هسته ای در جهان(برای راکتورهای PHWR) می باشد. به نظر می رسد کشور کانادا از پرسابقه ترین کشورها جهت تولید سوخت هسته ای است که فعالیت خود را در این زمینه از سال 1956 آغاز نموده است. پس از امریکا و کانادا، کشورهای انگلستان، روسیه ، ژاپن، فرانسه، آلمان، هند، کره جنوبی و سوئد تولید کنندگان اصلی سوخت هسته ای می باشند. در زمینه بازفرآوری سوخت مصرف شده، امریکا بیشترین سهم بازفراوری سوخت هسته ای را در جهان داراست. پس از آن فرانسه، انگلستان، روسیه، هند و ژاپن قرار دارند. درحال حاضر بین کشورهای جهان سوم، هندوستان پیشرفته ترین کشور در زمینه دانش فنی چرخه سوخت هسته ای می باشد.
تبدیل و غنی سازی اورانیوم Uranium Conversion and Enrichment
آنچه در مرحله فرآوری سنگ معدن اورانیوم وکانه آرایی مطرح می شود همانا تولید دی اورانات آمونیوم (ADU ) یا دی اورانات سدیم است که نهایتا به تولید U3O8  منجر می گردد.
اما آنچه که درمرحله تبدیل وغنی سازی اورانیوم انجام می شود وابسته به نوع سوخت هسته ای مورد نظر است . به عبارت بهتر ، بسته به اینکه چه نوع سوختی مورد  احتیاج است ، کیفیت تبدیل و غنی سازی اورانیوم متفاوت می باشد.
به اجمال می توان گفت: که سوخت هسته ای می تواند در جهت مصارف صلح آمیز یا غیر صلح آمیز تولید گردد. جهت صلح آمیز آن ، مصرف این سوخت در راکتورهای تحقیقاتی و نیروگاههای اتمی است که کیفیت آن نسبت به نوع راکتورهای بکار رفته متفاوت می باشد. مثلا سوخت نیروگاههای اتمی PHWR از نوع اورانیوم طبیعی است و بدین لحاظ در سیر تولید سوخت این نوع راکتور ، مرحله غنی سازی اورانیوم وجود ندارد . اما سوخت نیروگاههای PWR عموما بین 2 تا 5 درصد غنی شده است و یا اینکه در برخی راکتورهای اتمی غنای سوخت بالای 20 درصد می باشد . لذا در این موارد مرحله غنی سازی در تولید سوخت هسته ای از اهمیت ویژه ای برخوردار است . از طرف دیگر سوخت برخی راکتورهای اتمی از نوع اورانیوم فلزی است در حالیکه در برخی UO2 یا UC  می باشد. اورانیوم موجود در سوختهای مذکور می تواند از نوع اورانیوم طبیعی یا اورانیوم غنی شده باشد.
همچنین در موارد غیر صلح آمیز ، سوخت هسته ای حاوی اورانیوم تسلیحاتی با غنای بالای 90 درصد است. موارد مذکور به وضوح نشان می دهند که نوع سوخت هسته ای تعیین کننده کیفیت مرحله تبدیل و غنی سازی اورانیوم است.
به هر حال آنچه در مرحله تبدیل اورانیوم مد نظر است ، تبدیل U3O8  به ترکیباتی است که یا مستقیما به مرحله تولید سوخت هسته ای می روند یا اینکه برای مرحله غنی سازی آماده شده و پس از ایجاد غنای لازم برای تولید سوخت هسته ای آماده می گردند.
روشن است که نتیجه مرحله تبدیل اورانیوم تولید UO2 , U  و بعضا UO3  می باشد که مستقیما به مرحله تولید سوخت هسته ای می روند و یا اینکه تولید UF6  برای مرحله غنی سازی است که منجر به تولید Uf6 * غنی شده می شود. UF6 * نیز پس از طی فعل و انفعالاتی به UO2* یا U*  تبدیل شده و آماده برای تولید سوخت هسته ای می گردند.
پس بطور کلی و با یک دیدگاه کلی نگر ، نتیجه مرحله تبدیل و غنی سازی اورانیوم تولید UO3 ، UO2، U و UF6  است که اورانیوم موجود در آنها یا طبیعی است و یا غنی شده که همانطور که بیان گردید این مسئله بسته به نوع سوخت هسته ای موردنظر است . ذیلا هر یک از فرآیندهای مذکور به اجمال بررسی می گردند:

الف ) تبدیل اورانیوم
محصول کیک زرد که نتیجه فرآوری سنگ معدن اورانیوم است ، معمولا برای استفاده درکاربردهای هسته ای به اندازه کافی خالص نمی باشد .
روشهای متفاوتی برای تصفیه کیک زرد و تبدیل آن به یک محصول خالص برای استفاده در صنایع هسته ای مورد استفاده قرار گرفته است. یکی از رایج ترین این روشها برای تولید محصول با خلوص بالای اورانیوم ، استخراج با تری بوتیل فسفات ( TBP)  از محلول HNO3  می باشد در این روش ابتدا کیک زرد (کنسانتره U3O8 ) در اسید نیتریک یا مخلوطی از اسید نیتریک و اسید سولفوریک  حل می گردد که نتیجه آن تولید محلول آبی نیترات اورانیل (UO2(NO3)2) 
 است . بعد از تنظیم غلظت و اسیدیته آن ، نیترات اورانیل توسط محلول 30 درصدی تری بوتیل فسفات (TBP)  محلول در کروزن یا هگزان استخراج می گردد. نحوه استخراج بدین ترتیب است که تری بوتیل فسفات ( TBP ) که محول در فاز آلی هگزان یا کروزن است تمایل زیادی به تشکیل کمپلکس با اورانیوم دارد لذا پس از تماس با محلول اورانیوم (فاز آبی ) و تشکیل کمپلکس با آن  ، اورانیوم موجود از فاز آبی به فاز آلی منتقل شده، در نتیجه ناخالصیها در فاز آبی باقی می مانند.
کمپلکس  UO2 (NO3)2(TBP)2 محلول در فاز آلی است و با تکرار عملیات فوق می توان تمامی اورانیوم موجود را با خلوص بالا از فاز آبی به فاز آلی برد. پس از استخراچ اورانیوم در یک فاز آلی می توان مجددا اورانیوم را به فاز آبی منتقل نمود تا واکنشهای مورد نظر بدون حضور ناخالصیها در این فاز انجام گیرد.
بدین منظور فاز آلی مذکور مجددا در تماس با فاز آبی و  افزایش نسبت فاز آبی به فاز آلی قرار گرفته که نتیجه این عمل ، استخراج اورانیوم بصورت نیترات اورانیل (UO2 (NO3)2) از فاز آلی به فاز آبی است . پس از اتمام استخراج ، محلول نیترات اورانیل خالص بوسیله تبخیر کننده ها تا غلظت موردنظر تغلیظ می شود. دستگاهی که عمل استخراج در آن صورت می گیرد، ستون جدا سازی با سیستم Mixer - Settler است.
با ادامه تغلیظ محلول نیترات اورانیل ، ترکیب نیترات اورانیل هگزاهیدرات UO2(NO3)2.6H2O)  UNH ) بدست می آید . این ماده را به سه روش می توان به UO3  تبدیل نمود.
با استفاده از یکی از این روشها می توان UO3  را از کیک زرد  (کنسانتره U3O8 )  که طی مرحله کانه آرایی ایجاد شده بود، بدست آورد . برای تولید UO2  طبیعتا باید UO3  را احیا نمود. بدین منظور UO3  را در راکتور بستر سیال
( Fluidized - bed )  یا کوره دوار ( Rotary  Furnace ) تحت اتمسفر احیا کننده هیدروژن و با دمای500  درجه سانتیگراد تا 1700درجه سانتیگراد  قرار داده تا UO2  بدست آید.
بدین ترتیب UO2  و UO3  که از مهمترین  ترکیبات بدست آمده در مرحله تبدیل اورانیوم هستذد، حاصل می شوند.
از دیگر مواد بدست آمده در این مرحله ، اورانیوم فلزی است. از آنجاییکه اورانیوم یک عنصر بسیار الکتروپوزیتیو می باشد لذا احیا نمودن آن مشکل خواهد بود.
فلز اورانیوم را می توان از طریق احیا  اکسید های اورانیوم UO2 و UO3 که در طی فرآوری شیمیایی کیک زرد در مرحله تبدیل  اورانیوم بدست آمده اند تا عناصر الکتروپوزیتیو مثل Cu , Na , Mg , Ca  تهیه کرد.
از جمله فرآیندهای معروف جهت تهیه اورانیوم فلزی فرایندی موسوم به Ames  است که اولین بار در سال 1942 در آزمایشگاهی به همین نام ( Ames  Laboratory )  به عمل آمد. روش انجام شده اکثرا همانهایی بود که قبلا در طی مراحل فرآوری سنگ معدن اورانیوم وتبدیل اورانیوم بیان گردید. بدین ترتیب که کنسانتره های سنگ معدن اورانیوم ابتدا بوسیله تری بوتیل فسفات (TBP )  از طریق روش استخراج حلال در کروزن ( Kerosene) برای بدست آوردن نیترات اورانیل هگزا هیدرات
UO2(NO3)2 6H2O) UNH ) تصفیه می شوند.
نیترات اورانیل تصفیه شده سپس بطور حرارتی به UO3 تجزیه گشته و سپس با H2 به UO2 احیا می گردد. در ادامه UO2 با HF  در دمای بالا به UF4  تبدیل می شود.
و بالاخره تترافلورید اورانیوم (UF4 )  بوسیله احیا کننده قوی Mg  به فلز اورانیوم تبدیل می گردد.
چنانچه غنی سازی مطرح نباشد، مواد UO3 ،UO2 ،U  ترکیباتی هستند که نتیجه نهایی مرحله تبدیل اورانیوم بوده  و مستقیما به مرحله تهیه سوخت هسته ای می روند. اما چنانچه غنی سازی اورانیوم مد نظر قرار گیرد ، مرحله تبدیل اورانیوم شامل تهیه 
UF4 و UF6  خواهد بود که در ذیل به اجماع تشریح خواهد گردید.

ب ) غنی سازی اورانیوم
همانطور که قبلا بیان شد نوع سوخت هسته ای تعیین کننده کیفیت مرحله تبدیل وغنی سازی اورانیوم است. روشن شد که برای برخی کاربردها، همان اورانیوم طبیعی که شامل 7/0 درصد U-235  است کفایت خواهد کرد. اما موارد بسیاری وجود دارند که در آنها سوخت هسته ای باید شامل درصد بیشتری از U-235  باشد. از آن جمله می توان به سوخت راکتورهای اتمی آب سبک
( LWR )  با غنای 5-2  درصد و یا اورانیوم تسلیحاتی با غنای بیش از 90 درصد اشاره نمود . درموارد مذکور طبیعی خواهد بود که غنی سازی اورانیوم از مهمترین مراحل تهیه سوخت هسته ای باشد.
فرآیند غنی سازی شامل جدا سازی ایزوتوپ U-235 و U238 است به نحوی که غلظت U- 235  در محصول بیش از غلظت آن در اورانیوم طبیعی شود. تفاله این فرآیند دارای غلظت کمتری است. در حال حاضر چندین روز برای این امر ایجاد شده که برخی از آنها تنها اهمیت تاریخی پیدا کرده اند تا کاربردهای عملی و صنعتی .
این روشها عبارتند از : پخش گازی ( Gaseous Diffusion )  ، سانتریفوژگازی ، جدا سازی اکلترو مغناطیسی ، تبادل شیمیایی
( Chemical Exchange ) ، فتویونیزاسیون و فتودیساسیون لیزری ، نازل جدا سازی ( Separation Nazzle ) و جدا سازی ایزوتوپ رزونانس سیکلوترونی .
 از بین تمامی این روشها تنها پخش گازی و سانتریفوژگازی است که در مقیاس تجاری اهمیت داشته و کاربردهای عملی وسیع پیدا کرده اند . همچنین تحقیقات وسیعی در برخی کشورهای پیشرفته مثل آمریکا ، فرانسه ، ژاپن در زمینه جدا سازی ایزوتوپ بخار اتمی ( Atomic Vapore Laser Isotope Separations, AVLIS ) در جریان می باشد . به نظر می رسد که این فرآیند از هزینه پایین تری نسبت به دو فرآیند دیگر برخوردار است. درهر دو روش تجاری  غنی سازی یعنی پخش گازی و سانتریفوژگازی ، اورانیوم طبیعی به ترکیب هگزا فلوریداورانیوم ( UF6 ) تبدیل شده و این ماده است که عملا  تحت فرآیند غنی سازی قرارمی گیرد .
استفاده از UF6  برای عملیات غنی سازی دو علت دارد:
1- دمای تصعید این ماده حدود  6/56 درجه سانتیگراد می باشد بنابراین به راحتی به حالت گازی در آمده و از پایداری خوبی دراین شرایط برخوردار است . لذا می توان گفت که ترکیب UF6  پایدارترین ترکیب اورانیوم فرار را تشکیل می دهد.
2- از آنجاییکه در طبیعت ،  عنصر فلوئور تنها به صورت F-19  می باشد لذا فرآیند غنی سازی تنها متاثر از اختلاف جرم
U-235 و U238  بوده و به فلوئور بستگی ندارد.
علل فوق باعث شده  که عملا ماده UF6 برای غنی سازی اورانیوم به روشهای پخش گازی و سانتریفوژ گازی مورد استفاده قرار گیرد و بدین لحاظ مرحله تبدیل اورانیوم شامل تهیه این ترکیب است .
حال می توان از ابتدا شروع کرد یعنی فرض نمود که فرآوری سنگ معدن اورانیوم پشت سر گذاشته شده و آنچه در دست است اورانیوم غلیظ شده بصورت کیک زرد می باشد . در این حالت دو فرایند برای تولید UF6  به نام " فرآیند تر" و " فرآیند خشک " وجود دارد . در هر دو فرآیند دو ترکیب UO2 و UF4  به عنوان ترکیبات میانی شناخته می شوند . ذیلا به اجمال این دو فرآیند بررسی می گردند.
فرایند تر :
مسیر طی شده در این فرآیند همانی است که قبلا در طی تولید اکسید اورانیوم (UO2)  از کیک زرد بیان گردید. بدین نحو که در ابتدا کیک زرد در اسید نیتریک حل شده و سپس برای خالص سازی ، توسط محول 30 درصد تری بوتیل فسفات  ( TBP )  در کروزون استخراج می گردد. در قدم بعدی با برگشت مجدد به فاز آبی ، نیترات اورانیل هگزاهیدرات ( UNH ) بدست آمده و در طی مرحله پیرولیز( UO3 (Pyrolys  بدست می آید که با احیا آن توسط هیدروژن دردمای 500 درجه سانتیگراد الی 600درجه  سانتیگراد UO2  حاصل خواهد گردید. UO2  نیز با واکنش هیدروفلوریناسیون به UF4  تبدیل می شود . واکنش تبدیل UO2 به UO4  شدیدا گرما زا بوده ، لذا برج راکتور برای این تبدیل با طول 17 متر و قطر 2/1 متر باید بوسیله هوا خنک گردد. سپس UF4  را با گاز فلوئور ( F2 )  برای بدست آوردن UF6  فلوئورینه می کنند.
فرآیند خشک:
در این فرآیند اورانیوم غلیظ شده و یا کیک زرد در دمای 540 درجه سانتیگراد الی 650درجه سانتیگراد مستقیما بوسیله هیدروژن به UO2  احیا می گردد. UO2 در ابتدا با هیدروفلورنیاسیون به UF4  و سپس با فلوریناسیون به UF6 تبدیل می شود. نظر به امکان وجود ناخالصی در این فرآیند ، برخی از تولید کنندگان UF6  را از طریق تقطیر جز به جز و تحت فشار 7 - 5/3 اتمسفر قرار داده و دردو مرحله خالص سازی می کنند.
پس از تولید UF6 از کیک زرد ، غنی سازی اورانیوم از طریق یکی از روشهای سانتریفوژگازی و پخش گازی انجام پذیر خواهد بود که در زیر بیان می گردد.
1- روش پخش گازی  Gaseous Diffusion Method
فرآیند پخش گازی که در سال 1846 توسط گراهام کشف گردید، در سال 1920 برای غنی سازی ایزوتوپ نئون Ne - 22  و سپس برای غنی سازی هیدروژن از دو تریوم (D) بکار گرفته شد. درجنگ جهانی دوم ، فرآیند پخش گازی برای تهیه اورانیوم بسیارغنی شده از ایزوتوپ U - 235  جهت مصارف نظامی سریعا توسعه یافت . مبنای فیزیکی این روش بر پایه این حقیقت است که سرعت عبور مولکولها از یک جدار منفذ دار با جرم ذرات عبوری متناسب می باشد. در حقیقت مولکولهای سبک با سرعت کمی بیشتر از مولکولهای سنگین از جدار نفوذ پذیر می گذرند. این مسئله اساس قانون Knudsen  را تشکیل می دهد که بر اساس آن ، اهنگ پخش هر یک از ایزوتوپها از جدار نفوذ پذیر بصورت معکوس با توان دوم جرم مولکولی متناسب است .البته این در حالتی است که مولکولها تنها به جدار منفذها برخورد کنند، چرا که اگرمولکولها با یکدیگر  برخورد داشته باشند بازده جدا سازی کم می شود. شرط افزایش بازده آن است که قطر منفذها ( pores )  از مسافت آزاد متوسط ( mean free path) بیشتر نباشد.
در عمل هگزافلورید اورانیوم ( UF6) را وا می دارند تا در اثر اختلاف فشار در دو سوی جدار مورد نظر از یک رشته غشا های متخلخل عبور کند . گاز سبک تر 235UF6  با سرعت اندکی بیشتر از گاز سنگینتر 238UF6 نفوذ خواهد کرد، لذا گاز عبور کرده از این غشا از غنی شدگی اندکی برخوردار است . مقدار غنی شدگی پس از عبور از یک تک غشا خیلی کم است، در نتیجه برای دستیابی به یک غنی شدگی قابل ملاحظه ، مراحل بسیاری مورد نیاز می باشد. به عنوان مثال ، برای غنی سازی اورانیوم طبیعی از 7/0 درصد U-235  به 4 درصد ، بیش از 1000 مرحله جدا سازی مورد نیاز می باشد و یا برای بدست آوردن اورانیوم با غنای بالا ( HEU )  مراحل مذکور باید صدها هزار بار تکرارگردند. هر مرحله بصورت یک سری با مرحله دیگر در تماس بوده و اورانیوم پس از عبور از هر مرحله بر میزان غنی شدگی آن افزوده می گردد. کارآیی جدا سازی برای هر مرحله به دلیل اختلاف جرم کم U-235  و U-238  بسیار کم بوده و به لحاظ تئوری فاکتور جدا سازی  0043/1  می باشد . شکل ذیل شمایی از تسلسل این مراحل را نشان می دهد.
تقریبا هر دوازده مرحله ، واحد بزرگتری مرسوم به سلول ( Cell) را تشکیل می دهند و بهمین ترتیب چندین سلول یک
( GDP (Gaseous Diffusion Plant  را می سازند. غشا مذکور می تواند از آلیاژ Ag/Zn  یا ورقه آلومینیم همراه با مثلا 10 بتوان 9 سوراخ در هر سانتی متر  ساخته می شود. از آنجاییکه در فشار یک اتمسفر و حرارت 20 درجه  سانتیگراد مسافت آزاد طی شده بر اساس اطلاعات ویسکوزیته  20nm  است لذا باید قطر منفذها برای بازده قابل قبول کارخانه کمتر از این مقدار باشد. در عمل قطر منفذها از 10nm  تجاوز نمی کند.
همچنین از آنجاییکه عبور مولکولها از منفذها به فشار گاز بستگی زیاد دارد، لذا باید فشار گاز را در هر مرحله بوسیله کمپرسور افزایش داد. و از طرف دیگر گرمای ناشی از کمپرسورها را می بایست با مبدلهای حرارتی خنک نمود. تمامی این مجموعه باعث می شود که تاسیسات پخش گازی (GDP )  از حجم بزرگی برخوردار  بوده و مقادیر معتنابهی انرژی مصرف نمایند و بدین لحاظ این روش شامل هزینه های هنگفتی خواهد بود. لذا در طی چند دهه اخیر  برخی کشورها برای غنی سازی اورانیوم در اشل صنعتی به روشهای دیگری متوسل شده اند.

2- روش سانتریفوژ گازی  Gaseous Centrifugation Method :
استفاده از این روش برای جدا سازی ایزوتوپ گازها در سال 1919 انجام گرفت . این سانتریفوژها در خلا قرارمی گرفتند تا از حرکات لرزشی و جریانات انتقال گرما جلوگیری شود. در سال 1930 سانتریفوژ با جریان همسو ( Concurrent ) ابداع گردید که از بازدهی جدا سازی کمی برخوردار بود. سپس سانتریفوژ با جریان مخالف ( Counter Current )  توسعه یافت که اگر چه بازدهی را افزایش داد اما مشکل محدودیت استفادهاز مواد و گرم شدن اجزا به علت سرعت زیاد ان باقی ماند. لازم به ذکراست سرعت زیاد در سانتریفوژها از جمله فاکتورهای اساسی می باشد زیرا کار جدا سازی با توان چهارم سرعت دورانی متناسب بوده و لذا برای افزایش بازدهی باید  به سرعت دورانی توجه خاصی مبذول گردد.
در طی سالهای  1960 - 1957 Zippe  وهمکارانش طرح جدیدی از سانتریفوژ ارایه دادند که در آن محور سانتریفوژ روی کاسه کوچکی از روغن می چرخید. درانتهای فوقانی  این محور ، یک مغناطیسی  به شکل نوار دایره ای موجب می شد که محور از جای خود بلند شده و بصورت معلق بدون هیچ اصطکاکی بچرخد. این طرح علاوه بر افزایش بازدهی ، تا حدود زیادی از محدودیتهای قبلی نیز برخوردار نبود. اما توسعه اصلی فرایند غنی سازی توسط سانتریفوژ دراروپا بوسیله انگلیس ، هلند و آلمان تحت همکاری مشترکی در طرحی بنام URENCO  انجام گرفت که در آن فاکتور جدا سازی بیش از 2/1 برای هر مرحله یعنی بسیار بیشتر از فرآیند دیفیوژن گازی بود.
در عمل هگزافلورید اورانیوم (UF6 ) را وارد دستگاه سانتریفوژ می کنند. در سرعت دورانی خیلی بالا مولکولهای 235UF6  که از جرم کمتری برخوردارند در نزدیک محور سانتریفوژ تراکم بیشتری نسبت به ناحیه خارجی دستگاه دارند و در مقابل مولکولهای سنگینتر 238UF6  درناحیه خارجی تراکم بیشتری نسبت به ناحیه نزدیک محور پیدا می کنند . بدین ترتیب گازی که از نزدیک محوردستگاه گرفته می شود از نظر مقدار 235- U از غنی شدگی بیشتری نسبت به نواحی دیگر برخوردار است . همانند روش پخش گازی برای رسیدن به غنای بالا باید تعداد سانتریفوژهای بسیار زیادی بکار برد.
روش سانتریفوژ گازی برای غنی سازی اورانیوم به دو علت از مزیت بیشتری به نسبت روش پخش گازی  برخوردار می باشد اول آنکه این روش  از کارایی بیشتری برخوردار است و ثانیا آنکه انرژی لازم در این فرآیند حدود یک دهم مقدار انرژی لازم در فرآیند پخش گازی برای همان تعداد محصول می باشد. این عوامل باعث شده که غنی سازی اورانیوم به روش سانتریفوژ هزینه کمتری را شامل شده و اقتصادی ترگردد. اما علیرغم این مزیتها ، این روش از خودردگی بالایی برخوردار بوده ونگهداری دقیقی از دستگاهها را ضروری می سازد.
نتیجه عمل غنی سازی به روشهای فوق ، تولید اورانیوم با غنای بیشتری از 235-U  بصورت ترکیب UF6  می باشد. مرسوم است که برای کار جدا سازی جهت غنی سازی ، از واحد SWU  که  دارای دیمانسیون جرم است استفاده می کنند. این کمیت با وزن ماده غنی شده ، ماده اولیه ، تفاله و درجه غنای هر یک ارتباط دارد.
ج ) تبدیل UF6  به ترکیبات مورد نظر
حال برای تولید سوخت هسته ای ، ابتدا باید UF6 غنی شده را به UO2 یا U  غنی شده تبدیل نمود، تا قابل استفاده به عنوان سوخت هسته ای گردد. البته استفاده مستقیم از UF6  غنی شده برای تولید انرژی هسته ای تنها در معدودی از راکتورها مثل راکتور فاز گازی همگن انجام می شود و در انواع دیگر سوخت هسته ای اورانیوم غنی شده اکثرا بصورت ترکیبات U,
UO2 و UO2/PuO2  می باشد.
1- تبدیل UF6 به UO2 :
برای تبدیل UF6  به UO2  از دو فرآیند تر و خشک استفاده می شود ، که به اجمال به آنها اشاره می گردد.
الف - فرایند تر:
در این فرآیند معمولا از دو محصول میانی دی اورانات آمونیم  ( ADU )  و کربنات آمونیم اورانیل (  AUC ) استفاده می شود. در فرآیند دی اورانات آمونیم که در سال 1950 در آمریکا بکار گرفته شد، UF6  تولید شده بوسیله کارخانه غنی سازی ابتدا هیدرولیز می گردد. سپس دریک محفظه رسوبگیری ، آمونیاک به محصولات فوق اضافه می شود  که نتیجه آن تولید رسوب دی اورانات آمونیم است.
پس از جدا سازی ADU  توسط فیلتراسیون ، سانتریفوژ ، استخراج و رسوب مجدد ، رسوب ADU  در 200 درجه سانتیگراد خشک شده و با واکنش با مخلوطی از  H2O/H2  در 500 درجه سانتیگراد به U3O8  تبدیل می گردد . U3O8  نیز در 800 درجه سانتیگراد بوسیله هیدروژن به UO2 احیا می شود.
در فرآیند کربنات آمونیم اورانیل (UF6،( AUC غنی شده با واکنش با مخلوطی از دی اکسید کربن و آمونیاک ، رسوب AUC  را ایجاد می کند.
این رسوب پس از فیلتراسیون و شستشو با کربنات آمونیم و متانول ، در 500 درجه سانتیگراد تا 700درجه سانتیگراد با آب و هیدروژن واکنش داده و UO2  حاصل می گردد.
ب - فرآیند خشک :
در این روش UF6  غنی شده مستقیما به UO2  تبدیل می گردد و بسته به نوع محصولات میانی یا تجهیزات مورد استفاده ، از روش می تواند شامل فرآیندهایی مرسوم به GECO ،DCI ،IDR  و ... باشد .
به عنوان مثال در فرآیند  
I
ntegrated Dry Route  که بوسیله شرکت انگلیسی BNFL  و خصوصا برای ساخت سوخت راکتورهای اتمی AGR  توسعه یافت، UF6  غنی شده در یک واکنش دو مرحله ای که در مناطق جدا گانه یک کوره چرخان انجام می گردد ، بطور پیوسته به پودر خالص UO2  تبدیل می شود.
2- تبدیل UF6  به اورانیوم فلزی (U):
اورانیوم فلزی تنها در راکتورهای مرسوم به Magnox  و چند راکتور تحقیقاتی مورد استفاده قرار گرفته و به عنوان سوخت هسته ای از اهمیت پایین تری نسبت به UO2  برخوردار است . به هرحال UF6  را توسط هیدروژن به UF4  احیا نموده و سپس  توسط فلزات الکتروپوزیتیو قوی مثل Ca و Mg  اورانیوم فلزی را تولید می کنند.
با تولید UO2 و U  غنی شده از UF6  غنی شده، مرحله تبدیل و غنی سازی اورانیوم پایان می یابد. بطور خلاصه در این مرحله با فرآوری شیمیایی U3O8  یک کیک زرد که از مرحله فرآوردی سنگ معدن اورانیوم ، حاصل می شود، ترکیبات 
UO2 ، UO3  و U  بدست می آید. در ادامه بیان گردید که چنانچه سوخت هسته ای بایستی شامل اورانیوم غنی شده باشد، باید قبل از تولید ترکیبات مذکور به غنی سازی اورانیوم موجود در آنها مبادرت نمود. بدین لحاظ ابتدا کیک زرد را به UF6  تبدیل می کنند و پس از غنی سازی توسط روشهای فوق  الذکر ، مجددا ترکیبات UO2 و U را بدست  آورده و متعاقبا به مرحله بعدی که تولید سوخت هسته ای است ارسال می گردند. پس در مجموع محصولات بدست آمده از مرحله تبدیل و غنی سازی  اورانیوم عبارتند از : U، UO2 ، UO3 و UF6  که اورانیوم موجود در آنها یا طبیعی است و یا غنی شده می باشد.

برگرفته از مجله خبر گزاری مهر

 


نعمت الله طاهری