|
เครื่องปฏิกรณ์ของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์มากกว่า 470 แห่ง ที่กำลังเดินเครื่องอยู่ในปัจจุบัน หรืออยู่ระหว่างการก่อสร้าง ต้องใช้ยูเรเนียมเสริมสมรรถนะ (enriched) ด้วยไอโซโทปยูเรเนียม -235 (U-235) เป็นเชื้อเพลิง กระบวนการเสริมสมรรถนะ (enrichment) ที่ใช้กันในเชิงพาณิชย์มี 2 วิธี โดยออสเตรเลียกำลังพัฒนาวิธีการ laser excitation ยูเรเนียมที่พบในธรรมชาติประกอบด้วย 2 ไอโซโทปหลัก คือ U-235 และ U-238 โดย U-235 เป็นไอโซโทปหลักที่เป็นวัสดุที่เกิดฟิชชันได้หรือฟิชไซส์ (fissile) ในธาตุยูเรเนียม การผลิตพลังงานขอเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ ได้มาจากการแตกตัวของอะตอมหรือทำให้เกิดปฏิกิริยาฟิชชัน (fission) ของ U-235 กระบวนการนี้ให้พลังงานออกมาในรูปของความร้อน ยูเรเนียมธรรมชาติมีไอโซโทป U-235 อยู่ 0.7% อีก 99.3% ส่วนใหญ่เป็นไอโซโทป U-238 ซึ่งไม่ได้เกิดกระบวนการฟิชชันได้โดยตรง แต่กลายเป็นพลูโตเนียม (plutonium) ซึ่งเป็นไอโซโทปฟิชไซส์หรือเกิดฟิชชันได้ ยูเรเนียม -235 และยูเรเนียม -238 มีคุณสมบัติทางเคมีเหมือนกัน แต่มีคุณสมบัติทางฟิสิกส์ โดยเฉพาะมวลที่แตกต่างกัน นิวเคลียสของ U-235 ประกอบด้วย 92 โปรตอน กับ 143 นิวตรอน ทำให้มีมวลอะตอม 235 หน่วย ส่วนนิวเคลียสของ U-238 มี 92 โปรตอน แต่มี 146 นิวตรอน ซึ่งมากกว่า U-235 อยู่ 3 นิวตรอน จึงมีมวลอะตอม 238 หน่วย มวลที่แตกต่างกันของ U-235 กับ U-238 ทำให้แยกไอโซโทปทั้งสองชนิดจากกันได้ และสามารถเสริมสมรรถนะ (enrich) หรือเพิ่มความเข้มข้นของไอโซโทป U-235 ได้ กระบวนการเสริมสมรรถนะ (enrichment) ในปัจจุบันใช้หลักการของความแตกต่างระหว่างมวลของไอโซโทปทั้งสอง เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์บางชนิด เช่น เครื่องปฏิกรณ์แบบของแคนาดาหรือ Candu และเครื่องปฏิกรณ์แบบ Magnox ของอังกฤษ ใช้ยูเรเนียมธรรมชาติเป็นเชื้อเพลิง แต่ส่วนใหญ่แล้วเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ในปัจจุบันซึ่งเป็นแบบ Light Water Reactors หรือ LWRs ใช้ยูเรเนียมเสริมสมรรถนะ (enriched uranium) ซึ่งมีสัดส่วนของไอโซโทป U-235 จาก 0.7% เพิ่มขึ้นเป็น 3% – 5% ( ยูเรเนียมที่ใช้ทำอาวุธนิวเคลียร์ ต้องเสริมสมรรถนะด้วยอุปกรณ์ที่ออกแบบเป็นพิเศษ ให้มีไอโซโทปของ U-235 อย่างน้อย 90%) |
|||||||||||||||||||||||||||
|
|||||||||||||||||||||||||||
|
การเปลี่ยนรูป (CONVERSION) แร่ยูเรเนียมที่ได้จากเหมืองจะอยู่ในรูปออกไซด์ที่เสถียร เช่น U3O8 แร่เหล่านี้ยังมีสารอื่นเจือปนอยู่ ก่อนที่จะเข้าสู่กระบวนการเสริมสมรรถนะ จึงต้องทำให้มีความบริสุทธิ์มากขึ้นโดยสกัดและเปลี่ยนรูปให้เป็นสารประกอบ uranium hexafluoride (UF6) หรือเรียกว่า hex โรงงานแปรรูปนี้ มีการผลิตในเชิงพาณิชย์อยู่ในประเทศ USA , Canada , France , UK และ Russia หลังจากการสกัดในขั้นต้นจะได้ออกมาในรูป uranyl nitrate และ uranium trioxide ซึ่งจะถูกรีดิวซ์โดยการเผา (kiln) ด้วยไฮโดรเจนทำให้ได้ uranium dioxide (UO2) จากนั้นจึงทำให้ปฏิกิริยาโดยการเผากับ hydrogen fluoride (HF) ทำให้ได้ uranium tetrafluoride (UF4) เมื่อ tetrafluoride ซึ่งเป็นของเหลวทำปฏิกิริยากับแก๊สฟลูออรีน (fluorine) จะได้ UF6 แต่ละขั้นตอนจะมีการกำจัดสารเจือปนออกไป ทำให้ได้สารประกอบที่มความบริสุทธิ์มากขึ้น แต่ในบางกรณีอาจจะใช้ wet process โดยการทำ UF4 จากปฏิกิริยาของ UO2 กับ HF ที่เป็นของเหลว UF6 ที่มีความชื้นจะกัดกร่อนได้สูง เมื่อให้ความร้อนจะกลายเป็นแก๊สจึงเหมาะสำหรับกระบวนการเสริมสมรรถนะ และจะกลับเป็นขอเหลวเมื่อลดอุณหภูมิลง ของเหลวจะถูส่งไปตามท่อเหล็กผนังหนาที่ออกแบบเป็นพิเศษ มีน้ำหนักมากกว่า 15 ตันเมื่อมีสารประกอบอยู่เต็ม เมื่อทำให้เย็นลง UF6 ที่เป็นของเหลวในท่อจะกลายเป็นของแข็งในรูปของผลึกสีขาว การเลือกที่ตั้งโรงงาน ผลกระทบสิ่งแวดล้อมและการจัดการความปลอดภัยของโรงงานแปรรูปต้องอยู่ภายใต้การควบคุม เพื่อไม่ให้ได้รับผลจากกระบวนการทางเคมีของโรงงาน การเสริมสมรรถนะ (ENRICHMENT) กระบวนการเสริมสมรรถนะยูเรเนียมในห้องปฏิบัติการสามารถทำได้หลายวิธี แต่มีเพียง 2 วิธีที่มีการใช้กันมากในระดับของการผลิตในเชิงพาณิชย์ ได้แก่ กระบวนการแพร่แก๊ส (gaseous diffusion process) และกระบวนการหมุนเหวี่ยง (centrifuge process) ในกระบวนการทั้งสองนี้ แก๊ส UF6 จะถูกป้อนเข้าไป โมเลกุลของแก๊ส UF6 ที่มี U-235 ประมาณ 1% ของยูเรเนียมจะถูกแยกออกเนื่องจากความแตกต่างของมวล ซึ่งเป็นหลักการที่ใช้ในทั้สองวิธีนี้ โรงงานเสริมสมรรถนะ (enrichment) ขนาดใหญ่ที่ดำเนินการในเชิงพาณิชย์ มีอยู่ในประเทศ France , Germany , Netherlands , UK , USA , และ Russia ซึ่งประเทศเหล่านี้มีมีโรงงานขนาดเล็กด้วยเช่นกัน |
|||||||||||||||||||||||||||
|
|||||||||||||||||||||||||||
|
ความสามารถของโรงงานเสริมสมรรถนะวัดออกมาในเทอมของ ‘separative work units’ หรือ SWU หน่วยของ SWU เป็นหน่วยที่ซับซ้อนโดยเป็นฟังก์ชันของปริมาณยูเรเนียมในกระบวนการและระดับ (degree) ของการเสริมสมรรถนะ (ความเข้มข้นไอโซโทปของ U-235 ที่เพิ่มขึ้น) ในส่วนที่แยกออกมา และระดับของความเข้มข้นที่ลดลง (depletion) ในส่วนที่เหลืออยู่ หน่วยที่ใช้ของเทอมนี้คือ Kilogram Separative Work Unit ซึ่งวัดเป็นปริมาณของยูเรเนียมส่วนที่เสริมสมรรถนะแล้วกับปริมาณส่วนที่เหลือ ค่านี้จะเป็นตัวชี้ให้เห็นถึงพลังงานที่ใช้กับปริมาณของผลผลิตที่ได้ในหน่วยกิโลกรัม ในบางแห่งอาจจะใช้หน่วย ‘tonnes SWU’ ได้เช่นกัน ตัวอย่างเช่น ในการผลิตยูเรเนียมเสริมสมรรถนะ 3% ของ U-235 จำนวน 1 กิโลกรัม ถ้าเป็นส่วนหางที่ผ่านกระบวนการมาแล้ว โดยมี 0.25% ต้องเดินเครื่องโดยใช้ 3.8 SWU หรือใช้ 5.0 SWU ถ้าเป็นยูเรเนียม 0.15% ในการผลิตเชื้อเพลิงสำหรับเครื่องปฏิกรณ์แบบใช้น้ำมวลเบา (light water reactor) ขนาดกำลัง 1000 MWe ต้องเสริมสมรรถนะยูเรเนียมประมาณ 100-120,000 SWU ต่อปี โดยใช้กำลังไฟฟ้าประมาณ 2500 kWh (9000 MJ) ต่อ SWU สำหรับใช้ในกระบวนการ gaseous diffusion ขณะที่โรงงาน gas centrifuge รุ่นใหม่จะใช้ประมาณ 50 kWh (180 MJ) ต่อ SWU ค่าใช้จ่ายในกระบวนการเสริมสมรรถนะยูเรเนียมจะประมาณครึ่งหนึ่งของราคาเชื้อเพลิงนิวเคลียร์หรือประมาณ 5% ของต้นทุนในการผลิตไฟฟ้า ผลกระทบต่อสภาวะเรือนกระจกจะเกิดในกระบวนการผลิตเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ (nuclear fuel cycle) ถ้ากระบวนการเสริมสมรรถนะยูเรเนียมใช้ไฟฟ้าที่ผลิตจากถ่านหิน ซึ่งจะมีค่าประมาณ 0.1% ของคาร์บอนไดออกไซด์ที่มาจากการผลิตกระแสไฟฟ้าด้วยถ่านหินถ้าใช้กระบวนการ gas centrifuge รุ่นใหม่ หรือมีค่าสูงสุดไม่เกิน 3% กระบวนการเสริมสมรรถนะแบบเก่ามีการพัฒนากระบวนการแยกไอโซโทปด้วยแม่เหล็กไฟฟ้า (The electromagnetic isotope separation EMIS) ตอนต้นทศวรรษ 1940 ในโครงการแมนฮัตตัน (Manhattan Project) เพื่อผลิตยูเรเนียมเสริมสมรรถนะสูง (highly enriched uranium) สำหรับทำระเบิดที่ทิ้งลงที่ฮิโรชิมา หลังจากนั้นก็ไม่มีการใช้วิธีนี้ จนเมื่อปี 1992 เชื่อกันว่าอิรักได้ลอบเสริมสมรรถนะยูเรเนียมด้วยวิธีนี้สำหรับผลิตอาวุธ EMIS ใช้หลักการเดียวกับเครื่องวิเคราะห์มวลอะตอม (mass spectrometer) ต่างกันตรงที่มีขนาดใหญ่กว่ากันมาก ไอออนของยูเรเนียม -238 และยูเรเนียม -235 ถูกแยกออกจากกันเนื่องจากมีมวลไม่เท่ากันจึงเคลื่อนที่ไปในสนามแม่เหล็กด้วยรัศมีที่ต่างกัน กระบวนการนี้สิ้นเปลืองพลังงานสูงมาก ประมาณ 10 เท่าของวิธีการแพร่แก๊ส มีการนำกระบวนการ aerodynamic มาใช้ในการเสริมสมรรถนะ 2 วิธี วิธีแรกใช้กระบวนฉีดพ่น (jet nozzle) มีการสร้างโรงงานต้นแบบที่ประเทศบราซิล วิธีที่สองใช้กระบวนการ Helikon vortex tube มีการพัฒนาขึ้นมาโดยประเทศอัฟริกาใต้ ปัจจุบันไม่มีการนำมาใช้ทั้งสองวิธี เทคนิคนี้ใช้การพ่นลำของแก๊ส UF6 ความเร็วสูงและทำให้เลี้ยวด้วยมุมแคบๆ ทำให้เกิดความกดที่แตกต่างกัน (pressure gradient) คล้ายกับในเครื่องเหวี่ยง (centrifuge) ส่วนที่เบากว่าจะอยู่ใกล้กับศูนย์กลาง ขณะที่ส่วนที่หนักกว่าจะอยู่ด้านนอกห่างจากศูนย์กลาง การเสริมสมรรถนะยูเรเนียมเพื่อใช้ในเครื่องปฏิกรณ์ต้องผ่านกระบวนการนี้หลายพันครั้ง ทั้งสองวิธีนี้ต้องใช้พลังงานสูง มากกว่า 3000 kWh/SWU มีการสร้างโรงงงานต้นแบบที่ใช้กระบวนการทางเคมีในการเสริมสมรรถนะยูเรเนียม แต่ไม่มีการนำมาใช้ กระบวนการ French Chemex ใช้หลักการที่ทั้งสองไอโซโทปของยูเรเนียมมีการเปลี่ยนแปลงของวาเลนซีที่ต่างกันเล็กน้อยในกระบวนการ oxidation/reduction กระบวนการแพร่แก๊ส (Gaseous diffusion process) การเสริมสมรรถนะยูเรเนียมที่ใช้ในเชิงพาณิชย์ในสหรัฐอเมริกาใช้กระบวนการแพร่แก๊ส ซึ่งมีการใช้ในประเทศ Russia , UK , France , China และ Argentina เช่นกัน ปัจจุบันอเมริกาและฝรั่งเศสมีโรงงงานที่ใช้กระบวนการนี้หลายขนาด โรงงานขนาดใหญ่ของ USEC ในอเมริกาเริ่มต้นการพัฒนาสำหรับใช้ในโครงการผลิตอาวุธ โดยมีกำลังการผลิต 8 ล้านกิโลกรัม SWU ต่อปี ที่ Tricastin ทางตอนใต้ของฝรั่งเศส มีโรงงานเสริมสมรรถนะยูเรเนียมที่ใช้กระบวนการแพร่แก๊สที่ทันสมัยกว่า เริ่มเดินเครื่องมาตั้งแต่ปี 1979 มีกำลังการผลิต 10.8 ล้านกิโลกรัม SWU ต่อปี โรงงานแห่งนี้สามารถเสริมสมรรถนะยูเรเนียม 3.7% เพื่อผลิตเชื้อเพลิงให้กับเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ขนาด 1000 MWe ได้ 90 แห่งต่อปี ปัจจุบันมีการใช้กระบวนการแพร่แก๊สประมาณ 40% ของการเสริมสมรรถนะยูเรเนียมทั่วโลก แม้ว่ากระบวนการนี้จะได้รับการพิสูจน์แล้วว่า สามารถใช้งานได้ดี มีความเชื่อถือได้ แต่โรงงานที่ใช้เทคนิคการแพร่แก๊สส่วนใหญ่ก็ใกล้จะหมดอายุ และดูเหมือนเทคโนโลยีการเสริมสมรรถนะด้วยวิธีการหมุนเหวี่ยง (centrifuge) แก๊สจะเข้ามาแทนที่ |
|||||||||||||||||||||||||||
|
|||||||||||||||||||||||||||
|
กระบวนการเสริมสมรรถนะด้วยการแพร่แก๊ส ใช้แรงอัดแก๊ส uranium hexafluoride ด้วยความดัน ให้ไหลผ่านชุดของแผ่นกรอง ( porous membranes ) หรือ diaphragm เนื่องจากโมเลกุลของ U-235 เบากว่า โมเลกุลของ U-238 จึงเคลื่อนที่ได้เร็วกกว่าและมีโอกาสที่จะผ่านรูพรุนของแผ่นกรองได้มากกว่า UF6 ที่ผ่านแผ่นกรองไปแล้วจึงมีสัดส่วนของ U-235 เพิ่มขึ้น ขณะที่แก๊สที่ไม่ผ่านแผ่นกรองจะมี U-235 ลดลง การเสริมสมรรถนะด้วยวิธีนี้ จะผ่านชุดของกระบวนการนี้ซ้ำเป็นทอดๆ แต่ละขั้นประกอบด้วย compressor, diffuser และส่วนแลกเปลี่ยนความร้อนเพื่อพาความร้อนที่เกิดจากความดันออกไป UF6 ที่เสริมสมรรถนะแล้วจะถูกส่งออกไปที่ปลายด้านหนึ่งของกระบวนการ ขณะที่ยูเรเนียมที่มี U-235 ลดลง ( depleted UF6 ) จะถูกส่งออกไปที่ปลายอีกด้านหนึ่ง การเพิ่มความเข้มข้นของ U-235 ให้ได้ 3% ถึง 4% ต้องใช้ชุดในการแพร่แก๊สประมาณ 1,400 ชุด กระบวนการหมุนเหวี่ยง (Centrifuge process) กระบวนการหมุนเหวี่ยงแก๊ส ( gas centrifuge process ) มีการสาธิตครั้งแรกในทศวรรษ 1940 แต่ไม่ได้ถูกนำมาใช้ เนื่องจากกระบวนการแพร่แก๊สใช้งานได้ง่ายกว่า จนกระทั่งทศวรรษ 1960 ซึ่งมีการพัฒนาเป็นเทคโนโลยีการเสริมสมรรถนะรุ่นที่ 2 สามารถสร้างโรงงานขนาดเล็กที่มีต้นทุนต่ำกว่า 2 ล้าน SWU ต่อปี และสามารถขยายให้เป็นโรงงานขนาดใหญ่ได้ มีการนำไปใช้ในเชิงพาณิชย์ในรัสเซียและในยุโรป โดย กลุ่มบริษัทอุตสาหกรรม Urenco ของอังกฤษ เยอรมันและฮอลแลนด์ โดยรัสเซียมีโรงงาน 4 แห่งที่ Seversk, Zelenogorsk, Angarsk และ Novouralsk มีกำลังการผลิตประมาณ 40% ของทั่วโลก Urenco เป็นผู้ดำเนินการให้กับโรงงานในอังกฤษ เนเธอร์แลนด์และเยอรมัน และมีส่วนร่วมในการเสนอการสร้างโรงงานแห่งหนึ่งในสหรัฐอเมริกา บริษัท JNC และ JNFL ของญี่ปุ่นมีโรงงงาน centrifuge ขนาดเล็ก โดยโรงงงานของ JNFL ที่ Rokkasho มีแผนที่จะผลิต 1.5 ล้าน SWU ต่อปี จีนมีโรงงงาน centrifuge ขนาดเล็ก นำเข้าจากรัสเซีย ตั้งอยู่ที่ Lanzhou มีกำลังการผลิต 0.5 ล้าน SWU ต่อปี ในปี 2005 และมีโรงงานขนาดเล็กอีกแห่งหนึ่งที่ Hanzhong มีกำลังการผลิต 0.5 ล้าน SWU ต่อปี ในปี 2003 บราซิลมีโรงงาน 1 แห่ง ขนาด 0.2 ล้าน SWU ต่อปี ปากีสถานมีการพัฒนาเทคโนโลยีการเสริมสมรรถนะแบบ centrifuge และคาดว่าได้ขายให้เกาหลีเหนือ อิหร่านก็มีข่าวว่าได้ลักลอบเสริมสมรรถนะด้วยเทคนิค centrifuge โดยไม่ได้รับอนุญาตตอนต้นปี 2006 ทั้งสหรัฐอเมริกาและฝรั่งเศสมีแผนที่จะนำเทคโนโลยี centrifuge นี้มาแทนที่โรงงานเก่าที่เป็นแบบ diffusion เนื่องจากมีต้นทุนต่ำกว่า โดยโรงงงาน centrifuge ต้องใช้กำลังในการผลิต 50 kWh/SWU (ในปี 2001-2002 โรงงงานของ Urenco ที่ Capenhurst ประเทศอังกฤษใช้ 62.3 kWh/SWU ในโรงงานซึ่งรวมทั้งส่วนอื่นๆของโรงงานทั้งหมดด้วย) |
|||||||||||||||||||||||||||
|
|||||||||||||||||||||||||||
|
กระบวน centrifuge ใช้แก๊ส UF6 และใช้หลักความแตกต่างกันของมวล U-235 กับ U-238 เช่นเดียวกับกระบวนการแพร่ (diffusion) แก๊สจะถูกส่งเข้าไปในชุดของหลอดสุญญากาศ ซึ่งมีแกนหมุน ( rotor ) ยาว 1-2 เมตร มีเส้นผ่าศูนย์กลาง 15-20 เซนติเมตร เมื่อแกนหมุนด้วยความเร็ว 50,000 – 70,000 รอบต่อนาที โมเลกุลของ U-238 ที่หนักมมากกว่าจะมีความเข้มข้นสูงที่ขอบด้านนอกของกระบอก ทำให้ด้านที่อยู่ใกล้กับศูนย์กลางมีความเข้มข้นของโมเลกุล U-235 มากกว่า การเปลี่ยนแปลงของความเข้มข้นจะเพิ่มขึ้นเมื่อทำให้แก๊สหมุนรอบแกนของทรงกระบอกมากขึ้น แก๊ส UF6 ที่เสริมสมรรถนะแล้ว (enriched gas) จะถูกส่งไปยังขั้นตอนต่อไป ขณะที่แก๊สที่ลดสมรรถนะลง (depleted gas) จะถูกส่งกลับเพื่อนำเข้าสู่กระบวนการใหม่ สุดท้ายยูเรเนียมที่เสริมสมรรถนะ (enriched uranium) และยูเรเนียมที่ลดสมรรถนะ (depleted uranium) จะผ่านแต่ละลำดับของขั้นตอนออกไปจากกระบวนการเมื่อมีความเข้มข้นตามที่กำหนด การแยกสองไอโซโทปออกจากอย่างมีประสิทธิภาพได้นั้น เครื่องหมุนเหวี่ยง ( centrifuges ) ต้องหมุนด้วยความเร็วสูง โดยผนังด้านนอกของทรงกระบอกจะเคลื่อนที่ด้วยความเร็ว 400 -500 เมตรต่อวินาที ทำให้เกิดความเร่งมากกว่าแรงโน้มถ่วงเป้นล้านเท่า แม้ว่าประสิทธิภาพของเครื่อง centrifuge 1 ชุดจะต่ำกว่าแบบ diffusion แต่ความสามารถในการแยกไอโซโทปมีค่าสูงกว่ามาก ระบบ Centrifuge ประกอบด้วยเครื่อง centrifuges เรียงเป็นชุดต่อขนานกันเป็นจำนวนมาก แต่ละขั้นจะเรียงเป็นลำดับเช่นเดียวกับแบบ Diffusion แต่ในระบบ centrifuge มีเพียง 10-20 ขั้นเท่านั้น ขณะที่ระบบ diffusion ต้องมีระบบต่อกันเป็นพันขั้น การใช้เลเซอร์ (Laser processes) กระบวนการเสริมสมรรถนะด้วยเลเซอร์เริ่มได้รับความสนใจมาระยะหนึ่ง โดยคาดว่าจะเป็นเทคโนโลยีรุ่นที่ 3 ที่ใช้พลังงานน้อยกว่า มีต้นทุนต่ำกว่า และมีกากที่เหลือน้อยกว่า จึงมีความคุ้มค่าทางเศรษฐกิจมากกว่า กระบวนนี้ยังมีความก้าวหน้ามาระดับหนึ่งแล้ว แต่ยังไม่ถึงระดับที่จะใช้ในเชิงพาณิชย์ การพัฒนาของเทคนิคการแยกไอโซโทปของไอของอะตอมโดยใช้เลเซอร์ ( Atomic Vapour Laser Isotope Separation ) เริ่มขึ้นในทศวรรษ 1970 และในปี 1985 รัฐบาลสหรัฐอเมริกาได้สนับสนุนเทคโนโลยีใหม่นี้ ให้มาแทนที่โรงงานที่ใช้ระบบการแพร่แก๊ส ( gaseous diffusion ) ที่จะหมดอายุการใช้งานตอนต้นศตวรรษที่ 21 แต่เมื่อลงทุนในการวิจัยและพัฒนาไปแล้วประมาณ 2 พันล้านเหรียญ โดย SILEX ของอเมริกาและ SILVA ของฝรั่งเศสได้มีโครงการต่อมาอีก 4 ปี จนถึงปี 2003 ก็ได้หยุดลง โดยได้พิสูจน์ให้เห็นความเป็นไปได้ทางวิทยาศาสตร์และทางเทคนิคของกระบวนการ โดยผลิตยูเรเนียมเสริมสมรรถนะ 2.5% ออกมา 200kg การทำงานของกระบวนการ Atomic vapour ใช้หลักการไอออไนซ์ด้วยแสง ( photo-ionisation ) โดยใช้แสงเลเซอร์กำลังสูงในการไอออไนซ์อะตอมของโลหะยูเรเนียมที่เป็นไอ (อิเล็กตรอนสามารถหลุดออกจากอะตอม เมื่อได้รับแสงที่มีความถี่บางค่า สำหรับยูเรเนียม ใช้เลเซอร์ที่ปรับความถี่ให้ไอออไนซ์อะตอมของ U-235 โดยไม่ไอออไนซ์อะตอมของ U-238 ) ไอออนของ U-235 ที่มีประจุบวกจะถูกดูดและจับไว้ที่แผ่นขั้วลบ เทคนิค Atomic laser นี้สามารถใช้แยกไอโซโทปของพลูโตเนียมได้เช่นกัน ในการวิจัยใช้หลักการปรับคลื่นความถี่ของเลเซอร์ ในการไอออไนซ์โมเลกุลทั้ง UF6 ที่เป็นแก๊ส ไปจนถึง UF5 ที่เป็นของแข็งนั้น การใช้ UF6 จะเหมาะสมมากกว่าการใช้ยูเรเนียมที่เป็นอะตอม เนื่องจากอยู่ในรูปของโมเลกุลชนิดเดียวกับกระบวนการผลิตเชื้อเพลิง กระบวนการใช้เลเซอร์ที่ยังมีการทำอยู่ เป็น SILEX ของออสเตรเลีย ซึ่งได้พัฒนาโดยใช้โมเลกุลของ UF6 ในปี 1996 USEC ได้ปกปิดไม่ให้มีการนำ SILEX ไปพัฒนาเพื่อเสริมสมรรถนะยูเรเนียม ซึ่งสามารถนำไปใช้กับซิลิกอนและธาตุอื่นได้เช่นกัน แต่ในปี 2003 ก็ได้มีการเปิดเผยข้อมูลออกมา ปัจจุบันมีโรงงานต้นแบบของระบบ SILEX ตั้งอยู่ใกล้กับเมืองซิดนีย์ของออสเตรเลีย เพื่อพัฒนาไปใช้กับซิลิกอนและเซอร์โคเนยีม |
|||||||||||||||||||||||||||
|
|||||||||||||||||||||||||||
|
การเสริมสมรรถนะยูเรเนียมที่นำกลับมาใช้ใหม่ (Enrichment of reprocessed uranium) ในบางประเทศมีการนำเชื้อเพลิงใช้กลับมาเข้ากระบวนการผลิตยูเรเนียมและพลูโตเนียมใหม่ รวมทั้งเป็นการลดปริมาณกากรังสีระดับสูง โดยทั่วไปพลูโตเนียมสามารถนำกลับมาใช้ได้เลย โดยอยู่ในรูปของเชื้อเพลิง mixed-oxide (MOX) ผสมกับ depleted uranium ยูเรเนียมจากเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ใช้แล้วที่นำกลับมาใช้ใหม่ ต้องนำไปผ่านกระบวนการเสริมสมรรถนะอีกครั้ง กระบวนการนี้ค่อนข้างซับซ้อน เนื่องจากมีหลายธาตุปะปนกันอยู่รวมทั้งมีไอโซโทปของยูเรเนียมเพิ่มขึ้นใหม่อีก 2 ไอโซโทป ได้แก่ U-232 และ U-236 ที่เกิดจากปฏิกิริยาการจับนิวตรอน ( neutron capture ) ของยูเรเนียมในเครื่องปฏิกรณ์ สองไอโซโทปนี้สลายตัวเร็วกว่า U-235 และ U-238 มาก U-232 เป็นไอโซโทปรังสีชนิดหนึ่งที่เกิดขึ้น มีการสลายตัวโดยให้รังสีแกมมาความเข้มสูง ทำให้จำเป็นต้องมีระบบป้องกันรังสี U-236 เป็นไอโซโทปที่ดูดกลืนนิวตรอนได้สูงอาจทำให้ปฏิกิริยาฟิชชันต่อเนื่อง ( chain reaction ) ในเครื่องปฏิกรณ์เกิดขึ้นลดลง แสดงว่าการเสริมสมรรถนะที่มีระดับของ U-235 สูงขึ้นจะทำให้เกิด U-236 ที่ต้องมีการชดเชยการดูดกลืนนิวตรอนเพิ่มขึ้นด้วย การนำยูเรเนียมกลับมาใช้ใหม่จึงต้องมีการเสริมสมรรถนะแยกจากยูเรเนียมใหม่ การเสริมสมรรถนะใหม่สามารถใช้ได้ทั้งกระบวนการ diffusion และกระบวนการ centrifuge แต่สิ่งที่ต้องป้องกันคือการเปรอะเปื้อนสารกัมมันตรังสี โดยทางทฤษฎีกระบวนการใช้เลเซอร์สามารถแก้ปัญหาเรื่องนี้ได้ เนื่องจากมีการแยกออกมาเฉพาะ U-235 แต่ยังคงต้องทำการทดลองในการนำมาใช้กับกระบวนการนำเชื้อเพลิงกลับมาใช้ใหม่ กระบวนการหลังจากเสริมสมรรถนะ UF6 ที่เสริมสมรรถนะแล้วจะถูกเปลี่ยนเป็น UO2 และขึ้นรูปเป็นเม็ดเชื้อเพลิง ( fuel pellets ) เมื่อเผาจนอยู่ในรูปเซรามิกส์แล้วจึงบรรจุในท่อโลหะทำให้อยู่ในรูปของแท่งเชื้อเพลิง ( fuel rods ) โดยทั่วไปจะมีความยาวประมาณ 4 เมตร แท่งเชื้อเพลิงหลายๆ แท่งรวมกันเป็นชุด เรียกว่ามัดเชื้อเพลิง ( fuel assembly ) ซึ่งพร้อมที่จะนำไปติดตั้งในเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ ( nuclear reactor ) ประเด็นสิ่งแวดล้อม การเสริมสมรรถนะยูเรเนียมธรรมชาติ ต่างจากการนำเชื้อเพลิงยูเรเนียมใช้แล้วกลับมาเสริมสมรรถนะใหม่ ( reprocess ) ซึ่งจะมีผลผลิตฟิชชัน ( fission products ) และวัสดุที่มีกัมมันตภาพจากการได้รับรังสีในเครื่องปฏิกรณ์ โดยการเสริมสมรรถนะยูเรเนียมธรรมชาติ จะมีแต่เพียงวัสดุกัมมันตรังสีอายุยาว ( long-lived radioactive materials ) วัสดุที่ป้อนเข้าไป ยูเรเนียมเสริมสมรรถนะ และยูเรเนียมที่ลดสมรรถนะ ( depleted uranium ) ล้วนแต่อยู่ในรูปของ UF6 โดยยูเรเนียมลดสมรรถนะจะถูกเปลี่ยนให้อยู่ในรูป U3O8 เพื่อให้เสถียรมากขึ้น ยูเรเนียมมีกัมมันตภาพรังสีต่ำแต่มีพิษทางเคมี โดยเฉพาะ UF6 ซึ่งมีอันตรายทางเคมีมากกว่าด้านรังสี โรงงานเสริมสมรรถนะจึงต้องมีระบบป้องกันและระบบเตือนภัย เช่นเดียวกับโรงงานทางอุตสาหกรรมเคมีที่ผลิตสารเคมีกลุ่มฟลูออรีน ( fluorinated chemicals ) Uranium hexafluoride ( UF6 ) เป็นวัสดุที่มีการกัดกร่อนสูง (HF) เมื่อได้รับความชื้นจึงอาจมีการรั่วไหลได้จากสาเหตุที่คาดไม่ถึง ดังนั้น
|
|||||||||||||||||||||||||||
|
ถอดความจาก Uranium Enrichment
เว็บไซต์ http://www.uic.com.au/nip33.htm |
- 16 ถ.วิภาวดีรังสิต ลาดยาว จตุจักร กรุงเทพฯ 10900
