مقاله برق هسته

لینک دانلود و خرید پایین توضیحات

فرمت فایل word  و قابل ویرایش و پرینت

تعداد صفحات: 5

برق هسته ای

مقدمه

از مهمترین منابع استفاده صلح آمیز از انرژی اتمی ، ساخت راکتورهای هسته‌ای جهت تولید برق می‌باشد. راکتور هسته‌ای وسیله‌ای است که در آن فرآیند شکافت هسته‌ای بصورت کنترل شده انجام می‌گیرد. در طی این فرآیند انرژی زیاد آزاد می‌گردد به نحوی که مثلا در اثر شکافت نیم کیلوگرم اورانیوم انرژی معادل بیش از 1500 تن زغال سنگ بدست می‌آید. هم اکنون در سراسر جهان ، راکتورهای متعددی در حال کار وجود دارند که بسیاری از آنها برای تولید قدرت و به منظور تبدیل آن به انرژی الکتریکی ، پاره‌ای برای راندن کشتیها و زیردریائیها ، برخی برای تولید رادیو ایزوتوپوپها و تحقیقات علمی و گونه‌هایی نیز برای مقاصد آزمایشی و آموزشی مورد استفاده قرار می‌گیرند. در راکتورهای هسته‌ای که برای نیروگاههای اتمی طراحی شده‌اند (راکتورهای قدرت) ، اتمهای اورانیوم و پلوتونیم توسط نوترونها شکافته می‌شوند و انرژی آزاد شده گرمای لازم را برای تولید بخار ایجاد کرده و بخار حاصله برای چرخاندن توربینهای مولد برق بکار گرفته می‌شوند.

تاریخچه

به لحاظ تاریخی اولین راکتور اتمی در آمریکا بوسیله شرکت "وستینگهاوس" و به منظور استفاده در زیر دریائیها ساخته شد. ساخت این راکتور پایه اصلی و استخوان بندی تکنولوژی فعلی نیروگاههای اتمی PWR را تشکیل داد. سپس شرکت جنرال الکتریک موفق به ساخت راکتورهایی از نوع BWR گردید. اما اولین راکتوری که اختصاصا جهت تولید برق طراحی شده ، توسط شوروی و در ژوئن 1954در "آبنینسک" نزدیک مسکو احداث گردید که بیشتر جنبه نمایشی داشت. تولید الکتریسیته از راکتورهای اتمی در مقیاس صنعتی در سال 1956 در انگلستان آغاز گردید.تا سال 1965 روند ساخت نیروگاههای اتمی از رشد محدودی برخوردار بود، اما طی دو دهه 1966 تا 1985 جهش زیادی در ساخت نیروگاههای اتمی بوجود آمده است. این جهش طی سالهای 1972 تا 1976 که بطور متوسط هر سال 30 نیروگاه شروع به ساخت می‌کردند بسیار زیاد و قابل توجه است. یک دلیل آن شوک نفتی اوایل دهه 1970 می‌باشد که کشورهای مختلف را بر آن داشت تا جهت تأمین انرژی مورد نیاز خود بطور زاید الوصفی به انرژی هسته‌ای روی آورند. پس از دوره جهش فوق یعنی از سال 1986 تا کنون روند ساخت نیروگاهها به شدت کاهش یافته ، بطوریکه بطور متوسط سالیانه 4 راکتور اتمی شروع به ساخت می‌شوند.

سهم برق هسته‌ای در تولید برق کشورها

کشورهای مختلف در تولید برق هسته‌ای روند گوناگونی داشته‌اند. به عنوان مثال کشور انگلستان که تا سال 1965 پیشرو در ساخت نیروگاه اتمی بود، پس از آن تاریخ ، ساخت نیروگاه اتمی در این کشور کاهش یافت، اما برعکس در آمریکا به اوج خود رسید. کشور آمریکا که تا اواخر دهه 1960 تنها 17 نیروگاه اتمی داشت، در طول دهه های 1970و 1980 بیش از 90 نیروگاه اتمی دیگر ساخت. این مسئله نشان دهنده افزایش شدید تقاضای انرژی در آمریکاست. هزینه تولید برق هسته‌ای در مقایسه با تولید برق از منابع دیگر انرژی در آمریکا کاملا قابل رقابت می‌باشد.هم اکنون فرانسه با داشتن سهم 75 درصدی برق هسته‌ای از کل تولید برق خود در صدر کشورهای جهان قرار دارد. پس از آن به ترتیب لیتوانی (73 درصد) ، بلژیک (57 درصد) ، بلغارستان و اسلواکی (47 درصد) و سوئد (48.6 درصد) می‌باشند. آمریکا نیز حدود 20 درصد از تولید برق خود را به برق هسته‌ای اختصاص داده است. گرچه ساخت نیروگاههای هسته‌ای و تولید برق هسته‌ای در جهان از رشد انفجاری اواخر دهه 1960 تا اواسط 1980 برخوردار نیست، اما کشورهای مختلف همچنان درصدد تأمین انرژی مورد نیاز خود از طریق انرژی هسته‌ای می‌باشند.طبق پیش بینیهای به عمل آمده روند استفاده از برق هسته‌ای تا دهه‌های آینده همچنان روند صعودی خواهد داشت. در این زمینه ، منطقه آسیا و اروپای شرقی به ترتیب مناطق اصلی جهان در ساخت نیروگاه هسته‌ای خواهند بود. در این راستا ، ژاپن با ساخت نیروگاههای اتمی با ظرفیت بیش از 25000 مگا وات در صدر کشورها قرار دارد. پس از آن چین ، کره جنوبی ، قزاقستان ، رومانی ، هند و روسیه جای دارند. استفاده از انرژی هسته‌ای در کشورهای کاندا ، آرژانتین ، فرانسه ، آلمان ، آفریقای جنوبی ، سوئیس و آمریکا تقریبا روند ثابتی را طی دو دهه آینده طی خواهد کرد.

دیدگاههای اقتصادی و زیست محیطی برق هسته‌ای

جمهوری اسلامی ایران در فرآیند توسعه پایدار خود به تکنولوژی هسته‌ای چه از لحاظ تأمین نیرو و ایجاد جایگزینی مناسب در عرصه انرژی و چه از نظر دیگر بهره برداریهای صلح آمیز آن در زمینه‌های صنعت ، کشاورزی ، پزشکی و خدمات نیاز مبرم دارد که تحقق این رسالت مهم به عهده سازمان انرژی اتمی ایران می‌باشد. بدیهی است در زمینه کاربرد انرژی هسته‌ای به منظور تأمین قسمتی از برق مورد نیاز کشور قیود و فاکتورهای بسیار مهمی از جمله مسایل اقتصادی و زیست محیطی مطرح می‌گردند.

چشم انداز

سایر دیدگاههای اقتصادی در مورد آینده انرژی هسته‌ای حاکی از آن است که براساس تحلیل سطح تقاضا و منابع عرضه انرژی در جهان ، توجه به توسعه تکنولوژیهای موجود و حقایقی نظیر روند تهی شدن منابع فسیلی در دهه های آینده، مزیتهای زیست محیطی انرژی اتمی و همچنین استناد به آمار و عملکرد اقتصادی و ضریب بالای ایمنی نیروگاههای هسته ای، مضرات کمتر چرخه سوخت هسته ای نسبت به سایر گزینه های سوخت و پیشرفتهای حاصله در زمینه نیروگاههای زاینده و مهار انرژی گداخت هسته ای در طول نیم قرن آینده، بدون تردید انرژی هسته ای یکی از حاملهای قابل دسترس و مطمئن انرژی جهان در هزاره سوم میلادی به شمار می‌رود.در این راستا شورای جهانی انرژی تا سال 2020 میلادی میزان افزایش عرضه انرژی هسته‌ای را نسبت به سطح فعلی حدود 2 برابر پیش بینی می‌نماید. با توجه به شرایط موجود چنانچه از لحاظ اقتصادی هزینه‌های فرصتی فروش نفت و گاز را با قیمتهای متعارف بین المللی در محاسبات هزینه تولید (قیمت تمام شده) برای هر کیلووات برق تولیدی منظور نمائیم و همچنین تورم و افزایش احتمالی قیمتهای این حاملها (بویژه طی مدت اخیر) را براساس روند تدریجی به اتمام رسیدن منابع ذخایر نفت و گاز جهانی مد نظر قرار دهیم، یقینا در بین گزینه‌های انرژی موجود در جمهوری اسلامی ایران ، استفاده از حامل انرژی هسته‌ای نزدیکترین فاصله ممکن را با قیمت تمام شده برق در نیروگاههای فسیلی خواهد داشت.

مقاله چرخه سوخت هسته ای چیست

لینک دانلود و خرید پایین توضیحات

فرمت فایل word  و قابل ویرایش و پرینت

تعداد صفحات: 3

چرخه سوخت هسته ای چیست؟اورانیومی که از زمین استخراج می شود، بلافاصله قابل استفاده در نیروگاههای تولید انرژی نیست. برای آنکه بتوان بیشترین بازده را از اورانیوم به دست آورد، فرآیندهای مختلفی روی سنگ معدن اورانیوم صورت می گیرد تا غلظت ایزوتوپ u-235 که قابل شکافت است، افزایش یابد.چرخه سوخت اورانیوم نسبت به سوخت های رایج دیگر، از جمله ذغال سنگ، نفت و گاز طبیعی، به مراتب پیچیده تر و متمایزتر است. چرخه سوخت اورانیوم را چرخه سوخت هسته ای نیز می گویند. چرخه سوخت هسته ای از دو بخش انتهای جلویی و انتهای عقبی ( front end , Back end ) تشکیل شده است. انتهای جلویی چرخه، مراحلی است که منجر به آماده سازی اورانیوم به عنوان سوخت رآکتور هسته ای می شود و شامل استخراج از معدن، آسیاب کردن، تبدیل، غنی سازی و تولید سوخت است.

اکتشاف و استخراجذخایر طبیعی اورانیوم، سنگ معدن اورانیوم است که براساس مقدار قابل استحصال از معدن محاسبه می شود. با تکنیک ها و روش های زمین شناسی، معدن اورانیوم شناسایی می شود و نمونه هایی از سنگ معدن به آزمایشگاه فرستاده می شود. در آنجا، محلولی از سنگ معدن تهیه می کنند و اورانیوم ته نشین شده را مورد بررسی قرار می دهند تا بفهمند چه مقدار اورانیوم را می توان از آن معدن استخراج کرد و چقدر هزینه می برد.اورانیوم موجود در طبیعت معمولاً از دو ایزوتوپ u-235 و u-238 تشکیل می شود که فراوانی آنها به ترتیب 71/0 درصد و 28/99 درصد است.هنگامی که معدن شناسایی شد، به سه روش می توان اورانیوم را استخراج کرد: استخراج از سطح زمین، استخراج ازمعادن زیرزمینی و تصفیه در معدن. دو روش نخست همانند دیگر روش های استخراج فلزات هستند، ولی در روش سوم که در ایالات متحده استفاده می شود، سنگ معدن در خود معدن تصفیه می شود و اورانیوم بدست می آید. سنگ معدن اورانیوم معمولا از اکسید اورانیوم (u3o8) تشکیل شده است و غلظت آن در سنگ معدن بین 05/0 تا 3/0 درصد تغییر می کند.البته این تنها منبع اورانیوم نیست. اورانیوم در برخی معادن فسفات با منشأ دریایی نیز وجود دارد که البته فراوانی بسیار کمی دارد، به طوری که حداکثر به 200 ذره در میلیون ذره می رسد. از آنجایی که این معادن فسفات مقادیر انبوهی تولید دارند، می توان اورانیوم را با قیمت معولی استحصال کرد.

آسیاب کردنپس از استخراج سنگ معدن، تکه سنگ ها به آسیاب فرستاده می شود تا خوب خرد شده، خرده سنگ هایی که با ابعاد یکسان تولید شود. اورانیوم توسط اسید سولفوریک از دیگر اتم ها جدا می شود، محلول غنی شده از اورانیوم تصفیه می شود و خشک می شود. محصول به دست آمده، کنستانتره جامد اورانیوم است که کیک زرد نامیده می شود.

تبدیل کیک زرد جامد است، ولی مرحله بعد ( غنی سازی ) از تکنولوژی بخصوصی بهره می برد که نیازمند حالت گازی است. بنابراین کنستانتره اکسید اورانیوم جامد طی فرآیندی شیمیایی به هگزافلورایداورانیوم ( UF6 ) تبدیل می شود. UF6 در دمای اتاق جامد است، ولی در دمایی نه چندان بالا به گاز تبدیل می شود.

غنی سازی برای ادامه یک واکنش زنجیره هسته ای در قلب یک رآکتور آب سبک، غلظت طبیعی اورانیوم 235 بسیار اندک است. برای آنکه UF6 به دست آمده در مرحله تبدیل، به عنوان سوخت هسته ای مورد استفاده قرار گیرد، باید ایزوتوپ قابل شکافت آن را غنی کرد. البته سطح غنی سازی بسته به کاربرد سوخت هسته ای متفاوت است. برای یک رآکتور آب سبک، سوختی با 5 درصد اورانیوم 235 مورد نیاز است؛ در حالی که در یک بمب اتمی، سوخت هسته ای باید حداقل 90 درصد غنی شده باشد. غنی سازی با استفاده از یک یا چند روش جداسازی ایزوتوپ های سنگین و سبک صورت می گیرد. در حال حاضر، دو روش رایج برای غنی سازی اورانیوم وجود دارد که عبارتند از انتشار گاز و سنتریفوژ گاز.در روش انتشار گازی ( دیفیوژن )، گاز طبیعی UF6 با فشار بالا از یک سری سدهای انتشاری عبور می کند. این سدها که غشاهای نیمه تراوا هستند، اتمهای سبک تر را با سرعت بیشتری عبور می دهند، در نتیجه UF6235 سریع تر از UF6238 عبور می کند. با تکرار این فرآیند در مراحل مختلف گازی نهایی به دست می آید که غلظت u235 بیشتری دارد. مهم ترین عیب این روش این است که جداسازی ایزوتوپ های سبک در هر مرحله نرخ نسبتاً پایینی دارد، لذا برای رسیدن به سطح غنی سازی مطلوب باید این فرآیند را به دفعات زیادی تکرار کرد که این، خود نیازمند امکانات زیاد و مصرف بالای انرژی الکتریکی است و به دنبال آن هزینه عملیات نیز بسیار افزایش خواهد یافت.در روش سانتریفور گاز، گاز UF6 طبیعی را به مخزن هایی استوایی تزریق می کنند و گاز را با سرعت بسیار زیادی می چرخانند. نیروی گریز از مرکز موجب می شود UF6235 که اندکی از UF6238 سبک تر است، از مولکول سنگین تر جدا شود.این فرآیند در مجموعه ای از مخزن ها صورت می گیرد و در نهایت، اورانیوم با سطح غنی شده مطلوب به دست می آید. هر چند روش سنتریفوژ گازی نیازمند تجهیزات گرانقیمتی است، هزینه انرژی آن نسبت به روش قبلی کمتر است. امروز فناوری های غنی سازی جدیدی نیز توسعه یافته است، که همگی بر پایه استفاده از لیزر پیشرفت کرده اند. این روش ها که روش جداسازی ایزوتوپ با لیزر بخار اتمی (AVLIS) و جداسازی ایزوتوپ با لیزر مولکولی (MLIS) نام دارند، می توانند مواد خام بیشتری رادر هر مرحله غنی کنند و سطح غنی سازی آنها نیز بالاتر است.

ساخت میله های سوختتولید میله سوخت، آخرین مرحله انتهای جلویی در چرخه سوخت هسته ای است. اورانیوم غنی شده که هنوز به شکل UF6 است، باید به پودر دی اکسید اورانیوم (UO2) تبدیل شود تا به عنوان سوخت هسته ای قابل استفاده باشد، پودر UO2 سپس فشرده می شود و به شکل قرص در می آید. قرص های در معرض حرارت با دمای بالا قرار می گیرند تا به قرص های سرامیکی تبدیل شوند. پس از طی چند فرآیند فیزیکی، قرص هایی سرامیکی با ابعاد یکسان حاصل می شود. حال، متناسب با طراحی رآکتور و نوع سوخت مورد نیاز، این قرص های کوچک را در دسته دسته کرده و در لوله ای بخصوص قرار می دهند. این لوله از آلیاژ بخصوصی ساخته شده است که در برابر خوردگی بسیار مقاوم است و در عین حال از رسانایی حرارتی بسیار بالایی برخوردار است. حال میله سوخت آماده شده است و برای استفاده در رآکتور به نیروگاه فرستاده می شود.

انتهای عقبی چرخه سوخت هسته ای: مدیریت زباله های هسته ایدر نیروگاه هسته ای هم مثل دیگر فعالیت های بشری، ضایعاتی تولید می شود که به دلیل حساسیت مضاعف زباله های رادیواکتیو، مدیریت زمان ضایعات باید تحت قوانین و محدودیت های خاصی صورت بگیرد. در هر هشت مگاوات ساعت انرژی الکتریکی تولید شده در نیروگاه هسته ای، 30 گرم زباله رادیواکتیو به وجود می آید. برای تولید همین مقدار برق با استفاده از زغال سنگ پر کیفیت، هشت هزار کیلوگرم دی اکسید کربن تولید می شود که در دما و فشار جو، 3 استخر المپیک را پر می کند. می بینید حجم زباله های رادیواکتیو بسیار کمتر است، ولی خطر آنها به مراتب بیشتر است و مراقبت از آنها به مراتب بیشتر است و مراقبت از آنها ضرورتی تر و دشوارتر. زباله های رادیواکتیو براساس مقدار و نوع ماده رادیواکتیو به 3 گروه تقسیم می شوند:

الف- سطح پایین: لباس حفاظتی، لوازم، تجهیزات و فیلترهایی که حاوی مواد رادیواکتیو با عمر کوتاه هستند. این ها نیازی به پوشش حفاظتی ندارند و معمولاً فشرده شده یا آتش زده می شوند و در چاله های کم عمق دفن شده و انبار می شوند.

ب- سطح متوسط: رزین ها، پس مانده های شیمیایی، پوشش میله سوخت و مواد نیروگاههای برق هسته ای جزو زباله های سطح متوسط طبقه بندی می شوند. اینها عموما عمر کوتاهی دارند، ولی نیاز به پوشش محافظ دارند. این زباله ها را می توان درون بتون قرار داد و در مخزن زباله ها گذاشت.

ج- سطح بالا: همان سوخت مصرف شده راکتورها است و نیاز به پوشش حفاظتی و سردسازی دارند. مراحل مدیریت این ضایعات عبارتند از:

انبارداری موقتیسوخت مصرف شده که از رآکتور خارج می شود، بسیار داغ و رادیواکتیو است و تشعشع و یونهای فراوانی را می تاباند. از این رو باید هم آن را سرد کرد و هم از تابیدن پرتوهای رادیواکتیو آن به محیط جلوگیری کرد. در کتار هر رآکتور، استخرهایی برای انبار کردن سوخت مصف شده وجود دارد. این استخرها، مخزن هایی بتونی مسلح به لایه های فولاد زنگ نزن هستند که 8 متر عمق دارند و پر از آب هستند. آب هم میله های سوخت مصرف شده را خنک می کند و هم به عنوان پوششی حفاظتی در برابر تابش رادیواکتیو عمل می کند. به مرور زمان، شدت گرما و تابش رادیواکتیو کاهش می یابد، به طوری که پس از چهل سال، به یک هزارم مقدار اولیه ( زمانی که از رآکتور خارج شده بود ) می رسد.

بازفرآوری انبارنهایی3 درصد سوخت مصرف شده در یک رآکتور آب سبک را ضایعات بسیار خطرناک رادیواکتیو است. این مواد را می توان با روش های شیمیایی از یکدیگر جدا کرد و اگر شرایط اقتصادی و قوانین حقوقی اجازه دهد، می توان سوخت مصرف شده را برای تهیه سوخت هسته ای جدید بازیافت کرد.کارخانه هایی در فرانسه و انگلستان وجود دارند که مرحله بازفرآوری سوخت نیروگاههای کشورهای اروپای و ژاپن را انجام می دهند. البته این کار در ایالات متحده ممنوع است.رایج ترین شیوه بازفرآوری، purex نام دارد که مخفف عبارت جداسازی اورانیوم و پلوتونیوم است. ابتدا میله های سوختی را از یکدیگر جدا می کنند و در اسید نیتریک حل می کنند؛ سپس با استفاده از مخلوطی از فسفات تری بوتیل و یک حلال هیدرو کربن، اورانیوم و پلوتونیوم مصرف نشده را جدا می کنند و به عنوان سوخت جدید به مراحل تهیه سوخت می فرستند. ضایعات هسته ای سطح بالا را پس از جدا سازی، حرارت می دهند تا به پودر تبدیل شود. پس از فرآیند که آهی کردن خوانده می شود، پودر را به شیشه مخلوط می کنند تا ضایعات را در محفظه ای محبوس کنند. این فرآیند شیشه سازی نام دارد. شیشه مایع برای ذخیره سازی درون محفظه هایی از جنس فولاد ضد زنگ قرار می گیرند و این محفظه ها را در منطقه ای پایدار ( از نظر جغرافیایی ) انبار می کنند. پس از یک هزار سال، شدت تابش های رادیواکتیو ضایعات هسته ای به مقدار طبیعی کاهش پیدا می کند. این نقطه تا به امروز، انتهای چرخه سوخت هسته ای است.

کاربرد غیر نظامی فناوری هسته ای 30 ص

لینک دانلود و خرید پایین توضیحات

فرمت فایل word  و قابل ویرایش و پرینت

تعداد صفحات: 29

کاربرد رادیو ایزوتوپ ها ( عناصر رادیواکتیو ) در پزشکی

در پزشکی کاربرد رادیو ایزوتوپ ها ( اتم های یک عنصر را که عدد اتمی یکسان و عدد جرمی متفاوت دارند ، ایزوتوپ های آن عنصر می نامند ــــ بارهای مثبت که همان تعداد پروتون ها می باشند را عدد اتمی و مجموع تعداد پروتون ها و نوترون های هسته یک اتم را عدد جرمی آن می گویند ) در سه زمینه متمرکز است که عبارتند از تشخیص ، درمان و تحقیق

به عنوان مثال P ( با عدد جرمی 32 یک گسیلنده بتا با نیمه عمر 3/14 روز ) برای درمان یک نوع بیماری خونی ( Polycythema ) به کار می رود . این عنصر پس از تغذیه توسط بیـــمار ، در مغز استخوان جمع می شود و تولید سلولهای قرمز خون را کند می کند و به این ترتیب در درمان برخی بیماری های خونی موثر است.

PU ( با عدد جرمی 238 ) در ساخت تنظیم کننده قلب ( گام ساز Pacemaker ) در صنعت پزشکی کاربرد دارد. در یک قلب سالم انقباض قلب با یک پالس الکتروشیمیایی شروع می شود . انقباض از گره سینوس ( Sinus Node ) نزدیک به قسمت فوقانی قلب شروع می شود و به طرف پایین گسترش می یابد. در بعضی اشخاص به دلایل مختلف ، قلب به طور همزمان با پالس گره سینوس نمی زند و به همین علت یک تنظیم کننده قلب یا گام ساز که در زیر پوست کار گذارده می شود ، قلب را تحریک می کند.

برای درمان بعضی از سرطان ها AU ( با عدد جرمی 198 یک گسیلنده گاما با نیمه عمر 7 / 2 روز ) را به طور فیزیکی در داخل سلول های بیمار کار می گذارند . اشعه گاما سلول ها را از بین می برد و به تدریج فعالیت این طلای پرتوزا به یک سطح قابل چشم پوشی می رسد.

کاربرد ردیاب ها نیز در اکثر موارد بسیار حائز اهمیـت است . مثلا مقدار کمـــــی از NaCl شامـــــل Na ( با عدد جرمی 24 و نیمه عمر 15 ساعت ) به داخل خون تزریق می شود . با تعقیب انباشت پرتوزایی با یک شمارشگر گایگر ، گردش خون را می توان زیر نظر گرفت . اگر مانعی سر راه جریان وجود داشته باشد ، ممکن است اکتیویته شدیدا در محل مانع کاهش یابد و به این وسیله می توان محل دقیق آن را تعیین کرد.

Tc ( با عدد جرمی 99 و عدد اتمی 43 یک گسیلنده بتا ) و Ga ( با عدد جرمی 67 و عدد اتمی 31 ) برای آشکار سازی بعضی از انواع غده های مغزی به کار رفته اند .عناصر پرتوزا بعضی از انواع غده ها را از نظر جذب ترجیح می دهند و جذب آنها می شوند . با ردیابی این جذب از خارج ، محل و نوع غده را اکثرا می توان تشخیص داد.

رادیوداروها و چشمه های رادیواکتیو برای پزشکی هسته ای

سودمندترین رادیو ایزوتوپها در پزشکی هسته ای رادیوایزوتوپهای تابش کننده گاما می باشند ،زیرا پرتوهای تابش شده از این مواد در درون بدن را می توان از بیرون بدن به سادگی تشخیص داد.

اندازه های کاربردی مواد رادیواکتیو در روشهای تشخیص از دید جرم بسیار اندک است - نزدیک به میکروگرم - بگونه ایکه این مواد بر روند کارهای فیزیولوژیک بدن اثری ندارند.

رادیوایزوتوپها بیشتر به گونه ترکیبی ، وارد بدن می شوند. ترکیب های یاد شده مولکولهای نشاندار هستند. یک مولکول نشاندار مولکولی است که یک یا چند اتم آن رادیواکتیو باشد.

ترکیبات رادیواکتیو، داروهای رادیواکتیو یا رادیوداروها باید از استانداردهای ویژه خالص بودن شیمیایی و دارویی برخوردار باشد. بیشتر رادیوداروهای پزشکی هسته ای از شرکتهای بازرگانی دارویی که چگونگی ویژگیهای رادیوداروها را کنترل می کنند خریداری می شوند. تنها کاری که پزشک یا کاربر باید انجام دهد بکارگیری جدولی برای تعیین اندازه دگرگون شده این رادیوداروها از زمان آخرین اندازه گیری اکتیویته آنهاست.

برای نشاندار کردن مولکولها شماری از رادیوایزوتوپها بکار برده می شود. این رادیوایزوتوپها بیشتر تابش کننده های گاما و دارای ویژگیهای گوناگون فیزیکی هستند. نمونه این رادیوایزوتوپها رادیوایزوتوپهای 53I , 43Tc , 79Au , 15P , 31Ga و 000 می باشند که به راههای گوناگون تهیه می شوند.

البته باید یادآوری کرد که رادیوایزوتوپهای مناسبی از عنصرهای کلیدی هیدروژن و اکسیژن و کربن وجود ندارد، ولی امروزه با به کارگیری شتابنده هایی مانند سیکلوترون در بیمارستانهای پیشرفته ،برخی از سختی های کار از میان برداشته شده است. برای نمونه رادیوایزوتوپهایی را - در جایگاه مصرف - تولید می کنند که نیم عمر چند دقیقه ای دارند .نمونه این رادیوایزوتوپها Ga , Fe , F , O می باشد. O با نیم عمر دو دقیقه ای به سرعت جذب بدن می شود و در همین زمان کوتاه می توان بررسیهای دقیق فیزیولوژیک انجام داد. شماری از رادیوایزوتوپهای کاربردی در پزشکی از ژنراتورهایی بدست می آیند که درباره آنها بیشتر گفتگو خواهد شد.

رادیوایزوتوپهای مورد استفاده در کارهای تشخیصی باید تابش کننده گاما بوده - گاهی پوزیترون بکار می رود - و نیم عمر مناسب کارتشخیصی را داشته باشند.

از با ارزش ترین رادیوایزوتوپها در کار تشخیص ، Tc است که شمار فراوانی از ترکیب های شیمیایی کاربردی را با آن نشاندار می کنند. تکنسیم بصورت پرتکنتات سدیم ( NaTco12 ) برای نشاندار کردن بکار می رود. درتهیه این مولکولها در

ویژگیهای هسته اتمی

لینک دانلود و خرید پایین توضیحات

فرمت فایل word  و قابل ویرایش و پرینت

تعداد صفحات: 16

ویژگیهای هسته های اتمی :

دردوران پیش ازکشف نوترون ، فیزیک دانان هستـــه اتمـــی را شامــل الکتـــرون ها

وپروتون هاتصور می کردند 0 این شکل ازنمایش ، تناقض های زیادی راپیش می کشید و تلاش هابرای آفرینش نظریه ساختمان هسته ای ، همگی با ناکامی روبرو می شدند 0 به محض کشف نوترون دربرخوردهای هسته ای ، بلافاصله این ایده سربلند کرد که هسته اتمی شامل پروتون ونوترون است 0 نخستین بار ، د 0 د0 ایوانکو ، دانشمند شوروی این فرضیه راپیش کشید 0

ازهمان ابتداء روشن بود که جرم نوترون برابرجرم پروتون نباشد ، بسیار به آن نزدیک است 0 این امر ، بلافاصله ، تعبیرواضحی ازاختلافات موجود بین ایزوتوپ های همان ویکی عنصرراپیش کشید 0

همان گونه که خواهیم دید ، به هرایزوتوپ می توان دوعددرانسبت داد ، یکی عددترتیبی درجدول تناوبی عنصرها ، Z است که برابربا تعداد پروتون درهسته است 0 عددترتیبـــــی ( یاعدد اتمی که ترتیب اتم هارادرجدول تناوبی نشان می دهد ) 0 شمارالکترون های مربوط به اتم راتعیین می کند 0 هرگاه چنین باشد ، دراین صورت روشن است که عدداتمی باید مسئول رفتارشیمیایی عنصرها باشد ( به این دلیل که واکنش های شیمیایی شامل هسته ها نمی شوند ) 0

حال ، عددجرمی برابر مجموع تعدادنوترون هاوپروتون هااست 0 بنابراین ایزوتوپ های همان ویکی عنصرازنظرتعدادنوترون هادرهسته با هم فرق دارند 0

آزمایش های بسیاردقیق ، خصیصه های هردوذره که هسته اتمی راتشکیل می دهند ،

24-

راروشن کرده است 0 جرم پروتون برابر 10 *6726/1 گرم است که 1836 مرتبه پــرجـــرم

ترازالکترون است 0 پروتون دارای اسپین ---- است 0 ممان مغناطیسی نــوترون مخــالف

2

23-

اسپین است و برابر 10*966/0 واحد درسیستم سانتی متر – گرم – ثانیه است 0

اسپین وممان مغناطیسی هسته های اتمی به روش های گوناگون مورد بررسی قرار میگیرنـد

از طیف نگاری اپتیکی ، طیف نگاری رادیویی ،بررسی های انحراف ستون ذره هادر میدان مغناطیسی ناهمگن استفاده می شود 0 اصول کلی این روش ها در کتاب ســوم ایـن ســری

" الکترون " ، و دربخش های پیشین کتاب فعلی بحث شده است 0 ما دراین جا صرفا" به ارائه واقعیت های بنیادی بسنده می کنیم که درچند دهه گذشته گروه بزرگی ازفیزیک دانان به آن دست یافتند 0

بیش ازهرچیز ، من میل دارم تاکید کنم که قانون های فیزیک کوانتمی مربوط به ممان ممونتم ( یاگشتاورزاویه ای ) درمورد تمام ذره هاصدق پیدا می کند 0 بنابراین درموردهسته اتمی ، می توان فرمولی به قرارزیربرای گشتاورزاویه نوشت :

در این جا ، کمیت - ، ثابت پلانک است که درهمه فرمول های فیزیک کوانتمی با آن روبرو می شویم 0

معمولا" ، اسپین همان پارامتر h است ونه این بیان ، نظریه به صراحت می گویدوآزمایش به

1 3

طورنمایانی نشان می دهد که اسپین هر ذره باید معادل 0 ، ----- ، 1 ، ----- و الی آخر

2 2

باشد 0

بامروری برجدول مقداراسپین هسته های گوناگون ( که به یاری آزمایش های گوناگونی به دست آمده است ) 0 شماری نظام های جالب را می یابیم 0 بیش از هرچیز ، درهسته ای به تعداد زوج پروتون ها ونوترون ها ، اسپین هسته معادل صفر است .

تعداد نوکلئون ها ( یعنی ذره های هسته ای ) که مضربی از چهاراست ، ظاهرا نقش بسیاربزرگی ایفاء می کند 0 دربسیاری موردها ( بااین وجود که نه درهمه موردها) ، اسپین هسته اتمی رامی توان از قرارزیر به دست آورد :

1 نزدیکترین عدد مضرب 4 به عدد جرمی A رابیرون بکشید ، اختلاف را در --- ضرب کنید

2 1

برای مثال درلیتیم با عددجرمی 6 ، اسپین برابر ---- * 2 = 1 است ، درلیتیم – 7 آن برابر

2

3 3

----- و در بورون – 10 آن برابر 1 است ودربورون – 11 آن برابر ----- است 0

2 2

قانون بیش ازهرچیزی ، بدیهی است : هسته هایی با عدد جرمی – A زوج دارای اسپین با عددکامل ( صحیح ) هستند یا اسپین آن ها صفر است 0 هسته هایی باعددجرمی A فـــرد

1

دارای اسپین معادل با مضرب ---- هستند 0

2

اصل استثناء ( خروج ) پولی را هم درمورد پروتون ها وهم نوترون ها هسته می توان به کارگرفت 0 دو ذره مانندهم تنها می توانند به شرطی همان سطح انرژی را اشغال کنند ( در همان سطح باقی بمانند ) که اسپین ها آنها مخالف هم باشد 0 از آن جا که نوترون و پروتون ذره های متفاوتی هستند ، یک سطح می تواند دوپروتون و دونوترون را درخود جاد هد 0 درایـن گروه فشرده بااسپین صفر ما اتم هلیم را استنباط می کنیم ( که همان ذره آلفا باشد )

حضور اسپین به معنی حضورممان مغناطیسی است 0 همان گونه که می دانیم رابطه ای ازتناسب مستقیم بین مومنتم مکانیکی ( گشتاور ) L و ممان مغناطیسی M وجود دارد 0 دراین جا ، ممان مغناطیسی می تواند موافق یامخالف اسپین باشد 0 ممان ( عزم ) مغناطیسی

23-

پروتون برابر 10 * 41/1 واحد درسیستم سانتی متر- گرم – ثانیه است 0 جرم نوترون تاحــد

24- 1

ناچیزی از جرم پروتون بیش تر است 0 یعنی برابر 10 * 6749/1 گرم 0 نوترون ، اسپین ----

2

دارد 0

بوسون ها وفرمیون ها BOSONS FERMIONS

ما به کرات تاکید کرده ایم که یک سطح انرژی تنها می تواند دوذره با اسپینهای مخالف رادرخود جادهد، زمان آن فرارسیده است که گفته شود ، این اصل ( اصل استثناء پولی ) تنهادرمورد یک طبقه ازذره ها صدق پیدا می کند 0 آن هـا رافرمیــون می نامنــد 0 فرمیون هاعبارتنداز الکترون ، پروتون و نوترون و همچنین همه سایرذره هاکه ازتعداد فردیومیون ها تشکیل شده اند 0 طبقه دومی از ذره ها بــه نام بوســون وجـوددارد 0 بوسون هاعبارتند از فوتون شماری ازذره های بنیادی کوتاه عمر ( مانند، مثلا" پی – مزون ) و ( مهم تراز همه ) همه ذره هایی که شامل تعداد زوج فرمیون ها هستند 0

نیروگاه هسته ای

لینک دانلود و خرید پایین توضیحات

فرمت فایل word  و قابل ویرایش و پرینت

تعداد صفحات: 6

نیروگاه هسته ای

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.

دید کلی

طی سالهای گذشته اغلب کشورها به استفاده از این نوع انرژی هسته‌ای تمایل داشتند و حتی دولت ایران 15 ‏نیروگاه اتمی به کشورهای آمریکا ، فرانسه و آلمان سفارش داده بود. ولی خوشبختانه بعد از وقوع دو حادثه ‏مهمتری میل آیلند (Three Mile Island) در 28 مارس 1979 و فاجعه چرنوبیل (Tchernobyl) در روسیه ‏در 26 آوریل 1986، نظر افکار عمومی نسبت به کاربرد اتم برای تولید انرژی تغییر کرد و ترس و وحشت از ‏جنگ اتمی و به خصوص امکان تهیه بمب اتمی در جهان سوم، کشورهای غربی را موقتا مجبور به تجدید نظر در ‏برنامه‌های اتمی خود کرد.

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.

نیروگاه حرارتی جهت تولید انرژی الکتریکی بکار می‌رود که در عمل پره‌های توربین بخار توسط فشار زیاد بخار آب ، به حرکت در آمده و ژنراتور را که با توربین کوپل شده است، به چرخش در می‌آورد. در نتیجه ژنراتور انرژی الکتریکی تولید می‌کند. نیروگاه حرارتی به مقدار زیادی آب نیاز دارد. در نتیجه در محلهایی که آب به فراوانی یافت می‌شود، ترجیحا از این نوع نیروگاه استفاده می‌شود. چون انرژی الکتریکی را به روشهای دیگری ، مثل انرژی آب در پشت سدها (توربین آبی) ، انرژی باد (توربین بادی) ، انرژی سوخت (توربین گازی) و انرژی اتمی هم می‌توان تهیه کرد. سوخت نیروگاه حرارتی شامل ، فروت و یا گازوئیل طبیعی است.