برای مثال اگر 13 پروتون و 14 نوترون، یک هسته را تشکیل دهند و 13 الکترون هم به دور آن بچرخند، یک اتم آلومینیوم خواهید داشت و اگر یک میلیون میلیارد میلیارد اتم آلومینیوم را در کنار هم قرار دهید، آنگاه نزدیک به پنجاه گرم آلومینیوم خواهید داشت! همه آلومینیوم هایی که در طبیعت یافت می‌شوند، AL27 یا آلومینیوم 27 نامیده می‌شوند. عدد 27 نشان دهنده جرم اتمی است که مجموع تعداد پروتونها و نوترونهای هسته را نشان می‌دهد.
اگر یک اتم آلومینیوم را درون یک بطری قرار دهید و میلیونها سال بعد برگردید، باز هم همان اتم آلومینیوم را خواهید یافت. بنابراین آلومینیوم 27 یک اتم پایدار نامیده می‌شود.
بسیاری از اتمها در شکل های مختلفی وجود دارند. مثلاً مس دو شکل دارد: مس 63 که 70 درصد کل مس موجود در طبیعت است و مس 65 که 30 درصد بقیه را تشکیل می‌دهد.
شکل های مختلف اتم، ایزوتوپ نامیده می‌شوند. هر دو اتم مس 63 و مس 65 دارای 29 پروتون هستند، ولی مس 63 دارای 34 نوترون و مس 65 دارای 36 نوترون است. هر دو ایزوتوپ خصوصیات یکسانی دارند و هر دو هم پایدارند.
پس از استخراج سنگ معدن، تكه سنگ ها به آسیاب فرستاده مى شود تا خوب خرد شده، خرده سنگ هایى با ابعاد یكسان تولید شود. اورانیوم توسط اسید سولفوریك از دیگر اتم ها جدا مى شود، محلول غنى شده از اورانیوم تصفیه و خشك مى شود. محصول به دست آمده، كنسانتره جامد اورانیوم است كه كیك زرد نامیده مى شود.
كیك زرد جامد است، ولى مرحله بعد (غنى سازى) از تكنولوژى بخصوصى بهره مى برد كه نیازمند حالت گازى است. بنابراین كنسانتره اكسید اورانیوم جامد طى فرآیندى شیمیایى به هگزافلوراید اورانیوم (UF6) تبدیل مى شود. UF6 در دماى اتاق جامد است، ولى در دمایى نه چندان بالا به گاز تبدیل مى شود.
براى ادامه یك واكنش زنجیره اى هسته اى در قلب یك رآكتور آب سبك، غلظت طبیعى اورانیوم ۲۳۵ بسیار اندك است. براى آنكه UF6 به دست آمده در مرحله تبدیل، به عنوان سوخت هسته اى مورد استفاده قرار گیرد، باید ایزوتوپ قابل شكافت آن را غنى كرد. البته سطح غنى سازى بسته به كاربرد سوخت هسته اى متفاوت است. براى یك رآكتور آب سبك، سوختى با ۵ درصد اورانیوم ۲۳۵ مورد نیاز است، درحالى كه در یك بمب اتمى، سوخت هسته اى باید حداقل ۹۰ درصد غنى شده باشد. غنى سازى با استفاده از یك یا چند روش جداسازى ایزوتوپ هاى سنگین و سبك صورت مى گیرد. در حال حاضر، دو روش رایج براى غنى سازى اورانیوم وجود دارد كه عبارتند از انتشار گاز و سانتریفوژ گاز. در روش انتشار گازى (دیفیوژن)، گاز طبیعى UF6 با فشار بالا از یك سرى سدهاى انتشارى عبور مى كند. این سد ها كه غشاهاى نیمه تراوا هستند، اتم هاى سبك تر را با سرعت بیشترى عبور مى دهند. در نتیجه ۲۳۵UF6 سریع تر از ۲۳۸UF6 عبور مى كند. با تكرار این فرآیند در مراحل مختلف، گازى نهایى به دست مى آید كه غلظت U235 بیشترى دارد. مهم ترین عیب این روش این است كه جداسازى ایزوتوپ هاى سبك در هر مرحله نرخ نسبتاً پایینى دارد، لذا براى رسیدن به سطح غنى سازى مطلوب باید این فرآیند را به دفعات زیادى تكرار كرد كه این خود نیازمند امكانات زیاد و مصرف بالاى انرژى الكتریكى است و بالتبع هزینه عملیات نیز بسیار افزایش خواهد یافت. در روش سانتریفوژ گاز، گاز UF6 را به مخزن هایى استوانه اى تزریق مى كنند و گاز را با سرعت بسیار زیادى مى چرخانند. نیروى گریز از مركز موجب مى شود ۲۳۵Uf6 كه اندكى از ۲۳۸UF6 سبك تر است، از مولكول سنگین تر جدا شود. این فرآیند در مجموعه اى از مخزن ها صورت مى گیرد و در نهایت، اورانیوم با سطحى غنى شده مطلوب به دست مى آید. هر چند روش سانتریفوژ گازى نیازمند تجهیزات گرانقیمتى است، هزینه انرژى آن نسبت به روش قبلى كمتر است. امروزه فناورى هاى غنى سازى جدیدى نیز توسعه یافته است كه همگى بر پایه استفاده از لیزر پیشرفت كرده اند. این روش ها كه روش جداسازى ایزوتوپ با لیزر بخار اتمى (AVLIS) و جداسازى ایزوتوپ با لیزر مولكولى (MLIS) نام دارند، مى توانند مواد خام بیشترى را در هر مرحله غنى كنند و سطح غنى سازى آنها نیز بالاتر است.
تولید میله سوخت، آخرین مرحله انتهاى جلویى در چرخه سوخت هسته اى است. اورانیوم غنى شده كه هنوز به شكل UF6 است، باید به پودر دى اكسید اورانیوم (۲ UO) تبدیل شود تا به عنوان سوخت هسته اى قابل استفاده باشد، پودر ۲ UOسپس فشرده مى شود و به شكل قرص درمى آید. قرص ها در معرض حرارت با دماى بالا قرار مى گیرند تا به قرص هاى سرامیكى سخت تبدیل شوند. پس از طى چند فرآیند فیزیكى، قرص هایى سرامیكى با ابعاد یكسان حاصل مى شود. حال، متناسب با طراحى رآكتور و نوع سوخت مورد نیاز، این قرص هاى كوچك را دسته دسته كرده و در لوله اى بخصوص قرار مى دهند. این لوله از آلیاژ بخصوصى ساخته شده است كه در برابر خوردگى بسیار مقاوم است و در عین حال از رسانایى حرارتى بسیار بالایى برخوردار است. حال میله سوخت آماده شده است و براى استفاده در رآكتور به نیروگاه فرستاده مى شود.
در نیروگاه هسته اى هم مثل دیگر فعالیت هاى بشرى، ضایعاتى تولید مى شود كه به دلیل حساسیت مضاعف زباله هاى رادیواكتیو، مدیریت این ضایعات باید تحت قوانین و محدودیت هاى خاصى صورت بگیرد. در هر هشت مگاوات ساعت انرژى الكتریكى تولید شده در نیروگاه هسته اى، ۳۰ گرم زباله رادیواكتیو به وجود مى آید. براى تولید همین مقدار برق با استفاده از زغال سنگ پركیفیت، هشت هزار كیلوگرم دى اكسید كربن تولید مى شود كه در دما و فشار جو، ۳ استخر المپیك را پر مى كند. مى بینید حجم زباله هاى رادیواكتیو بسیار كمتر است، ولى خطر آنها به مراتب بیشتر است و مراقبت از آنها ضرورى تر و دشوارتر. زباله هاى رادیواكتیو بر اساس مقدار و نوع ماده رادیواكتیو به ۳ گروه تقسیم مى شوند:
الف _ سطح پایین: لباس هاى حفاظتى، لوازم، تجهیزات و فیلترهایى كه حاوى مواد رادیواكتیو با عمر كوتاه هستند. اینها نیازى به پوشش حفاظتى ندارند و معمولاً فشرده شده یا آتش زده مى شوند و در چاله هاى كم عمق دفن شده و انبار مى شوند.
ب- سطح متوسط: رزین ها، پسمانده هاى شیمیایى، پوشش میله سوخت و مواد نیروگاه هاى برق هسته اى جزء زباله هاى سطح متوسط طبقه بندى مى شوند. اینها عموماً عمر كوتاهى دارند، ولى نیاز به پوشش محافظ دارند. این زباله ها را مى توان درون بتن قرار داد و در مخزن زباله ها گذاشت.
ج _ سطح بالا: همان سوخت مصرف شده رآكتورها است و نیاز به پوشش حفاظتى و سردسازى دارند. مراحل مدیریت این ضایعات عبارتند از:
سوخت مصرف شده كه از رآكتور خارج مى شود، بسیار داغ و رادیواكتیو است و تشعشع و یون هاى فراوانى را مى تاباند. از این رو باید هم آن را سرد كرد و هم از تابیدن پرتوهاى رادیواكتیو آن به محیط جلوگیرى كرد. در كنار هر رآكتور، استخرهایى براى انبار كردن سوخت مصرف شده وجود دارد. این استخرها، مخزن هایى بتنى مسلح به لایه هاى فولاد زنگ نزن هستند كه ۸ متر عمق دارند و پر از آب هستند. آب هم میله هاى سوخت مصرف نشده را خنك مى كند و هم به عنوان پوشش حفاظتى در برابر تابش رادیواكتیو عمل مى كند. به مرور زمان، شدت گرما و تابش رادیواكتیو كاهش مى یابد، به طورى كه پس از چهل سال، به یك هزارم مقدار اولیه (زمانى كه از رآكتور خارج شده بود) مى رسد.
۳ درصد سوخت مصرف شده در یك رآكتور آب سبك را ضایعات بسیار خطرناك رادیواكتیو تشكیل مى دهد، ولى بقیه آن حاوى مقادیر قابل توجهى U-235،Pu-239 وU-238 و دیگر مواد رادیواكتیو است. این مواد را مى توان با روش هاى شیمیایى از یكدیگر جدا كرد و اگر شرایط اقتصادى و قوانین حقوقى اجازه دهد، مى توان سوخت مصرف شده را براى تهیه سوخت هسته اى جدید بازیافت كرد. كارخانه هایى در فرانسه و انگلستان وجود دارند كه مرحله بازفرآورى سوخت نیروگاه هاى كشورهاى اروپایى و ژاپن را انجام مى دهند. البته این كار در ایالات متحده ممنوع است. رایج ترین شیوه بازفرآورى PUREX نام دارد كه مخفف عبارت جداسازى اورانیوم و پلوتونیوم است. ابتدا میله هاى سوختى را از یكدیگر جدا مى كنند و در اسید نیتریك حل مى كنند، سپس با استفاده از مخلوطى از فسفات ترى بوتیل و یك حلال هیدروكربن، اورانیوم و پلوتونیوم مصرف نشده را جدا مى كنند و به عنوان سوخت جدید به مراحل تهیه سوخت مى فرستند. ضایعات هسته اى سطح بالا را پس از جداسازى، حرارت مى دهند تا به پودر تبدیل شود. پس از این فرآیند كه آهى كردن خوانده مى شود، پودر را با شیشه مخلوط مى كنند تا ضایعات را در محفظه اى محبوس كند. این فرآیند شیشه سازى نام دارد. شیشه مایع براى ذخیره سازى درون محفظه هایى از جنس فولاد ضدزنگ قرار مى گیرند و این محفظه ها را در منطقه اى پایدار (از نظر جغرافیایى) انبار مى كنند. پس از یك هزار سال، شدت تابش هاى رادیواكتیو ضایعات هسته اى به مقدار طبیعى كاهش پیدا مى كند. این نقطه تا به امروز، انتهاى چرخه سوخت هسته اى است.
برگرفته از: