مقاله ایران به عنوان یکی از اعضای پیمان N (docx) 19 صفحه

دسته بندی : تحقیق

نوع فایل : Word (.docx) ( قابل ویرایش و آماده پرینت )

تعداد صفحات: 19 صفحه

قسمتی از متن Word (.docx) :

ایران به عنوان یکی از اعضای پیمان N.P.T ، با هدف پایبندی به تعهدات خود در پیمان مزبور، پادمان مواد هسته ای را در تمامی مراکز و موسسات هسته ای داخل کشور به اجرا در آورده است. آنچه در پی می آید چهارمین بخش از گزارش آشنایی با فعالیتهای سازمان انرژی اتمی ایران است. معاونت تولید سوخت هسته ای تعیین خط مشی و اتخاذ سیاستهای مناسب در زمینه های اکتشاف مواد رادیو اکتیو، استخراج مواد معدنی استحصال و انجام عملیات تغلیظ تا مرحله تولید کیک زرد، تحقیق و توسعه در زمینه چرخه سوخت هسته ای، امکان تولیدو تامین بخشی از مواد اولیه مورد نیاز در تهیه سوخت هسته ای به منظور پشتیبانی از نیروگاههای هسته ای کشور و مدیریت پسمانهای هسته ای تولیدشده در کشور از اهم وظایف این معاونت می باشد. مدیریت های معاونت تولیدسوخت هسته ای امور اکتشاف و استخراج این مدیریت در زمینه انجام عملیات مختلف اکتشاف هوایی، اکتشافات سطح الارضی، تحت الارضی، مطالعات بهره برداری، توسعه و تجهیز ذخایر معدنی، نظارت بر تهیه نقشه های رادیو متریف مغناطیس سنجی، توپوگرافی، زمین شناسی و مقیاسهای مختلف بر حسب ضرورتهای مترتب بر نوع فعالیت و انجام مطالعات ژئوشیمیایی، ژئوفیزیکی، زمین شناسی، پتروگرافی، مینرالوژیکی، حفاری، آزمایشگاهی مربوط و تلفیق کلیه اطلاعات موجود به مناطق اکتشافی اورانیوم فعالیت می نماید و علاوه بر آن مطالعه و تعیین پارامترهای اکتشافی کانسارها از قبیل ذخیره، عیار و قابلیت بهره دهی از نظر پارامترهای اقتصادی در مراحل استخراج و فرآوری، انجام کلیه عملیات استخراج سنگهای معدنی اورانیوم چه به صورت روباز و چه به صورت زیرزمینی به عهده این امور می باشد. مرکز کانه آرایی با توجه به روند افزایش فعالیتهای اکتشافی در سطح کشور، این مرکز به منظور دست یابی به تکنولوژی لازم و انجام پژوهشهای بنیادی در زمینه چگونگی استحصال اورانیوم ازسنگهای اورانیوم دار معادن ایران و همچنین استحصال اورانیوم از اسید فسفریک و ایجاد امکان تامین بخشی از مواد اولیه مورد نیاز در تهیه سوخت هسته ای فعالیت می نماید. در این رابطه ایجاد یک یا چند کارخانه نیمه صنعتی و صنعتی برای استحصال، تصفیه و تغلیظ اورانیوم از سنگ معدن تا تولید کیک زرد به منظور استفاده در تکنولوژی هسته ای برای مصارف صلح آمیز به عهده این مرکز می باشد. مرکز تحقیقات و تولید سوخت هسته ای اصفهان فعالیتهای عمده این مرکز بر روی تحقیق و توسعه در زمینه چرخه سوخت هسته ای متمرکز شده و علاوه بر آن تامین بخشی از سوخت سالیانه واحد یکم نیروگاه اتمی بوشهر و راکتورهای تحقیقاتی به عهده این مرکز است. دفتر پسمانداری این دفتر مسئولیت جمع آوری، کنترل، نظارت، نگهدای، آزمایش، انتقال و دفع پسمانهای مراکز پزشکی هسته ای و صنعتی، مراکز تحقیقات هسته ای و نیروگاه اتمی بوشهر را به عهده دارد و موظف به نظارت کامل بر تولید پسمان، براساس ضوابط آژانس بین المللی انرژی اتمی و مقررات قانون حفاظت در برابر اشعه در جلوگیری از پراکندگی و پخش پسمانهای پرتوزا در محیط زیست و اطمینان بخشیدن به حفظ سلامت محیط زیست می باشد. آزمایشگاههای جابربن حیان این آزمایشگاهها به منظور پشتیبانی از انجام پروژه های تحقیقاتی سازمان تاسیس شده و در حال حاضر در زمینه های سالیابی عناصر و آنالیز مواد با استفاده از روش های پیشرفته، آنالیز مواد برای شناسایی و اندازه گیری عناصر کم مقدار در نمونه های بیولوژیکی، اندازه گیری نمونه خون، ارائه خدمات به مراکز علمی و تحقیقاتی و صنعتی و همچنین تحقیقات بنیادی هسته ای فعالیت می نماید. معاونت نظام ایمنی هسته ای کشور بهره برداری از نیروگاهها و تاسیسات هسته ای و نیز تجهیزات و دستگاههایی که در صنعت، پزشکی و کشاورزی از انواع پرتوها استفاده می کنند خطراتی را در بر دارد. به منظور پیشگیری از این خطرات که می تواند سلامتی مردم را تهدید کند و انجام نظارت ها و بازرسی های فنی لازم، در کلیه کشورها، ارگانی به نام "نظام ایمنی هسته ای" تشکیل شده است و در ایران معاونت نظام ایمنی هسته ای کشور این سازمان، مسئولیت اجرای آن را به عهده دارد. این معاونت باید استانداردها، مقررات، آئین نامه ها و دستور العملهای لازم را در کلیه زمینه های ایمنی تاسیسات هسته ای و حفاظت در برابر پرتوها تهیه کرده و بر اجرای آن نظارت کند. نظام ایمنی هسته ای با چهار مدیریت وظایف خود را انجام می دهد. بهره برداری از نیروگاههای هسته ای همانند دیگر صنایع پیشرفته خطرات بالقوه ای برای افراد و محیط زیست دربر دارد. مقایسه این مخاطره بادیگرخطرات ناشی از استفاده بشر از تکنولوژی های پیچیده، نشان میدهد که سهم نیروگاههای هسته ای در صد بسیار کمی از سوانحی که به انسان آسیب رسانیده، را داراست. یکی از دلایل این امر توجه زیاد طراحان، سازندگان، بهره برداران و مراجع قانونی و نظارتی نسبت به ایمنی تاسیسات مذکور و وجود تدابیر پیش بینی شده در ساخت نیروگاهها برای پیشگیری از رخداد حوادث در مرحله اول و کاهش صدمات ناشی از وقوع احتمالی حوادث هسته ای در مرحله دوم است. ساخت و بهره برداری از تاسیسات هسته ای در سطح بین المللی و در هر کشور عضو آژانس بین المللی انرژی اتمی مشمول ضوابط و مقررات ویژه ایمنی هسته ای و نظارت مستمر قانونی بر کلیه فعالیت ها در مراحل انتخاب محل، طراحی، ساخت قطعات و تجهیزات، احداث، راه اندازی، بهره برداری و از کاراندازی تاسیسات فوق الذکر است. کسب اطمینان از سطح ایمنی کافی نیروگاهها و کلیه تاسیسات هسته ای دیگر و به حداقل رسانیدن مخاطرات احتمالی آنها و همچنین اطمینان از وجود حفاظت های فیزیکی کافی برای کارکنان این تاسیسات، مردم و محیط زیست و صدور مجوزهای لازم در تمام این مراحل از جمله وظایف دفتر امور ایمنی هسته ای کشور می باشد. امور حفاظت در برابر اشعه گسترش و کاربرد روزافزون انواع پرتوها در رشته های مختلف صنایع، علوم پزشکی، کشاورزی و آموزش و پژوهش اجتناب ناپذیر است. این گونه پرتوها از منابع پرتوزای طبیعی و یا مصنوعی گسیل شده و در بسیاری از فعالیت های روزمره کار و زندگی بشر، نقش اصلی را ایفا می نمایند. با وجود اینکه کاربرد پرتوهای یونساز و غیر یونساز در امور مختلف بسیار مفید و در پاره ای از موارد منحصر به فرد است لیکن عدم رعایت نکات ایمنی می تواند خطرات جدی برای کارکنان، مردم، محیط زیست و حتی نسل های آینده به همراه داشته باشد. کاربرد مواد پرتوزا و دستگاههای یونساز در زمینه های گوناگون در هر کشور در صورتی قابل توجیه است که تشکیلاتی معتبر و مقتدر با پشتوانه علمی لازم وجود داشته باشد و بتواند با تدوین مقررات، ضوابط، آئین نامه ها و استانداردهای حفاظت در برابر اشعه، نظارت و کنترل کامل در کلیه مراحل توزیع، کاربرد، مصرف و پسمانداری این مواد را اعمال نماید. سیاست کلی امور حفاظت در برابر اشعه عبارت است از اجرای قانون حفاظت در برابر اشعه، مصوب مجلس شورای اسلامی و سایر ضوابط و مقررات بین المللی در تمامی مراکز کاربرد پرتوها در کشور، نظارت و کنترل و کسب اطمینان از کاربرد صحیح آن و در نهایت پیشگیری از اثرات سوءبیولوژیکی و زیست محیطی ناشی از کاربرد پرتوها. در این راستا همواره حفاظت کارکنان، مردم، نسل های آینده و به طور کلی محیط زیست در برابر اثرات زیان آور پرتوها و همچنین ایجاد فرهنگ کنترل کیفی در کاربا پرتوها سرلوحه تلاش تمامی پژوهشگران، دست اندرکاران و متخصصان این امور بوده است. مرکز تکنولوژی حفاظت و ایمنی هسته ای این مرکز به منظور ارائه خدمات و پژوهش در زمینه های ایمنی تاسیسات هسته ای و توسعه تکنولوژی ایمنی پرتوها تشکیل شده و شامل سه بخش تکنولوژی ایمنی تاسیسات هسته ای، توسعه تکنولوژی ایمنی پرتوها و خدمات حفاظت در برابر پرتوها است. بخش تکنولوژی ایمنی تاسیسات هسته ای به 3 گروه پژوهش های مربوط به ایمنی طراحی ساخت و بهره برداری، توسعه استانداردهای ایمنی هسته ای وبهبود روش ها، بررسی حوادث هسته ای و ارزیابی آنها تقسیم می شود. بخش توسعه تکنولوژی ایمنی پرتوها شامل 3 گروه است: گروه مطالعات پرتوهای طبیعی بالا (رامسر)، گروه طراحی و ساخت سیستم های حفاظت در برابر پرتوها و گروه فیزیک پرتوها. بخش خدمات حفاظت در برابر پرتوها گروههای امور کنترل آلودگی هسته ای، خدمات حفاظت و کاربرد پرتوها و گروه پشتیبانی فنی را در بر می گیرد. گروه امور کنترل آلودگی هسته ای که پس از حادثه چرنوبیل در کشور اواکراین به وجود آمد، وظیفه دارد که از مواد غذایی وارداتی نمونه برداری کرده و قبل از اینکه این مواد برای مصرف در داخل کشور توزیع شود. از عدم آلودگی آنها به مواد رادیواکتیو اطمینان حاصل نماید. دفتر پادمان هسته ای ملی از آنجائی که دولت ایران یکی از اعضای امضا کننده پیمان منع گسترش(N.P.T) سلاح های هسته ای است و براساس این پیمان آژانس بین المللی انرژی اتمی بر مواد هسته ای ویژه کشور (اورانیوم، پلوتونیوم و توریم) کنترل و حسابرسی و نظارت می کند، ضرورت دارد که دولت ایران با هدف پایبندی به تعهدات خود در پیمان مزبور، پادمان مواد هسته ای را در تمامی مراکز و موسسات هسته ای داخل کشور به اجرا در آورد. پادمان مواد هسته ای به طور خلاصه عبارت است از اجرای عملیات حسابرسی با شمارش و کنترل مواد هسته ای، بازرسی مواد هسته ای، نمونه گیری و نمونه برداری از عوامل محیطی و تست آزمایش نمونه های تهیه شده است. تمامی فعالیت های ذکر شده، باعث خواهد شد تا این گونه موادهمواره و به طور دقیق تحت نظر بوده و از محدوده کاربردهای صلح آمیز خارج نشوند و درمعرض خطر دزدی، قاچاق و یا حمله های خرابکارانه قرار نگیرند تا در صورت بروز هرگونه حادثه ای، اقدامات ایمنی و امنیتی مناسب انجام شود. کاربردهای انرژی هسته ای راکتورهای با نوترون سریع ، راکتورهای زاینده مقدمه یک راکتور هسته‌ای گرمایی تولید می‌کند که منشأ آن در شکافت دو هسته قابل شکافت 235U یا 239Pu قرار دارد. تنها ماده موجود قابل کشافت در طبیعت ، 235U است که 1.140 اورانیوم طبیعی را تشیل می‌دهد و بقیه اساسا 238U غیر شکافتی است. هر شکافت اتم اورانیوم در اثر یک نوترون ، 2 تا 3 نوترون با انرژی بالا (بطور متوسط 2Mev( یعنی نوترونهای سریع (20000Km/s( را تولید می‌کند. این نوترونها به نوبه خود می‌توانند با سایر هسته‌های اورانیوم شکافت انجام دهند که نوترونهای گسیل شده شکافتهای دیگری را تولید می‌کنند و به این ترتیب واکنش زنجیره‌ای ایجاد می‌شود. اگر قطعه ماده قابل شکافت به حد کافی بزرگ باشد، تولید نوترونها تقویت شده و سبب انفجار می‌شود: این اساس بمب اتمی است. در یک راکتور هسته‌ای یک عده پدیده‌های دیگر را برای انجام واکنش مورد نظر قرار می‌دهند: تعدادی از نوترونها در اورانیوم بویژه در 238U بدون تولید شکافت ، تعدادی دیگر توسط مواد ساختاری جذب می‌شوند و بالاخره عده دیگری به بیرون مغز راکتور فرار می‌کنند و ناپدید می‌شوند. شرایط ایجاد شکافت زنجیری یک راکتور فقط با یک حجم معین که کمترین ماده قابل شکافت را داشته باشد، می‌تواند کار کند: کمترین مقدار ماده قابل شکافت را جرم بحرانی می‌نامند. در یک قطعه اورانیوم طبیعی ، هر چه قدر بزرگ هم باشد، واکنش زنجیره‌ای غیر ممکن است: مقدار ماده قابل شکافت (235U) بسیار کم است و اکثریت نوترونهای جذب شده با 238U تلف می‌شوند. بنابراین باید بطور مصنوعی شکافتها را در مقابل جذبهای بدون شکافت در شرایط مساعدی قرار داد. دو راه امکان پذیر است: یا بطور قابل ملاحظه‌ای مقدار ماده قابل شکافت را افزایش می‌دهند (اورانیوم را با 235U غنی کرد یا به آن 239Pu افزود)، یا انرژی نوترونها را توسط کند کننده کاهش می‌دهند و آن نقش 235U را (مقطع شکافت 235U) در مقابل 2358U (مقطع جذب 238U) تقویت می‌کند. به این ترتیب دو دسته راکتور شکل می‌گیرند. انواع راکتور شکافتی از یک طرف راکتورهایی که بطور مستقیم نوترونهایی با انرژی زیاد ناشی از شکافت را مورد استفاده قرار می‌دهد و این راکتورها به راکتورهای با نوترونهای سریع معروفند که ماده قابل احتراق آنها شامل یک نسبت زیادی از ماده شکافتی (در راکتورهای بزرگ 15%) است، از طرف دیگر راکتورهایی که کند کننده‌ها را مورد استفاده قرار می‌دهند (راکتورهای با نوترونهای حرارتی) و ماده قابل احتراق آن می‌تواند اورانیوم طبیعی باشد. لازم به یادآوری است که در راکتورهای با نوترونهای حرارتی نمی‌توان اورانیوم طبیعی را مورد استفاده قرار داد، مگر آنکه مواد ساختاری و سیال خنک کننده که گرمای تولیدی را برای راه اندازی توربین آلترناتور انتقال می‌دهد، جذبهای اتلافی بسیار زیادی را سبب نشوند. در بسیاری از راکتورهای حرارتی نوع ماده ساختاری و سیال خنک کننده ، یک غنای سبک (در حدود 3 درصد) از ماده قابل احتراق را الزام می‌دارد. ساختمان راکتور از مجموعه‌ای از یاخته‌های بنیادی که از مدادهای دراز یا سوزنهای ماده قابل احتراق تشکیل می‌شوند که سطح آنها توسط یک سیال خنک کننده پوشیده می‌شود. اگر راکتور با نوترون حرارتی باشد، این یاخته‌ها در داخل کند کننده بطور منظم توزیع می‌شوند و در راکتور با نوترون سریع کند کننده وجود ندارد. این مجموعه ، مغز راکتور را تشکیل می‌دهد و توسط بازتاب کننده‌ای احاطه می‌شود که فرار نوترونها را محدود می‌کند و یک محافظ بیولوژیکی (بتن) در مقابل تشعشعات دارد. در مورد راکتورهای با نوترونهای سریع منطقه‌ای به نام غلاف و بطور مستقیم واقع در اطراف مغز ، تولید تازه را امکان پذیر می‌سازد.قسمت اساسی یک راکتور با نوترون حرارتی (مغز) از عناصر قابل احتراق تشکیل می‌شود که توسط یک سیال مخصوصی که بطور منظم در کند کننده قرار دارد، سرد می‌شود. ماده قابل احتراق شامل ماده شکافتی (معمولا اکسید اورانیوم کم و بیش غنی شده در ایزوتوپ 235) اغلب به صورت مدادهایی (بخ قطر حدود 10 تا 12 میلی متار و به 3.5 متر در یک راکتور بزرگ) در یک غلاف فلزی قرار داده می‌شود. سیال خنک کننده ممکن است آب معمولی ، آب سنگین یا یک گاز باشد. کند کننده آب معمولی ، آب سنگین یا گرافیت است. مغز راکتور با یک بازتاب کننده احاطه می‌شود که از همان ماده کند کننده تشکل می‌شود و فرار نوترونها را به حداقل می‌رساند، مجموعه در یک پوشش ضخیم بتونی قرار می‌گیرد تا در مقابل تشعشعات ، یک حفاظ بیولوژیکی باشد در یک راکتور با نوترونهای سریع همان تشکیل دهنده‌های اساسی به استثنای کند کننده وجود دارد. ماده قابل احتراق از پلوتونیم که به صورت اکسید مخلوط PUO2 - UO2 است. سوزنهای ظریف ماده قابل احتراق (به قطر 6 تا 8 میلیمتر و به طول 0.5 تا یک متر) با فولاد زنگ نزن پوشانده شده و توسط سدیم مذاب سرد می‌شوند. سایر سوزنها به نام غلاف ، شامل اکسید UO2 ، مغز را احاطه می‌کنند. آنها تولید تازه را بر اثر تبدیل 238U به 238Pu سبب می‌شوند. بازتاب کننده معمولا از قطعات فولادی تشکیل می شود. مورد خاص راکتورهای زاینده نوعی از این راکتورها با مقدار زیادی از سدیم مایع خنک می‌شوند (مانند راکتور سوپرفنیکس که در مدار اولیه آن 1500 تن و در مدار ثانویه 3500 تن سدیم در نظر گرفته شده است). ظرفیت گرمای سدیم زیاد است و در صورت نبودن مصرف ، دمای مغز راکتور بیش از چند درجه در ساعت افزایش نمی‌یابد و آن خطر گرمی فزونی کلی را از بین می‌برد و به راکتور زمان توقف بیشتری می‌دهد. به هنگام کار راکتور ، دمای سدیم در حدود C 400˚ است و از دمای جوش آن (c 880˚) خیلی دور است. بنابراین ، سدیم در ذخیره گرما برای کوتاه مدت نقش بسیار مؤثری دارد. زیرا در ذخیره گرما با وجود این سدیم دارای خطراتی است و احتیاطهای ویژه‌ای را الزام می‌دارد و در تأسیسات کلاسیکی از آن استفاده نمی‌شود. نیروگاه اتمی نیروگاه اتمی در واقع یک بمب اتمی است که به کمک میله‌های مهارکننده و خروج دمای درونی بوسیله مواد ‏خنک کننده مثل آب و گاز ، تحت کنترل در آمده است. اگر روزی این میله‌ها و یا پمپهای انتقال دهنده مواد ‏خنک کننده وظیفه خود را درست انجام ندهند، سوانح متعددی بوجود می‌آید و حتی ممکن است نیروگاه نیز ‏منفجر شود، مانند فاجعه نیروگاه چرنوبیل شوروی سابق. ساختار نیروگاه اتمی نیروگاه اتمی از مواد مختلفی شکل گرفته است که همه آنها نقش اساسی و مهم در تعادل و ادامه حیات آن را دارند. ‏این مواد عبارتند از: ماده سوخت ماده سوخت متشکل از اورانیوم طبیعی ، اورانیوم غنی شده ، اورانیوم و پلوتونیم است. که سوختن اورانیوم بر ‏اساس واکنش شکافت هسته‌ای صورت می‌گیرد.‏ نرم کننده‌ها ‎‏نرم کننده‌ها موادی هستند که برخورد نوترون های حاصل از شکست با آنها الزامی است و ‏برای کم کردن انرژی این نوترون ها به کار می روند. زیرا احتمال واکنش شکست پی در پی به ازای ‏نوترون های کم انرژی بیشتر می شود. آب سنگین (D2O) یا زغال سنگ (گرافیت) به عنوان نرم کننده نوترون ‏بکار برده می‌شوند.‏ میله‌های مهارکننده این میله‌ها از مواد جاذب نوترون درست شده‌اند و وجود آنها در داخل راکتور اتمی ‏الزامی است و مانع افزایش ناگهانی تعداد نوترونها در قلب راکتور می‌شوند. اگر این میله‌ها کار اصلی خود را ‏انجام ندهند، در زمانی کمتر از چند هزارم ثانیه قدرت راکتور چند برابر شده و حالت انفجاری یا دیورژانس ‏راکتور پیش می‌آید. این میله ها می توانند از جنس عنصر کادمیم و یا بور باشند.‏ مواد خنک کننده یا انتقال دهنده انرژی حرارتی این مواد انرژی حاصل از شکست اورانیوم را به خارج ‏از راکتور انتقال داده و توربینهای مولد برق را به حرکت در می آورند و پس از خنک شدن مجدداً به داخل ‏راکتور برمی گردند. البته مواد در مدار بسته و محدودی عمل می کنند و با خارج از محیط رآکتور تماسی ندارند. ‏این مواد می توانند گاز CO2 ، آب ، آب سنگین ، هلیوم گازی و یا سدیم مذاب باشند.‏ طرز کار نیروگاه اتمی عمل سوختن اورانیوم در داخل نیروگاه اتمی متفاوت از سوختن زغال یا هر نوع سوخت فسیلی دیگر است. در ‏این پدیده با ورود یک نوترون کم انرژی به داخل هسته ایزوتوپ 235U عمل شکست انجام می گیرد و ‏انرژی فراوانی تولید می کند. بعد از ورود نوترون به درون هسته اتم ، ناپایداری در هسته به وجود آمده و بعد از ‏لحظه بسیار کوتاهی هسته اتم شکسته شده و تبدیل به دو تکه شکست و تعدادی نوترون می‌شود. بطور متوسط تعداد نوترونها به ازای هر 100 اتم شکسته شده 247 عدد است و این نوترونها اتمهای ‏دیگر را می‌شکنند و اگر کنترلی در مهار کردن تعداد آنها نباشد واکنش شکست در داخل توده اورانیوم به ‏صورت زنجیره‌ای انجام می‌شود که در زمانی بسیار کوتاه منجر به انفجار شدیدی خواهد شد. در واقع ورود ‏نوترون به درون هسته اتم اورانیوم و شکسته شدن آن توام با انتشار انرژی معادل با ‏‎ Mev‎‏200 میلیون الکترون ‏ولت است.این مقدار انرژی در سطح اتمی بسیار ناچیز ولی در مورد یک گرم از اورانیوم در حدود صدها هزار مگاوات ‏است. که اگر به صورت زنجیره‌ای انجام شود، در کمتر از هزارم ثانیه مشابه بمب اتمی عمل خواهد کرد. اما ‏اگر تعداد شکستها را در توده اورانیوم و طی زمان محدود کرده به نحوی که به ازای هر شکست ، اتم بعدی ‏شکست حاصل کند شرایط یک نیروگاه اتمی بوجود می‌آید. ‏ نمونه عملی نیروگاهی که دارای 10 تن اورانیوم طبیعی است قدرتی معادل با 100 مگاوات خواهد داشت و بطور متوسط ‏‏105 گرم 235U در روز در این نیروگاه شکسته می شود و همانطور که قبلا گفته شد در اثر جذب ‏نوترون بوسیله ایزوتوپ 239U ، 238U بوجود می‌آمد که بعد از دو بار انتشار ذرات بتا (‏الکترون) به 239Pu تبدیل می‌شود که خود مانند 235U شکست پذیر است. در این عمل 70 گرم ‏پلتونیوم حاصل می‌شود. ولی اگر نیروگاه سورژنراتور باشد و تعداد نوترونهای موجود در نیروگاه زیاد باشند مقدار جذب به مراتب ‏بیشتر از این خواهد بود و مقدار پلتونیومهای بوجود آمده از مقدار آنهایی که شکسته می‌شوند بیشتر خواهند ‏بود. در چنین حالتی بعد از پیاده کردن میله‌های سوخت می‌توان پلتونیوم بوجود آمده را از اورانیوم و ‏فرآورده‌های شکست را به کمک واکنشهای شیمیایی بسیار ساده جدا و به منظور تهیه بمب اتمی ذخیره کرد. + دید کلی 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. تاریخچه اولین انرژی کنترل شده ناشی از شکافت هسته در دسامبر 1942 بدست آمد. با رهبری فرمی ساخت و راه اندازی یک پیل از آجرهای گرافیتی ، اورانیوم و سوخت اکسید اورانیوم با موفقیت به نتیجه رسید. این پیل هسته‌ای ، در زیر میدان فوتبال دانشگاه شیکاگو ساخته شد و اولین راکتور هسته‌ای فعال بود. ساختمان راکتور با وجود تنوع در راکتور‌ها ، تقریبا همه آنها از اجزای یکسانی تشکیل شده‌اند. این اجزا شامل سوخت ، پوشش برای سوخت ، کند کننده نوترونهای حاصله از شکافت ، خنک کننده‌ای برای حمل انرژی حرارتی حاصله از فرآیند شکافت ماده کنترل کننده برای کنترل نمودن میزان شکافت می‌باشد. سوخت هسته‌ای سوخت راکتورهای هسته‌ای باید به گونه‌ای باشد که متحمل شکافت حاصله از نوترون بشود. پنج نوکلئید شکافت پذیر وجود دارند که در حال حاضر در راکتورها بکار می‌روند. 232Th ، 233U ، 235U ، 238U ، 239Pu . برخی از این نوکلئیدها برای شکافت حاصله از نوترونهای حرارتی و برخی نیز برای شکافت حاصل از نوترونهای سریع می‌باشند. تفاوت بین سوخت یک خاصیت در دسته‌بندی راکتورها است. در کنار قابلیت شکافت ، سوخت بکار رفته در راکتور هسته‌ای باید بتواند نیازهای دیگری را نیز تأمین کند. سوخت باید از نظر مکانیکی قوی ، از نظر شیمیایی پایدار و در مقابل تخریب تشعشعی مقاوم باشد، تا تحت تغییرات فیزیکی و شیمیایی محیط راکتور قرار نگیرد. هدایت حرارتی ماده باید بالا باشد بطوری که بتواند حرارت را خیلی راحت جابجا کند. همچنین امکان بدست آوردن ، ساخت راحت ، هزینه نسبتا پایین و خطرناک نبودن از نظر شیمیایی از دیگر فایده‌های سوخت است. غلاف سوخت راکتور سوختهای هسته‌ای مستقیما در داخل راکتور قرار داده نمی‌شوند، بلکه همواره بصورت پوشیده شده مورد استفاده قرار می‌گیرند. پوشش یا غلاف سوخت ، کند کننده و یا خنک کننده از آن جدا می‌سازد. این امر از خوردگی سوخت محافظت کرده و از گسترش محصولات شکافت حاصل از سوخت پرتو دیده به محیط اطراف جلوگیری می‌کند. همچنین این غلاف می‌تواند پشتیبان ساختاری سوخت بوده و در انتقال حرارت به آن کمک کند. ماده غلاف همانند خود سوخت باید دارای خواص خوب حرارتی و مکانیکی بوده و از نظر شیمیایی نسبت به برهمکنش با سوخت و مواد محیط پایدار باشد. همچنین لازم است غلاف دارای سطح مقطع پایینی نسبت به بر همکنشهای هسته‌ای حاصل از نوترون بوده و در مقابل تشعشع مقاوم باشد. مواد کند کننده نوترون یک کند کننده ماده‌ای است که برای کند یا حرارتی کردن نوترونهای سریع بکار می‌رود. هسته‌هایی که دارای جرمی نزدیک به جرم نوترون هستند بهترین کند کننده می‌باشند. کند کننده برای آنکه بتواند در راکتور مورد استفاده قرار گیرد بایستی سطح مقطع جذبی پایینی نسبت به نوترون باشد. با توجه به خواص اشاره شده برای کند کننده ، چند ماده هستند که می‌توان از آنها استفاده کرد. ه ، بریلیوم و کربن چند نمونه از کند کننده‌ها می‌باشند. از آنجا که بریلیوم سمی است، این ماده خیلی کم به عنوان کند کننده در راکتور مورد استفاده قرار می‌گیرد. همچنین ایزوتوپهای هیدروژن ، به شکل آب و آب سنگین HYPERLINK "http://daneshnameh.roshd.ir/mavara/mavara-index.php?page=%D9%87%DB%8C%D8%AF%D8%B1%D9%88%DA%98%D9%86" \o "هیدروژن" و کربن ، به شکل گرافیت به عنوان مواد کند کننده استفاده می‌شوند. دروژن ، دوتریم خنک کننده‌ها گرمای حاصله از شکافت در محیط راکتور یا باید از سوخت زدوده شود و یا در نهایت این گرما بقدری زیاد شود که میله‌های سوخت را ذوب کند. حرارتی که از سوخت گرفته می‌شود ممکن است در راکتور قدرت برای تولید برق بکار رود. از ویژگیهایی که ماده خنک کننده باید داشته باشد، هدایت حرارتی آن است تا اینکه بتواند در انتقال حرارت مؤثر باشد. همچنین پایداری شیمیایی و سطح مقطع جذب پایین‌تر از نوترون دو خاصیت عمده ماده خنک کننده است. نکته دیگری که باید به آن اشاره شود این است که این ماده نباید در اثر واکنشهای گاما دهنده رادیواکتیو شوند. از مایعات و گازها به عنوان خنک کننده استفاده شده‌ است، مانند گازهای دی اکسید کربن و هلیوم. هلیوم ایده‌آل است ولی پر هزینه بوده و تهیه مقادیر زیاد آن مشکل است. خنک کننده‌های مایع شامل آب ، آب سنگین و فلزات مایع هستند. از آنجا که برای جلوگیری از جوشیدن آب فشار زیادی لازم است خنک کننده ایده‌آلی نیست. مواد کنترل کننده شکافت برای دستیابی به فرآیند شکافت کنترل شده و یا متوقف کردن یک سیستم شکافت پس از شروع ، لازم است که موادی قابل دسترس باشند که بتوانند نوترونهای اضافی را جذب کنند. مواد جاذب نوترون بر خلاف مواد دیگر مورد استفاده در محیط راکتور باید سطح مقطع جذب بالایی نسبت به نوترون داشته باشند. مواد زیادی وجود دارند که سطح مقطع جذب آنها نسبت به نوترون بالاست، ولی ماده مورد استفاده باید دارای چند خاصیت مکانیکی و شیمیایی باشد که برای این کار مفید واقع شود. انواع راکتورها راکتورها بر حسب نوع فرآیند شکافت به راکتورهای حرارتی ، ریع و میانی (واسطه) ، بر حسب مصرف سوخت به راکتورهای سوزاننده ، مبدل و زاینده ، بر حسب نوع سوخت به راکتورهای اورانیوم طبیعی ، راکتورهای اورانیوم غنی شده با 235U (راکتور مخلوطی Be) ، بر حسب خنک کننده به راکتورهای گاز (CO2مایع (آب ، فلز) ، بر حسب فاز سوخت کند کننده‌ها به راکتورهای همگن ، ناهمگن و بالاخره بر حسب کاربرد به راکتورهای قدرت ، تولید نوکلید و تحقیقاتی تقسیم می‌شوند. کاربردهای راکتورهای هسته‌ای راکتورها انواع مختلف دارند برخی از آنها در تحقیقات ، بعضی از آنها برای تولید رادیو ایزتوپهای پر انرژی برخی برای راندن کشتیها و برخی برای تولید برق بکار می‌روند. دوگروه اصلی راکتورهای هسته‌ای بر اساس تقسیم بندی کاربرد آنها. راکتورهای قدرت و راکتورهای تحقیقاتی هستند. راکتورهای قدرت مولد برق بوده و راکتورهای تحقیقاتی برای تحقیقات هسته‌ای پایه ، مطالعات کاربردی تجزیه‌ای و تولید ایزوتوپها مورد استفاده قرار می گیرند.