امروزه زندگی بدون استفاده از انرژی هسته‌ای امکانپذیر نیست

امروزه زندگی بدون استفاده از انرژی هسته‌ای امکانپذیر نیست 

منابع مولد پرتو کاربردهای فراوانی در علوم پزشکی، صنعت، کشاورزی و تحقیقات دارد، در عین حال همواره احتمال گم شدن، سرقت یا خارج شدن از کنترل مناسب این منابع وجود دارد که خطر صدمه دیدن افراد در تماس با آنها را در بر دارد؛ البته در کل، رخداد سوانح تشعشعی نادر است چنانچه بین سالهای 1944 تا 1999 تنها 405 مورد سانحه تشعشعی در جهان روی داده که منجر به مصدویت 3 هزار نفر و فوت 120 نفر شده است.

دکتر عبدالرضا پازوکی، معاون فرهنگی دانشگاه علوم پزشکی ایران، در سمینار آمادگی و پاسخ پزشکی در حوادث هسته‌ای که از سوی بسیج جامعه پزشکی و دانشگاه علوم پزشکی ایران برگزار شد، افزود: ضرورت آمادگی و پاسخ در حوادث هسته‌ای مربوط به برهه‌ای از زمان نیست البته ایجاد آمادگی در پزشکان و پیراپزشکان ضروری به نظر می‌رسد.

وی با بیان این‌که امروزه زندگی بدون استفاده از انرژی هسته‌ای امکانپذیر نیست، گفت: امروزه انرژی هسته‌ای در زمینه‌های مختلف پزشکی، موزه‌ها، شناسایی کوچکترین شکاف یا ناخالصی در مواد و موتور هواپیما و اتومبیل، پیشگیری از فساد زودرس محصولات کشاورزی و رشد گیاهان کاربرد دارد.

پازوکی خاطرنشان کرد:‌ قاره آفریقا با یک مرکز، کمترین و قاره آمریکای شمالی و اروپا بیشترین تعداد مراکز هسته‌ای را دارا هستند.

معاون فرهنگی دانشگاه علوم پزشکی ایران با بیان این‌که حوادث تروریستی کشورها را به عنوان قربانی تروریسم تهدید می‌کنند، خاطرنشان کرد: این تهدیدها از سوی آمریکا و انگلیس و تندروهای وهابی که گزارشاتی در زمینه دسترسی آنها به درجاتی از منابع هسته‌ای در دست است، وجود دارد.

وی یاد آور شد: متاسفانه با تبلیغات منفی حتی درمان و پرداختن به مصدومان حوادث هسته‌ای بسیار منفی نشان داده‌ شده است، درحالی که درمان این مصدومان با حداقل حفاظ از سوی پزشکان امکان‌پذیر است.

به گفته وی، مصدومان حوادث هسته‌ای در فاصله سالهای 1948 تا 2004 میلادی تنها 133 نفر بوده‌اند درحالی‌ که تنها به علت تصادفات جاده‌ای در ایران، 21 هزار نفر سالانه جان خود را از دست می‌دهند.

به گزارش ایسنا،‌ دکتر شهرام اخلاق پور، استاد دانشگاه نیز در سمینار «آمادگی و پاسخ پزشکی در حوادث هسته‌ای» اظهار کرد: پرتوهای یونیزه کننده، پرتوهایی هستند که موجب یونیزه کردن مواد می‌شوند و از آن جمله امواج x و گاما است و نوع دیگر پرتوها ماهیت ذره‌ای دارند که آلفا، بتا و نوترون هستند.

وی تصریح کرد: قدرت نفوذ پرتوها نیز متفاوت است چنانچه پرتو آلفا در برخورد با پوست انسان از آن نفوذ نمی‌کند ولی پترو بتا به راحتی عبور می‌کند و گاما حتی از دیواره بتنی هم عبور می‌کنند.

دکتر اخلاقی پور افزود: هم اکنون 50 درصد پرتوگیری‌ها که در بدن افراد صورت می‌گیرد، پرتو رادون و گاز از طریق مواد ساختمانی و زیرزمینی، 14 درصد نیز از طریق تجهیزات پزشکی و حدود همین میزان از طریق اشعه‌های کیهانی خارج از جو است و میزان بسیار ناچیز کمتر از 3 درصد از طریق انژری هسته‌ای صورت می‌گیرد.

این استاد دانشگاه با بیان این‌که میزان پرتوگیری پرسنل صنایع هسته‌ای با پرسنل هوایی برابری می‌کند، تأکید کرد:در کارگران معادن چندین برابر پرسنل صنایع هسته‌ای پرتوگیری انجام می‌گیرد، بنابراین پرتوگیری طبیعی به مراتب از سایت‌های تولید انرژی هسته‌ای بیشتر است؛ ولی به دلیل تبلیغات منفی با ایجاد یک نیروگاه هسته‌ای ساکنان مجاور آن منطقه معترض می‌شوند.

نظرات ( 0)

نوع مطلب :کاربرد های انرژی هسته ای ،

ارسال به

اقتصاد انرژی هسته ای

نویسنده: امیر حکیمی

پنجشنبه 15 تیر 1385

اقتصاد انرژی هسته ای

انرژی در جهان امروز یک عامل راهبردی است و اغلب کشورهای جهان به خصوص آنها که به دنبال اعمال اراده و قدرت خود بر دیگر کشورها می باشند از همین دریچه به مقوله انرژی می نگرند. همان طوری که این نگاه را می توانیم از زمان های گذشته یعنی دوران استعمار کهنه تا به امروز دنبال کنیم.
در این میان کشور ما ایران، علاوه بر اینکه دارای ذخایر ویژه و عمده ای از منابع انرژی بخصوص نفت و گاز می باشد، در منطقه ای از جهان واقع است که یکی از اصلی ترین منابع انرژی در سطح جهان به شمار می رود. بنابراین با توجه به اینکه مقوله انرژی برای کشورهای سلطه طلب، نقش موتور محرکه اقتصاد و تولید ملی و تعیین کننده جایگاه آنها در نظام سرمایه داری جهان را دارد و همچنین تضمین کننده منافع و امنیت ملی آنها است، برای کشور ما نیز چگونگی سامان دهی به سیاستهای بخش انرژی، نقش کلیدی در فرآیند تحولات سیاسی، اجتماعی و اقتصادی را داراست و لذا ضروری است که برای انرژی و بخصوص نفت و گاز و به دنبال اینها انرژی هسته ای، برنامه و استراتژی اندیشیده و متناسب با شرایط واقعی موجود داخلی و جهانی داشته باشیم.
نگرش استراتژیک دارای دو مشخصه میان رشته ای یا فرابخشی بودن (جامع بودن) و طولانی مدت بودن است، که در سایر نگرش ها اعم از نگرش اقتصادی و فنی صرف کمتر به آنها توجه می شود. در این نگرش منافع و مضرات بخش انرژی تنها در محدوده بخش مذکور مورد لحاظ قرار نمی گیرد بلکه در کل چارچوب نظام و با توجه به رعایت و حفظ امنیت ملی لحاظ می شود و منافع نظام اجتماعی را حداکثر و مضرات آن را به حداقل می رساند. البته باید توجه داشت که این نگرش لزوماً با نگرش های اقتصادی و فنی در تناقض نیست اما ممکن است سیاستهایی را بطلبد که از منظر اقتصادی صرف، غیراقتصادی انگاشته شود. در نگاه استراتژیک، بهینگی بلند مدت در سطح همه اجزاء نظام اجتماعی مورد توجه است، برعکس نگاه اقتصادی صرف که منافع کوتاه مدت و یک بعدی را در نظر می گیرد. این برنامه استراتژیک، باید از سویی با توجه به توانایی های واقعی همان بخش مورد نظر و از سوی دیگر در چارچوب استراتژیهای کلان کشور سامان پذیرد: یعنی در تعامل با سایر حوزه ها طراحی شود.
با توجه به مقدمه فوق باید اذعان داشت که دغدغه اصلی جهان عادت کرده به مصرف انرژی، در دو دهه آینده، تولید انرژی و ساخت نیروگاه اتمی به عنوان تنها راه خروج از بحران انرژی در دهه های آینده است. در این بین از آن جا که ساخت یک نیروگاه اتمی اغلب علوم و فنون را به کار می گیرد، این کاربری به مفهوم توسعه و پیشرفت در همه علوم و فنون است. از طرفی هم می توان ادعا کرد که نیروگاه برق اتمی، اقتصادی ترین نیروگاهی است که امروز در دنیا احداث می شود که دلایل آن در ادامه بحث خواهد آمد. دلایل دیگری هم برای استفاده از نیروگاه اتمی برای تولید برق وجود دارد که از مهم ترین آنها می توان به پاکیزه بودن این روش، عدم تولید گاز گلخانه ای و دیگر آلاینده های زیست محیطی اشاره کرد. سوخت های فسیلی مانند ذغال سنگ، مقدار قابل توجهی از انواع آلاینده ها همانند ترکیبات کربن و گوگرد را وارد محیط زیست می سازند که برای سلامت انسان زیانبار است. از سوی دیگر با توجه به افزایش مصرف برق و پایان پذیر بودن منابع سوخت فسیلی به نظر می رسد استفاده از انرژی هسته ای بهترین گزینه موجود باشد.
شاید هنوز افرادی هستند که ادعا می کنند با توجه به ذخایر نفت و گاز ایران، آیا ایران نیازی به انرژی هسته ای دارد یا خیر؟ پاسخ صحیح به این سؤال مستلزم مطالعه دقیق علمی است. این مطالعه به کمک یک سری نرم افزارهای خاص، هم در سازمان انرژی اتمی ایران و هم در دانشگاه صنعتی شریف انجام گرفته و این گونه نیست که براساس برداشت های عمومی و محدود گفته شود، مثلاً ما که این قدر گاز داریم چرا سراغ انرژی اتمی برویم؟ موضوع به این سادگی نیست، بلکه برای امکان سنجی و مطالعه همین موضوع تحت عنوان انرژی میکس یا ترکیب منابع انرژی نرم افزارهای بزرگ خاصی وجود دارد و این فرآیند تحت عنوان The merits of energy mix نام گذاری شده است؛ «یعنی فواید انرژی های ترکیبی». برهمین اساس هیچ کشوری سعی نمی کند از لحاظ استراتژیک، انرژی مورد نیازش را فقط از یک منبع تأمین کند، ولو آنکه در آن کشور به فراوانی یافت شود. مثلاً اگر در کشوری منابع آبی زیاد است، به این سمت نمی رود که انرژی برق خودش را فقط از آب تأمین کند، اما اینکه باید چه سهمی به انرژی میکس اختصاص داده شود نیاز به محاسباتی دارد که باید انجام شود. در ایران هم این محاسبات، سال های سال صورت گرفته و چیز جدیدی نیست. برای انجام این محاسبات باید پارامترهای متعددی در نظر گرفته شود که اکثر آنها متغیر است. مثلاً قیمت گاز طبیعی قیمتی متغیر است. و الان که نقش زیادی در سوخت جهانی ندارد، قیمت چندانی هم ندارد، اما گفته می شود در ۱۵ سال آینده، سهم قابل توجهی از سوخت را به خود اختصاص خواهد داد و مسلماً قیمت سوخت در آن شرایط با الان بسیار متفاوت خواهد بود؛ ضمن اینکه اگر همین الان این محاسبات انجام شود و ما تصمیم بگیریم مثلاً ۷۰۰۰ مگاوات برق از انرژی هسته ای تأمین کنیم، حتی اگر این کار به صورت فاینانس انجام شود دست کم ۱۲ سال طول خواهد کشید و این هم خود یک متغیر است. به هر حال یکی از سخت ترین کارها در پروژه های داخلی و خارجی همین بحث فاینانسینگ است. با ذکر چند پارامتر مؤثر در مورد ضرورت نیروگاه هسته ای از لحاظ اقتصادی می توان بحث را روشن تر نمود، البته همه پارامترها را باید به نرم افزار داد تا در مورد صرفه اقتصادی آن نظر بدهد.
نخستین درس در اقتصاد انرژی در مورد Energy mix این است که فرق بین انرژی هسته ای و انرژی های کلاسیک، در سرمایه گذاری اولیه بالا و هزینه های پایین راهبری و تعمیرات است. به عنوان مثال یک نیروگاه ۱۰۰۰ مگاواتی فسیلی؛ به۱۰ میلیون بشکه نفت یا معادل انرژی آن از سوخت های فسیلی دیگر مثل گاز در طول یک سال نیاز دارد. با در نظر گرفتن قیمت اوپک که بین ۲۲ دلار و ۲۸ دلار و خارج کردن هزینه های استخراج که حدود ۲ دلار است، قیمت پایه نفت حدوداً بشکه ای ۲۴ دلار خواهد شد وبرای یک نیروگاه ۱۰۰۰ مگاوات الکتریکی چیزی حدود۲۴۰ میلیون دلار در سال خواهد شد. در مورد گاز در حد ۲ میلیارد فوت مکعب در سال خواهد شد. البته گاز بحث دیگری است، چون قیمت آن بسیار متغیر است. چیزی که فعلاً می توان با اطمینان بیشتر در مورد آن صحبت کرد، نفت است که با در نظر گرفتن۲۴۰ میلیون دلار قیمت سوخت و۶۰ میلیون دلار هزینه تعمیرات و نگهداری، در مجموع حدوداً ۳۰۰ میلیون دلار هزینه راهبری یک نیروگاه فسیلی ۱۰۰۰ مگاواتی در سال می شود. در شرایط عادی هزینه ساخت یک نیروگاه فسیلی، بسیار پاپین خواهد بود؛ یعنی عددی بین ۴۰۰ تا ۷۰۰ میلیون دلار برای یک نیروگاه ۱۰۰۰ مگاواتی. اما اگر قیمت ترجیحی در نظر گرفته شود، هزینه از این هم کمتر خواهد شد. ولی در شرایط غیرعادی سیاسی با خارج، این هزینه افزایش می یابد. این مبلغ در ساخت نیروگاه هسته ای بسیار بالاتر است. هزینه نصب هر مگاوات آن حدود ۱۵۰۰ تا ۲۵۰۰ دلار است، چون هزینه هایی مانند برچیدن نیروگاه هم در نظر گرفته می شود و به اصطلاح قیمت سرشکن گفته می شود. یعنی در واقع هزینه ساخت یک نیروگاه هسته ای ۱۰۰۰ مگاواتی ۵/۱ تا ۵/۲ میلیارد دلار خواهد بود. اما سوخت هسته ای مورد نیاز یک نیروگاه هسته ای ۱۰۰۰ مگاواتی، حدوداً۳۰ تن اورانیوم غنی شده در سال است که هزینه آن در شرایط سیاسی و اقتصادی مناسب، ۱۰ میلیون دلار و در بدترین شرایط ۲۵ میلیون دلار می باشد. با توجه به محاسبات فوق، در بدبینانه ترین شرایط یعنی اگر قیمت نفت بشکه ای ۲۴ دلار فرض شود، هزینه سوخت مورد نیاز یک نیروگاه هسته ای، ۱۰ درصد هزینه سوخت یک نیروگاه فسیلی مشابه است که با احتساب ۵۰ سال عمر یک نیروگاه اتمی، تفاوت این هزینه به قیمت های امروز، بیش از۱۰ میلیارد دلار خواهد شد که اختلاف حدود یک و نیم میلیارد دلاری در هزینه ساخت آنها را کاملاً پوشش می دهد. بنابراین، این نظر که نیروگاههای هسته ای در مقایسه با نیروگاههای فسیلی توجیه اقتصادی ندارد، درست نیست. اما بحث دوم، به قرارداد کیوتو مربوط می شود، که متأسفانه آمریکایی ها زیر بار آن نرفته اند. این قرارداد مربوط به تولید گازهای گلخانه ای در جهان بوده که روال طبیعی جهان را از لحاظ زیست محیطی به هم ریخته است.
در همین شرایط ایران ۳۰ هزار مگاوات نیروگاه دارد و در ده سال آینده، احتمالاً به۶۰ هزار مگاوات خواهد رسید. بالا رفتن حجم تولید گازهای گلخانه ای، هزینه های اجتماعی خاصی را ایجاد می کند که بالطبع باید جلوی تولید گازهای گلخانه ای را در نیروگاههای فسیلی گرفت، یا به اصطلاح، هزینه زیادی را برای Scrape (۱) اختصاص داد. حداقل هزینه ای که پیش بینی می شود حدوداً ۲۵ درصد کل هزینه تمام شده برق تولیدی است، اما برق هسته ای این هزینه را ندارد و فقط زباله های اتمی در اثر آن تولید می شود. اگر سالی ۳۰ تن سوخت مصرف شود و۵۰ سال عمر برای نیروگاه در نظر گرفته شود، چیزی حدوداً ۱۵۰۰ تن زباله اتمی در عرض۵۰ سال تولید می شود که بعد از تفکیک و فشرده سازی آن، بیش از چند تن زباله باقی نخواهد ماند (البته با حجم کم). این زباله ها باید در جاهای خاص حفاظت شده قرار بگیرند تا محیط زیست را آلوده نکنند. مانند زیرزمین و جاهایی که آب از آن عبور نکند. بعضی کشورها مثل روسیه زباله های اتمی دیگران را می گیرند و آن را با هزینه نسبتاً پایین دفع می کنند. پس از لحاظ زیست محیطی هم نیروگاه هسته ای بر نیروگاه فسیلی اولویت اقتصادی خواهد داشت. اما موضوع سوم، جنبه تکنولوژیک قضیه است که بسیار مهم است. بشر به سمتی می رود که یک انرژی لایزال پیدا کند (حتی اورانیوم هم لایزال نیست). دنیا به فکر گداخت (Fusion) (۲) است، یعنی انرژی لایزال و پاک. ایران نیز از این قاعده مستثنی نیست. علم و تکنولوژی و فن آوری، مراحلی دارد که باید حتماً گذرانده شود. تکنولوژی و فن آوری هم به همین صورت است، پروسه ای است که باید گذرانده شود. دنیا به هر حال در آینده از شکافت- تولید انرژی با شکافت هسته ای- یعنی همین انرژی هسته ای پا را فراتر خواهد گذاشت و به دنبال گداخت- تولید انرژی با هم جوشی هسته ای- خواهد رفت. تکنولوژی گداخت ممکن است تا۳۰ سال دیگر صنعتی شود. اگر کشور ما با گداخت دست و پنجه نرم نکند و نیرو تربیت نکند و در یک کلام به بلوغ و فناوری و تکنولوژی این مرحله نرسد، نمی تواند از آن عبور کند و وقتی گداخت وارد عرصه صنعت می شود، باز دوباره جزو کشورهای عقب مانده خواهیم بود.
در حال حاضر روسیه ۸ میلیون بشکه نفت در روز تولید و حدود ۵ میلیون از آن را صادر می کند. ۳۰ نیروگاه هسته ای دارد و به سرعت هم به نیروگاههای خود اضافه می کند، در حالی که اولین کشور در ذخایر گازی است و جمعیت آن هم تنها کمی بیشتر از دو برابر ماست. فرض شود، تولید نفت روسیه با ایران برابر باشد، چرا با اینکه ذخایر گازی این کشور از ایران بیشتر است، باز به دنبال انرژی هسته ای است؟ مگر صرفه اقتصادی دارد؟ در مورد مکزیک چطور؟
در این شرایط آمریکا هم ۱۰۵ نیروگاه هسته ای دارد، لذا فقط معیارهای اقتصادی هم مطرح نیست و معیارهای مختلف فن آوری تأثیر گذار خواهد بود. در واقع تکنولوژی هسته ای، میعاد گاه تکنولوژی های دیگر است. مثل صنعت خودرو که اگر در یک کشور رونق خوبی داشته باشد، تقریباً بخش عمده ای از تکنولوژی را جلو می برد، چرا که بیشتر علوم و تکنولوژی ها مثل مکانیک، شیمی، مواد، برق و... در آن است. به همین صورت اگر صنعت هسته ای کشور هم رشد معنادار، واقعی و همه جانبه داشته باشد، با توجه به اینکه بالاترین محدودیت ها و استانداردهای مهندسی در آن وجود دارد، صنعت کشور در سطح بالایی رشد خواهد کرد.
صنعت غنی سازی هم عمر کمی ندارد و دست کم ۴۰ سال است که این کار شروع شده است. مثلاً سانتریفوژ حدوداً ۴۰ سال پیش توسط استادی به نام زیپر آلمانی طراحی شد. اما سانتریفوژ امروز با آن سانتریفوژ در حالی که اصول یکسانی دارند، تفاوت هایی هم دارند. حال اگر کشوری بتواند یک دستگاه سانتریفوژ بسازد، در واقع آن کشور در عرصه تکنولوژی یک گام جلو افتاده است. چون در غنی سازی اورانیوم جهت استفاده در راکتورهای هسته ای از علوم مختلف مهندسی، مکانیک، شیمی و... با نهایت دقت و قدرت استفاده می شود. به طور کلی تعریف جدید مهندسی براساس میزان دقت است و کشوری پیشرفته نامیده می شود که میزان خطای مهندسی آن کم باشد.
لذا برای رسیدن به استقلال واقعی، باید به سمت تولید فن آوری و علم رفت. البته این روند بالطبع هزینه دارد. همه جای دنیا هم، این گونه است. به هر حال هزینه رسیدن به تکنولوژی هسته ای با این همه عظمت، کار و فعالیت همه جانبه متخصصین ایرانی و استفاده از تجربه کشورهای دارنده این صنعت را طلب می کند. 

اتاقک یونیزاسیون

اتاقک یونیزاسیون نوعی شمارشگر یا آشکارساز گازی است که اساس کار آن تبدیل افت پتانسیل ایجاد شده در اثر یونش ، به یک پالس الکتریکی است که دامنه این پالس متناسب است با تعداد یونهای تولیدی است که آن هم متناسب می‌شود با انرژی تابش هسته‌ای که وارد آشکارساز شده است.

دید کلی

کارکرد بسیاری از آشکارسازهای تابش هسته‌ای مبتنی بر استفاده از یک میدان الکتریکی برای جداسازی و شمارش یونهای (یا الکترونهای) تشکیل شده در اثر عبور تابش از آشکارساز است. این نوع از آشکارسازها را آشکارسازهای گازی می‌گویند. اتاقک یونیزاسیون یا شمارنده یونیزاسیون از این نوع است.

ساختار یک اتاقک یونیزاسیون

اتاقک یونیزاسیون را می‌توانیم به صورت یک خازن با صفحات موازی تلقی کنیم که ناحیه بین صفحات آن را گازی که معمولا هواست، پر کرده است. میدان الکتریکی در این ناحیه مانع از ترکیب مجدد یونها و الکترونها می‌شود و برای درک بهتر وضعیت درون اتاقک باید گفت در حالی که ابری از الکترونها به سوی صفحه متصل به پتانسیل مثبت رانده می‌شود، یونهای مثبت به طرف صفحه دیگر خازن سوق داده می‌شود.برای ورود دسته پرتوها به داخل اتاقک ، روی بدنه جانبی اتاقک سوراخی تعبیه شده است و برای اینکه پرتوهای ورودی بتوانند بدون برخورد به مانعی (بجز هوا) از اتاقک خارج بشوند، در مقابل همین سوراخ ، روی بدنه مقابل ، سوراخ وسیع‌تری ایجاد شده است.

طرز کار اتاقک یونیزاسیون

هنگامی که پرتوها از سوراخ اول وارد و از سوراخ دوم خارج می‌شوند، در محدوده طول مسیر خود ، حجم مشخصی از هوای درون اتاقک را یونیزه می‌کنند. الکترونها و یونهای تولید شده تحت تاثیر میدان الکتریکی هر کدام به سمت صفحات مخالف حرکت می‌کنند تا به آن برسند. با اندازه گیری مقدار بار الکتریکی که به یکی از صفحات رسیده است و با دانستن مقدار حجم هوایی که در آن یون سازی صورت گرفته، می‌توان به کمیت پرتو پی برد. برای اندازه گیری دقیق مقدار پرتوها با این وسیله نکات مهم زیر رعایت می‌گردد:

1. ابعاد اتاقک طوری انتخاب می‌شود که پرتوهای یونساز تمام انرژی خودشان را درون اتاقک از دست بدهند و به همین دلیل ابعاد اتاقک تابع انرژی پرتوهاست.
2. با گذاردن مانع کافی در سر راه پرتوها ، بجز آنچه از سوراخ تعبیه شده وارد اتاقک می‌شود، از ورود بقیه پرتوها جلوگیری می‌شود.
3. سعی می‌شود که بین دو صفحه فلزی و بخصوص در محدوده‌ای که یونها جمع‌آوری و اندازه گیری می‌شوند، شدت میدان الکتریکی یکنواخت باشد و به همین سبب است که یکی از صفحات جاذب یونها به سه قسمت تقسیم می‌شود و فقط یونهایی که در محوطه میانی اتاقک تولید می‌شوند، جمع‌آوری و اندازه گیری می‌شوند.
4. با دخالت دادن ضریبی که مربوط به تاثیر درجه حرارت و فشار در حجم هوای مورد تابش است، نتایج حاصل از اندازه گیریها تصحیح می‌گردد.

تقسیم‌بندی اتاقک یونیزاسیون

کنتورهای یونیزاسیون یا به صورت نوع مجموعه‌ای و یا نوع پالسی بکار می‌روند. میزان تخلیه الکتریکی الکترودها با ثابت زمانی سیستم تعیین می‌شود. اگر ثابت زمانی طوری تنظیم گردد که خیلی بزرگتر از زمان جمع‌آوری یونها باشد، تخلیه در مقایسه با زمان جمع‌آوری آهسته خواهد بود. در این حالت سقوط پتانسیل اندازه گیری شده در هر لحظه کلا متناسب با یونهای جمع‌آوری شده تا آن لحظه است. به عبارت دیگر ، این سقوط پتانسیل متناسب با انرژی جذب شده بوسیله شمارنده تا آن لحظه می‌باشد. یک شمارنده که در این شرایط کار کند، شمارنده نوع مجموعه‌ای است.اگر ثابت زمانی فقط کمی بزرگتر از زمان جمع‌آوری یونها باشد، در این صورت هر تابش یک پالس ایجاد می‌کند، یعنی یک تغییر پتانسیل در طول زمانی کوتاه بوجود می‌آید. در این حالت شمارنده ، یک آشکارساز پالسی می‌باشد. در حالت کلی سه نوع شمارنده یونیزاسیون داریم: اتاقک یونیزاسیون با دیواره هوا ، دزیمتری جیبی و شمارنده‌های یونیزاسیون از نوع پالسی. 

اتاقک یونیزاسیون با دیواره هوا

یک اتاقک یونیزاسیون با دیواره هوا مانند شمارنده گازی وسیله‌ای مناسب برای تعیین مقدار دز یک ماده رادیواکتیو است. الکترودهای محافظ حجم شمارنده را معین می‌کنند. حجم حساس بنا به فرض باید با دیواره هوایی محدود گردد، فرض می‌شود که کاهش تابش ذره‌ای از حجم حساس با یونیزاسیون ایجاد شده در دیواره‌های هوا جبران شود، در این شمارنده دیواری وجود ندارد که مانع اشعه شود، بنابراین ، چون حجم حساس هوا معلوم است، می‌توانیم مستقیما کل یونیزاسیون ایجاد شده در یک حجم کاملا معین هوا را بدست آوریم.

دزیمتری جیبی

یکی از موارد استفاده زیاد اتاقک یونیزاسیون ، دزیمتری جیبی است. این وسیله از یک اتاقک یونیزاسیون با مکانیزم کامل تعیین بار تشکیل می‌شود. دو رشته پوشیده از فلز یکی ثابت و دیگری قابل حرکت ، به یک الکترود سیلندری متصل می‌باشند. الکترود دیگر غلاف دزیمتری است. این دو الکترود بوسیله یک نارسانا به هم اتصال دارند، تا بدین وسیله نشت بار کاهش یابد. الکترودها توسط یک چشمه اختلاف پتانسیل الکتریکی تا مقدار ماکزیمم باز می‌شوند. بدین معنی که انحراف رشته به محلی که در سیستم نشان دهنده درجه صفر است، برسد.وقتی که اشعه از داخل دزیمتر بگذرد، یونهای ایجاد شده به الکترودها می‌رسند و پتانسیل آنها را کاهش می‌دهند. این وضع باعث کاهش انحراف می‌شود و در نتیجه آن رشته در جایی قرار می‌گیرد که عدد بزرگتر از صفر را نشان می‌دهد.

شمارنده یونیزاسیون از نوع پالسی

شمارنده‌های از نوع پالس را که در ناحیه یونیزاسیون کار می‌کنند، می‌توان برای اسپکتروسکوپی ذرات یونیزه کننده بکار برد. این وسایل دارای قدرت تفکیک انرژی زیاد هستند.  

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. 

سالیابی هسته‌ای

 

دید کلی

پدیده فروپاشی رادیواکتیو بطور گسترده برای تعیین فواصل زمانی در تاریخ موجودات زنده ، آبهای طبیعی ، سیستم‌های صخره‌ای شهاب‌ها و تکامل منظومه شمسی مورد استفاده قرار گرفته است. فروپاشی رادیو نوکلئد یک سنجش بسیار دقیق است که مدت زمان آن در اثر تغییرات شکل شیمیایی ، دما ، فشار یا دیگر پدیده‌های فیزیکی طبیعی تغییر نمی‌کند.ثابت فروپاشی و لذا نیمه عمر رادیو نوکلید ، تنها برای چند رادیو نوکلید ، معدود که از طریق جذب الکترون فروپاشی می‌کنند ، با شکل شیمیایی تغییر می‌یابد. چنانچه در یک زمانی در گذشته t₀ مقدار یک رادیو نوکلید موجود N₀ بوده و بعد از یک مدت زمان ، t₁ مقدار رادیو نوکلید باقی مانده N₁ باشد ، قانون فروپاشی زیر در آن بکار خواهد رفت:

N₁=N₀-eλ(t₀-t₁ )

که در آن λ ثابت فروپاشی برای رادیو نوکلید مادر است. این معادله همچنین می‌تواند برای فواصل فروپاشی (t₀-t₁) بصورت زیر حل می‌گردد:

t₀-t₁= (1/λ)Ln(N₀/N₁)
چنانچه مقادیر رادیو نوکلید در هر دو زمان و ثابت فروپاشی λ معلوم باشد ، فواصل زمانیt₀ - t₁ می‌تواند محاسبه گردد. چنانچه t₁ زمان حال (t₁=0) باشد ، واضح است که N₁ می‌تواند مستقیما در نمونه‌ای قابل دسترس اندازه گیری شود. مساله در اینجا دانستن مقدار رادیو نوکلید N₀ در زمان قبل t₀ است. دو روش تعیین N₀ به تعریف دو نوع اساسی روش‌های سالیابی هسته‌ای کمک می‌کند: ساعت فروپاشی تعادلی و ساعت انباشتگی.

ساعت فروپاشی تعادلی

این ساعت را می‌توان مشابه سیستمی‌در نظر گرفت که در آن در یک سطل معلق در یک سطح تعادل نگهداری می‌شود ، چرا که آب از دست رفته از سطل در اثر نشست ، بوسیله همان میزان آب از طریق یک شیر در زمان مورد نظر جایگزین می‌گردد. این مقدار تعادل مشابه مقدار یک رادیو نوکلید ، N₀ در t₀ بحث شده در بالاست.چنانچه شیر بسته شود و آب ورودی قطع گردد، مقدار آب در سطل با زمان کاهش می‌یابد. در این توضیح ساده ، چنانچه سرعت نشست R معلوم باشد ، زمان t یعنی زمان بسته شدن شیر تا زمان اندازه گیری مجدد آب در سطل ، بوسیله رابطه زیر داده می‌شود:

)مقدار آب باقی مانده – مقدار آب تعادل( t=1/R

در یک رادیو نوکلید طبیعی ، چنانچه موازنه بین سرعت تولید و سرعت فروپاشی آن با برداشتن نمونه از محیطی که در آن تولید انجام می‌شود ، پایان یابد با مقدار رادیو نوکلید ، و لذا اکتیویته آن بر طبق قانون فروپاشی هسته‌ای ساده با زمان شروع به کاهش می‌نماید. در فروپاشی رادیو نوکلید میزان نشست بستگی به نیمه عمر رادیو نوکلید و تعداد اتمهای رادیو نوکلید حاضر داشته و معادله اساس فروپاشی ..... برای محاسبه t بکار می‌رود. که در آن A₀ اکتیویته نمونه در زمان T₀ و A اکتیویته در زمانهای بعدی است.سالیابی بوسیله کربن اکتیو و سالیابی بوسیله تریتیم ، مثالهای از ساعت فروپاشی تعادلی هستند. در این موارد مقادیر در حال تعادل اکتیویته مخصوص 14C و 13H برای کربن و هیدروژن موجود در اتمسفر بدلیل برهمکنش‌های اشعه کیهانی یا اتمسفر ثابت می‌مانند. تعادل زمانی پایان می‌پذیرد که نمونه حاوی کربن (در یک سیستم زنده) یا هیدروژن (معمولا در آب) در تماس تعادلی با اتمسفر جدا شود. برای سیستمهای زنده ، ورودی 14C با مرگ خاتمه پیدا می‌کند. برای 3H در شکل آب اتمسفری‌ها ورودی زمانی پایان می‌پذیرد که آب با چاه عمیق وارد شده یا در بطری قرار گیرد. (مثلا برای شراب) و تبادل اتمسفری نتواند رخ دهد.

ساعت انباشتگی

چنانچه در زمان t₀ ، مقدار آب در سطل پایینی صفر یا حداقل یک مقدار معلوم باشد ، مقدار افزوده شده آب به سطل پایینی در یک مدت زمان بعدی ، t₁ ، تابعی از زمان نشت سطل بالایی است. بنابراین رابطه زیر می‌تواند برای تعیین زمان از هنگام قرار گرفتن آب در سطل بالایی و شروع نشست بکار رود:
)واحدزمان/سرعت نشت(ml) )/(انباشته شدن در سطل پایینتر تصحیح شده برای مقدارml(t₀) )= زمان نشت:: بطور مشابه ، در یک سیستم فروپاشی رادیو نوکلید ، انباشته شدن عبارت است از مقدار محصولات اختر تشکیل شده ، و سرعت نشت بستگی به مقدار مادر رادیو نوکلید حاضر در زمان t₀ و ثابت فروپاشی (یا t_1/2) برای رادیو نوکلید دارد. مقدار رادیو نوکلید مادر (N₀) حاضر در زمان t₀ براحتی از مجموع اتم‌های محصولات فروپاشی تشکیل شده و اتم‌های باقی مانده در زمان t₀ تعیین می‌گردد.در یک سیستم طبیعی ، مقدار رادیو نوکلید مادر (N₁) به اضافه مقدار محصولات اختر موجود در حال حاضر (t=0) تنها زمانی می‌تواند برای تعیین N₀ ، مقدار رادیو نوکلید مادر در t₀ ، بکار رود که سیستم از نظر شیمیایی بسته باشد ، یک سیستم بسته شیمیایی سیستمی است که در آن مهاجرتی از رادیو نوکلید مادر یا دخترهای آن در مدت زمان آزمایش به داخل یا خارج انجام نگیرد.در یک صخره ، سیستم شیمیایی غالبا برای اجزا غیر فرار در زمانی که صخره از یک حالت ذوبی به حالت جامد تبدیل می‌شود ، برای اجزا فرا زمانی که سرد شدن به نقطه‌ای می‌رسد که دیگر گازی به بیرون راه ندارد ، بسته است. در این جا لازم است درصد‌های انشعاب در شمای فروپاشی در نظر گرفته شوند ، چرا که کلیه فروپاشی‌های مادر منجر به نوکلید دختر مخصوص مورد اندازه گیری نمی‌شود. به یاد داشته باشید که نیمه عمر یک رادیو نوکلید که λ را تعیین می‌کند متناسب با غیبت رادیو نوکلید مادر است ، نه ظهور یک نوکلید دختر خاص در حالیکه چندین مسیر فروپاشی برای آن مقدور می‌باشد.در ساعت انباشتگی ، مقادیر نوکلید دختر محصول موجود در زمان t₀ باید از مقدار اندازه گیری شده در زمان t₁ کسر گردد، تا تنها مقدار تولید شده در فروپاشی رادیو اکتیو برای دوره مورد نظر محاسبه بکار رود. نسبتهای ایزوتوپی در عنصر "جمع کننده" دختر می‌توانند با یک اسپکترومتر جرمی اندازه گیری شوند. احتمال دارد که حداقل یکی از این ایزوتوپ‌ها بوسیله فرآیندهای فروپاشی رادیو اکتیو طبیعی تولید نشود. از سیستماتیک‌های سنتز هسته‌ای ، یا بوسیله تجزیه فازهای معینی از سنگ‌های آسمانی قدیمی که اساسا حاوی رادیو نوکلید مادر نیستند ، می‌توان یک نسبت اصلی برای ایزوتوپ‌های عنصر محصول تخمین زد. سپس این نسبت می‌تواند برای تصحیح مقدار مشاهده شده نوکلید محصول برای مقدار اصلی موجود در زمان t₀ بکار رود.