مرجع فایل های تخصصی
وبلاگ برای دسترسی هم وطنان به فایل های مورد نیاز آنها در تمامی زمینه های علمی، پزشکی، فنی و مهندسی، علوم پایه، علوم انسانی و ... طراحی گردیده است.مرجع فایل های تخصصی
وبلاگ برای دسترسی هم وطنان به فایل های مورد نیاز آنها در تمامی زمینه های علمی، پزشکی، فنی و مهندسی، علوم پایه، علوم انسانی و ... طراحی گردیده است.دانلود فایل کامل مقاله بررسی راکتورهای هسته ای
| دسته بندی | فنی و مهندسی |
| بازدید ها | 0 |
| فرمت فایل | doc |
| حجم فایل | 26 کیلو بایت |
| تعداد صفحات فایل | 19 |
مقاله بررسی راکتورهای هسته ای در 19 صفحه ورد قابل ویرایش
-1- تاریخچه راکتورهای VVER
اولین نیروگاه هسته ای با راکتور آب تحت فشار شوروی سابق، در شهر Novovoronezh در سال 1963 وارد مرحله بهره برداری شد. این نیروگاه VVER-210 نامیده شد و قدرت الکتریکی آن 265 مگاوات بود. این طرح در تکنولوژی وستینگهاوس الهام گرفته شده بود و نسبت به آن تفاوتها و کمبودهای زیادی داشت. دومین راکتور از همین نوع به قدرت 336 مگاوات در همان شهر یعنی Novovoronezh ساخته شد. در این دو نیروگاه که اولین نسل از نیروگاههای VVER بود پوشش ایمن برای راکتور در نظر گرفته نشده بود. در واقع این دو نیروگاه را میتوان به عنوان نیروگاههای آزمایشی برای جمع آوری اطلاعات فنی و تجربیات اولیه جهت توسعه نیروگاههای VVER بعدی در نظر گرفت.
براساس تجربیاتی که از این راکتورهای نوع اول بدست آمد طرح استاندارد یک نیروگاه جدید به قدرت 440 مگاوات با راکتور آب تحت فشار از نوع VVER-230 ریخته شد و دو واحد از این نیروگاه در سال 1972 و 1973 در همان شهر Novovoronezh وارد مرحله بهره برداری شدند.
براساس تجربیاتی که از نسل اول و دوم نیروگاههای VVER بدست آمد طرح راکتورهای V-213 تهیه شد و بخشی از کمبودهای مدل V230 جبران شد.
دو واحد 440 مگاواتی از نوع V-213 که در شهر Lovisa فنلاند ساخته شده بخصوص از نظر تکامل نیروگاههای VVER جالب توجه بود. این دو واحد که از طرف شوروی سابق ساخته می‌شد با تکنولوژی پیشرفته کشورهای غربی بهبود یافت. انجام این تغییرات در تحول بعدی نیروگاههای VVER کاملاً مشهود بود.
از سال 1970 طراحی نیروگاههای VVER به قدرت 1000 مگاوات شروع شد و چند سال بعد ساخت اولین نمونه آن آغاز شد.
اولین نیروگاه 100 مگاواتی شوروری سابق در سال 1980 Novovoronezh به بهره برداری رسید. با اعمال تغییراتی در طراحی نیروگاه که در دوران توسعه راکتورهای 440 مگاواتی بدست آمده بود، منجر به بهبودهای اساسی در طراحی راکتور VVER-1000 شد. از جمله نوآوریهایی که در این نوع راکتورها اعمال شده که در مدلهای جدید راکتورهای 440 مگاواتی نیز به کار رفته است میتوان به موارد زیر اشاره کرد.
- ایجاد یک پوشش ایمنی دوجداره که جدار خارجی آن از بتن پیش فشرده می‌باشد.
- پوشانیدن جدار داخلی دیگ فشار از یک لایه فولاد ضد زنگ برای جلوگیری از خوردگی
- افزایش چگالی قدرت قلب راکتور با یکنواخت تر کردن انتقال حرارت در حجم قلب و افزایش سرعت آب خنک کننده.
- بکارگیری مکانیسم های الکترومغناطیسی برای حرکت دادن چنگک های کنترل
- استفاده از اسید بوریک علاوه بر میله های کنترل برای کنترل راکتور
- استفاده از یک توربین واحد 1000 مگاواتی یا دو توربین موازی.
- توربین ژنراتورهای هر راکتور در ساختمانی جداگانه و به صورت یک مجموعه مجزا در کنار ساختمان راکتور قرار می گیرند.
این تغییرات به تدریج در مدلهای V-302 , V-187 و مدل جدید V-3205 انجام شده است. در طرحهای جدید نیروگاه 1000 مگاواتی روسی، از اواخر دهه 80 از طرح راکتورهای جدید V-410 و V-392 استفاده شد و طرحهای مربوط به آنها به ترتیب NPP-92 , NPP-91 نام گرفته اند. [3]
2-3-3- دیگ فشار
دیگ فشار قسمتی از راکتور هسته ای است که شامل قلب راکتور، بازتابنده های نوترون، لوله های عبور دهنده آب خنک کننده و موارد دیگر می‌باشد. برای ساخت دیگ فشار از آلیاژهای فولاد با ترکیب معینی از منگنز- نیکل و مولیبدن استفاده میشود.
دیگ فشار به صورت استوانه ها و قطعاتی که بعداً به یکدیگر جوش داده میشوند ساخته میشود. این دیگ از دو قسمت بالا و پائین تشکیل شده است. قسمت بالا یا سرپوش دیگ از یک تکه فولاد مشابه جنس بدنه تشکیل شده و توسط پیچ و مهره به قسمت پائین متصل میشود. سرپوش دیگ از داخل با قشری از فولاد ضدزنگ پوشانیده شده و سوراخهایی روی آن برای حرکت چنگکهای کنترل و لوازم اندازه گیری در نظر گرفته شده است. [3]
در هنگام ساخت یک دیگ فشار برای راکتور VVER توجه به نکات مهم زیادی لازم است چرا که راکتور می بایست بیش از 30 سال کار کند و در طول این مدت در شرایط مختلف زیادی قرار میگیرد. شرایطی نظیر فشار و دمای بالای خنک کننده، تابش قوی شار نوترون، سرعت بالای جریان خنک کننده و سایر شرایط سخت دیگر.
2-3-4- مجتمع های سوخت در رآکتور VVER-1000
مجتمع سوخت راکتور VVER-1000 مجموعه ای از میله های سوخت است که به صورت شبکه مثلثی با گام 75/12 میلی متر در مجتمع سوخت در کنار هم چیده شده اند. هر مجتمع سوخت راکتور VVER-1000 دارای 312 میله سوخت می‌باشد.
در هر مجتمع سوخت 18 کانال برای میله های جاذب (هر میله کنترل شامل 18 میله جاذب می‌باشد) و یک کانال هم در مرکز برای قرار گرفتن سنسورهای اندازه گیر نوترون وجود دارد. این کانالها در واقع لوله هایی هستند که از بالا در کلاهک و از پائین در دنباله توسط جوش محکم میشوند. هر میله کنترل دارای 18 میلة جاذب و یک میلة مرکزی می‌باشد. این 18 میله جاذب با پائین آمدن میلة کنترل وارد 18 کانال موجود در هر مجتمع سوخت میشوند و میلة سنترال وارد کانال مرکزی مجتمع سوخت می گردد. [محمودی]
سوخت موجود در میله های سوخت دی اکسید اورانیوم می‌باشد. که اورانیوم 235 موجود در سوخت دارای غنایی بین 6/1% تا 4/4% می‌باشد و مجموع دی اکسید اورانیوم به کار رفته در یک میله سوخت حدود 1565 گرم است.
موادی که در میله های کنترل به عنوان جاذب از آنها استفاده میشود B4C (کاربید بور) می‌باشد. کاربید بور به صورت پودر با تراکم kg/m3 1700 می‌باشد. کاربید بور را درون غلافی جا می دهند که این غلاف حاوی کاربید بورایک میلة جاذب مینامند. هر میله کنترل شامل 18 میله جاذب است. (شکل 2)
در بعضی از مجتمع های سوخت از سموم قابل سوخت بجای تعدادی از میله های سوخت استفاده می نمایند. این سموم اولاً شرایطی را مهیا می سازند تا میزان تراوش انرژی در قلب راکتور به صورت شعاعی، به طور متعادل و یکنواخت صورت پذیرد و ثانیاً تنظیم سوخت سوخت را در مدت زمان معین میسر می سازند. ثالثاً موجبات تغییرات یکنواخت تر راکتیویته راکتور را فراهم می‌کنند.
ماده ای که به عنوان سم در اینجا مصرف میشود دی بورید کرم (CrB2) هر کدام از بسته های مصرف شدنی شامل 18 میلة محتوی دی بورید کروم هستند. ساختار این بسته ها شبیه ساختار میله های کنترل می‌باشد با این تفاوت که این میله ها ثابت در جای خود قرار می گیرند و در طول مدت یک دوره بهره برداری، از عمل خود حرکت نمی کنند. [محمودی]
2-3-5- مولدهای بخار
مولدهای بخار راکتورهای VVER-1000 بر خلاف مولدهای بخار راکتورهای PWR به صورت افقی می باشند. از مزایای افقی بودن اینگونه مولدهای بخار میتوان به دو برابر بودن حجم آب در گردش آن نسبت به مشابه آن در راکتورهای PWR ، اشاره کرد. اما عیب عمده آن، احتمال نشت آب از مدار اولیه به مدار ثانویه می‌باشد. [2]
کاربرد مولدهای بخار عبارتست از:
- انتقال حرارت خنک کننده مواد اول به آب تغذیه مدار دوم و گرم کردن آن تا رسیدن به درجه حرارت نقطه جوش
- تبدیل آب تغذیه مدار دوم به بخار اشباع
- جذب رطوبت بخار و تولید بخار اشباع خشک
اجزاء تشکیل دهنده مولد بخار
- محفظه بخار
- جداکننده رطوبت از بخار
- هدر آب تغذیه اصلی
- هدر آب تغذیه اضطراری
- صفحه مشبک (یکنواخت کننده سرعت بخار)
- تکیه گاه
- کمک فنر اتکاء
- سطح سنجها
- شیرهای اطمینان
از نظر ترمودینامیکی مولدهای بخار عمودی دارای مزایای بیشتری نسبت به مولدهای بخار افقی می باشند. چرا که وزن آب باعث حرکت ثقلی شده که این مسئله بخصوص به هنگام از کار افتادن پمپها و شرایط حادثه انتقال حرارت، حائز اهمیت است.
تئوری کد wims
در wims از به هم پیوستن مجموعه ای از برنامه ها که به زبان فرترن 4 نوشته شده، تشکیل یافته است. تغییرات به وجود آمده در این کد شامل قابلیت مدلی کردن هندسه های پیچیده می‌باشد. این کد قابلیت تولید ثوابت گروهی، ضریب تکثیر بی نهایت، ضریب تکثیر مؤثر و تعداد دیگری از پارامترهای شبکه راکتور در حالت ایستایی و انجام محاسبات مصرف سوخت را دارد. در این طرح از کد 1 wins D/4 استفاده شده است. این کد قابلیت انجام محاسبات نوترونی برای اشکال مختلف سوخت (صفحه ای، استوانه ای، کره ای و یا چند ضلعی) را در یک آرایه منظم و یا به صورت خوشه ای دارا می‌باشد. بانک داده ها در این کد شامل 14 گروه سریع، 13 گروه رزونانسی و 42 گروه حرارتی است. ابتدا کد مذکور با در نظر گرفتن شکل ساده ای از سلول، که در آن با توجه به انتخاب کاربر، نواحی مختلفی با عناوین سوخت، غلاف، خنک کننده، کند کننده و بازتابنده وجود دارد، شار نوترونی را برای این نواحی در 69 گروه انرژی بدست میآورد و سپس برای چند گروهی که توسط کاربر تعیین می شود، ثوابت گروهی را برای تمام مواد در سلول انتخاب شده محاسبه می نماید. سپس تصحیح حاصل از نشت، توسط باکینگ در جهت شعاعی و عمودی، وارد می گردد.
اعتماد شما سرمایه ما