1-4-2- کند کننده9
1-5- معرفی اجزا نیروگاههای هسته ای PWR12
1-6- راکتورهای آبی تحت فشار روسی VVER14
1-7- نیروگاه اتمی بوشهر16
1-8- گزارش تحلیلی مقدماتی و نهایی ایمنی(PSAR-FSAR)23
فصل دوم: مبانی نظری تحقیق
2-1- رفتار دینامیکی راکتور 25
2-1-1- مدل ساده فیدبک26
2-2- ضریب راکتیویته آنی29
2-2-1- نقش ضریب راکتیویته آنی30
2-3- ضریب راکتیویته توان33
2-3-1- نقش ضریب راکتیویته توان34
2-4- کد محاسباتی MCNP و روش مونت کارلو35
2-4-1- ساختارکد محاسباتی MCNP38
فصل سوم: مروری بر تحقیقات انجام شده
3-1- انواع سوخت های حلقوی 40
3-1-1- سوخت های حلقوی سینترشده (Sintered)40
3-1-2- سوخت های حلقوی با خنک کننده درونی و بیرونی (VIPAC) 43
3-2- قلب راکتور های PWR با سوخت های حلقوی44
3-3- امتیازات بالقوه سوخت های حلقوی45
فصل چهارم:شیوه انجام تحقیق
4-1- اجزا راکتور مرجع49
4-1-1- میله های سوخت49
4-1-2- میله های جاذب سوختنی (BAR)52
4-1-3- میله های کنترل (CPS AR)54
4-1-4- کانال های هدایت کننده، کانال مرکزی و اندازه گیری59
4-1-5- مجتمع سوخت(Fuel Assembly)61
4-1-6- قلب راکتور 64
4-2- محاسبات مربوط به مواد تشکیل دهنده اجزا قلب راکتور66
4-2-1- محاسبات مربوط به میله سوخت66
4-2-2- محاسبات مربوط به میله جاذب سوختنی(BAR)68
4-2-3- محاسبات مربوط به کانالهای هدایت کننده، مرکزی و اندازه گیری 71
4-2-4- محاسبات مربوط به میله کنترل(CPS AR)71
4 -2-5- محاسبات مربوط به سیال خنک کننده در شرایط BOC76
4-3- شبیه سازی قلب راکتورVVER-1000 با سوخت های حلقوی80
4-3-1- ملاحضات طراحی از نظر کمبود و اضافی کند کننده84
4-3-2- نحوه اعمال تغییرات دمای سیال خنک کننده در راستای محوری در شبیه سازی86
4-3-3- شکل های حاصل از شبیه سازی89
4-4- ضریب راکتیویته آنی103
4-4-1- ضریب دمایی سوخت راکتیویته (ضریب داپلر)107
4-5- ارائه یک تحلیل ترموهیدرولیکی109
4-6- مدل مقاومت گرمایی برای میله سوخت و قلب111
4-7- ضریب راکتیویته توان118
4-7-6- ضریب دمایی کند کننده راکتیویته123
فصل پنجم: نتیجه گیری و پیشنهادات

در این سایت فقط تکه هایی از این مطلب(به صورت کاملا تصادفی و به صورت نمونه) با شماره بندی انتهای صفحه درج می شود که ممکن است هنگام انتقال از فایل ورد به داخل سایت کلمات به هم بریزد یا شکل ها درج نشود-این مطالب صرفا برای دمو می باشد

ولی برای دانلود فایل اصلی با فرمت ورد حاوی تمامی قسمت ها با منابع کامل

اینجا کلیک کنید

5-1- جمع بندی نتایج 125
5-2- مزایای سوخت های حلقوی127
5-3- مدل شبیه سازی شده و کد نوترونیک نوشته شده128
5-4- پیشنهادات129
فهرست منابع و ماخذ 131
فهرست جدول ها
عنوان صفحه
جدول1-1: مشخصات راکتور بوشهر 19
جدول4-1: مشخصات انواع مجتمع های سوخت در قلب راکتور مرجع63
جدول4-2: مشخصات قلب راکتور مرجع65

شما می توانید تکه های دیگری از این مطلب را با جستجو در همین سایت بخوانید

جدول4-3: نتایج محاسبات مربوط به درصد های وزنی اجزا تشکیل دهنده سوخت 67
جدول4-4: ایزوتوپ های کروم و بور و فراوانی هایشانبه ترتیب درBوCr69
جدول4-5: نتایج محاسبه درصد های وزنی ایزوتوپ های (BAR)71
جدول4-6: ایزوتوپ های Dy همراه با فراوانی هایشان72
جدول4-7: نتیجه محاسبه درصدهای وزنی موجود درB4C …..74
جدول4-8: نتیجه محاسبات درصدهای وزنی موجود در Dy2O3TiO374
جدول4-9: ایزوتوپ های تشکیل دهنده غلاف میله کنترل و درصدهای وزنی
آنها75
جدول4-10: ایزوتوپ های تشکیل دهنده barrel و درصدهای وزنی آنها76
جدول4-11: اجزا تشکیل دهنده سیال خنک کننده77
جدول4-12: نتیجه محاسبات درصد های وزنی اجزا خنک کننده در BOC79
جدول4-13: مشخصات راکتورVVER-1000 با سوختهای معمولی و سوخت های حلقوی81
جدول4-14: نسبت جرم کند کننده به جرم سوخت برای قلب راکتور مرجع و قلب راکتور با سوخت های حلقوی 86
جدول4-15: مقادیر دمایی سیال وچگالی متناظر با آن در راستای محوری88
جدول4-16: نتایج تغییرات ضریب تکثیر بر حسب تغییرات دمای متوسط
سوخت104
جدول4-17: نتایج تغییرات ضریب تکثیر بر حسب تغییرات دمای متوسط سیال خنک کننده120
جدول5-1: نتایج نهایی دو ضریب ایمنی مذکور در این تحقیق126
جدول5-2: ضریب داپلر و ضریب دمایی کند کننده راکتیویته126
جدول5-3: ضریب راکتیویته توان126
فهرست شکل ها
عنوان صفحه
شکل1-1- چشم انداز مصرف انرژی در کشور آمریکا3
شکل1-2- شماتیک سیکل اول ودوم یک راکتور PWR 10
شکل1-3- سیستم های اصلی، اضطراری و لوپ اولیه و ثانویه یک نیروگاه 1000 مگاواتی از نوع PWR12
شکل1-4- Vessel یک راکتور PWR14
شکل1-5 – نمای از راکتور بوشهر 18
شکل2-1- شماتیک مدل ساده فیدبک (دینامیک راکتور)27
شکل2-2- اثر ضریب راکتیویتهآنی در پایین تر آوردن پیک توانی32
شکل3-1- شماتیک کلی یک میله سوخت حلقوی سینترشده ……………42

شکل3-2- شماتیک کلی یک میله سوخت حلقوی VIPAC …43
شکل3-3- مقایسه پیک دمایی سوخت حلقوی نسبت به سوخت معمولی در یک راکتور PWR45
شکل4-1- یک میله سوخت راکتورVVER-1000 بوشهر51
شکل4-2- طرح شماتیک یک میله جاذب سوختنی53
شکل4-3- توزیع گروههای میله کنترل درون قلب56
شکل4-4- چنگک میله کنترل57
شکل4-5- میله کنترل 58
شکل4-6- شماتیک کانال هدایت کننده60
شکل4-7- یک مجتمع سوخت62
شکل4-8- قلب راکتور و چیدمان مجتمع های سوخت در آن64
شکل4-9- شماتیک ابعاد میله سوخت معمولی و حلقوی جهت مقایسه83
شکل4-10- تفاوت بینunder moderated و over moderatedبودن قلب85
شکل4-11- برش میله سوخت حلقوی89
شکل4-12- یک میله سوخت حلقوی در مجتمع سوخت90
شکل4-13- مجتمع سوخت نوع 1691
شکل4-14- مجتمع سوخت نوع 2492
شکل4-15- مجتمع سوخت نوع 3693
شکل4-16- مجتمع سوخت نوع 24B2094
شکل4-17- مجتمع سوخت نوع 24B3695
شکل4-18- مجتمع سوخت نوع 36B3696
شکل4-19- نمای مجتمع سوخت نوع 24 حاوی میله کنترل نوع1097
شکل4-20- نمای میله کنترل در کانال هدایت کننده مربوط به مجتمع سوخت نوع 2498
شکل4-21- نمای از برش قلب و میله های سوخت، میله کنترل نوع 10 در آن مشخص می باشد99
شکل4-22- نمای تقسیم بندی قلب در راستای محوری100
شکل4-23- نمای تقسیم بندی قلب در راستای محوری101
شکل4-24- یک ششم قلب شبیه سازی شده102
شکل4-25- نمودار تغییرات ضریب تکثیر قلب بر حسب تغییرات دمای متوسط سوخت105
شکل4-26- نمودار تغییرات لگاریتم ضریب تکثیر قلب بر حسب تغییرات دمای متوسط سوخت106
شکل4-27- مقطع میله سوخت حلقوی با ناحیه ها و دماهای مربوطه112
شکل4-28- مدل مقاومتی متناظر با شکل 4-27113
شکل4-29- نمودار تغییرات ضریب تکثیر قلب بر حسب تغییرات دمای متوسط سیال خنک کننده121
شکل4-30- نمودار تغییرات لگاریتم ضریب تکثیر قلب بر حسب تغییرات دمای متوسط سیال خنک کننده122
فصل اول
1- مقدمه ای بر راکتور های هسته ای
1-1- مقدمه
درحال حاضربیشترین منابع تامین انرژی ، سوخت های فسیلی و انرژی های حاصل از آنها می باشند که این منابع به مرور زمان درحال اتمام هستند. این امر خود دلیلی برای پیدا کردن جایگزینی برای سوختهای فسیلی میباشد. درحال حاضر انرژیهای تجدیدپذیر به عنوان جایگزینی برای سوختهای فسیلی مطرح می باشد اما بدلیل صرفه اقتصادی و سرمایه گذاریهای اولیه در زمینه انرژی فسیلی، انرژی های تجدید پذیر درمقیاس صنعتی هنوز فراگیرنشده است. یکی از جایگزینهای مناسب برای انرژی های تجدیدپذیر، انرژی حاصل از شکافت هسته ای مواد میباشد .
نیروگاههای هسته ای به دلیل برتریهای زیست محیطی ومقدارسوخت مورد نیاز کمتربرای تولید یک مقدار انرژی نسبت به نیروگاهها ی فسیلی از الویت بیشتری برخوردارند. البته ناگفته نماند که سرمایه گذاری اولیه برای ساخت چنین نیروگاههایی بدلیل رعایت نکات ایمنی بالاتراز نیروگاههای فسیلی می باشد. اما این هزینه سرمایه گذاری اضافی درطی سالیان بهره برداری به مرور زمان با هزینه های بهره برداری کمتر جبران می شود. به عنوان مثال، هزینه ساخت یک نیروگاه فسیلی 1000 مگاواتی حدود 500 میلیون دلار و هزینه ساخت یک نیروگاه هسته ای حدود 5000 میلیون دلار میباشد. اما این هزینه سرمایه گذاری اضافی درطی 10 سال با هزینه های کمتری که برای سوخت میشود جبران می شود[1].
نیروگاههای هسته ای درطی سالیان اخیر دستخوش تغییرات گسترده درجهت افزایش توان تولیدی وهمچنین حاشیه ایمنی بالا گشته اند و انواع مختلف آن درگوشه کنار جهان درحال فعالیت هستند که در قسمت بعد نیروگاههای مختلف هسته ای بطور اجمالی معرفی می گردند.
انرژی الکتریکی و همچنین رشد روز افزون تقاضا برای انرژی به همراه بالا بودن نرخ انرژی ما را بر آن میدارد که بدنبال روشهای افزایش تولید انرژی و بهینه سازی راکتورهای موجود باشیم. بر اساس گزارشات 1EIA مصرف انرژی جهانی تا سال2025 به % 57 مقدار کنونی افزایش خواهد یافت که دراین میان مصرف انرژی ناشی از تولید هسته ای از 2560 میلیارد کیلو وات ساعت به 3300 میلیارد کیلو وات ساعت می رسد. بعنوان مثال در شکل 1-1 مصرف انرژی در کشور آمریکا نشان داده شده است [1].

شکل 1-1 : چشم انداز مصرف انرژی الکتریکی در کشور آمریکا
به منظور این که به این نیاز انرژی پاسخ داده شود صنایع هسته ای مرتبط به دو روش می توانند وارد عمل شوند: گزینه اول ساخت تعداد بیشتر نیروگاه های هسته ای میباشد و گزینه دوم بالا بردن توان خروجی نیروگاه های هسته ای در حال کار می باشد. در مورد گزینه دوم، چون تقریباً تمام نیروگاه هسته ای به ظرفیت تولید حدود % 90رسیده اند[1]، بنابراین بهبود روشهایی مانند کوتاه کردن زمان خاموشی یا کم کردن محدودیت های بهره برداری از نیروگاه نمی تواند به اندازه زیادی توان خروجی یک نیروگاه درحال کار را افزایش دهد، بنابراین تنها روش قابل اعتماد برای بهبود توان خروجی نیروگاه ها بهبود طراحی قلب و اجزای آن میباشد. بهبود طراحی قلب از طریق یکی از دو استراتژی های زیر میتوانند توان الکتریکی خروجی را افزایش دهد:
1- افزایش تعداد دسته های سوخت درون قلب (که این کار مستلزم طراحی مجدد و تغییرات vessel راکتور می باشد(.
2- افزایش توان تولیدی هر دسته سوخت.
طراحی مجدد و تغییرات vessel راکتور امکان پذیر میباشد ولی با ملاحظات اقتصادی و محدودیتهای ساخت مواجه می شود در حالی که طراحی سوخت های پیشرفته می تواند با محدودیت های کمتری مواجه شود . این طرح پیشنهادی، طراحی سوخت پیشرفته را بصورت استفاده از سوخت های حلقوی که می توانند به چگالی توان بالاتری ودر نتیجه الکتریسیته بیشتری دست یابند مد نظر دارد.
در سالیان اخیر تلاشهای زیادی برای افزایش توان خروجی با میزان سوخت یکسان و همچنین افزایش حاشیه ایمنی راکتور های PWR غربی انجام گرفته است که در فصل سه مروری بر این قبیل کارها انجام گرفته است.
در این خصوص در مورد راکتورهای روسی، VVER ، تحقیقات بسیار کمی صورت گرفته است به گونه ای که تحقیق کنونی را می توان در زمره اولین تحقیقات پیرامون سوخت حلقوی در راکتور های VVER روسی قلمداد کرد.
در این تحقیق در راستای بدست آوردن دو ضریب ایمنی ، قلب راکتور با سوخت های حلقوی شبیه سازی شده است و تحقیقات بر روی این قلب شبیه سازی شده که در نوع خود جدید است انجام گرفته است و در انتها برخی نتایج با موارد متناظر خود در راکتور مرجع که راکتور VVER-1000 بوشهر می باشد مورد مقایسه قرار گرفته است.
1-1-2- هدف از انجام تحقیق
هدف از انجام این تحقیق بدست آوردن ضرایب ایمنی برای قلب راکتور VVER-1000 که شامل مجمو عه های سوخت حلقوی است می باشد.
این ضرائب ایمنی عبارتند از :
1- ضریب راکتیویته آنی (Prompt Reactivity Coefficient) که فاکتوری مهم در مطالعه جهش های توان راکتور در بحث دینامیک راکتور است
2- ضریب راکتیویته توان (Power Reactivity Coefficient ) که فاکتوری مهم در مانورهای توان راکتوراست.
1-2- انواع راکتورهای هسته ای
راکتورهای هسته ای را میتوان به دو نوع کلی زیر تقسیم کرد:
الف ) راکتورهای حرارتی که در آنها حدود 60 درصد فیژن بوسیله نوترونهای حرارتی روی میدهد.
ب) راکتورهای سریع که در آنها حدود 98 درصد فیژنها بوسیله نوترونهای سریع روی میدهد.
درهمه راکتورها، قلب راکتور که دمای بسیار زیادی دارد باید خنک شود. دریک نیروگاه هسته ای، سیستم خنک ساز به نوعی طراحی می شود که از گرمای آزاد شده به بهترین شکل ممکن استفاده شود. دراغلب این سیستمها از آب استفاده می شود. اما آب نوعی کندکننده برای راکتورهای حرارتی نیز محسوب می شود و از این رو نمی تواند درراکتورهای سریع مورد استفاده قرار گیرد. درراکتورهای سریع عمدتا از سدیم مذاب یا نمک های سدیم و در نوع گازی راکتورهای سریع از گاز CO2 و هلیم استفاده می شود ودمای کاری خنک ساز نیز بالاتر است[1].
دریک نیروگاه هسته ای، توسط گرمای تولیدی از فعل و انفعالات هسته ای آب گرم می شود و به بخار تبدیل میگردد. بخار آب توربین بخار را به حرکت درمی آورد، توربین نیز ژنراتور را می چرخاند وبه این ترتیب انرژی تولید می شود . این آب و بخار آن درتماس مستقیم با راکتور هسته ای هستند وازاین رو درمعرض تابش های شدید رادیواکتیو قرار میگیرند. برای پیشگیری از هرگونه خطرمرتبط بااین آب آلوده به رادیواکتیو، دربرخی راکتورها بخارتولیدشده را به یک مبدل حرارتی ثانویه وارد میکنند واز آن به عنوان یک منبع گرمایی درچرخه دوم استفاده می کنند. بدین ترتیب آب و بخارآلوده به مواد رادیواکتیو هیچ تماسی با توربین نخواهند داشت .
1-3- انواع راکتورهای حرارتی

درراکتورهای گرمایی علاوه برکندکننده ، سوخت هسته ای ( ایزوتوپ قابل شکافت )، مخزن بخار ولوله ها ی منتقل کننده آن، دیواره های حفاظتی وتجهیزات کنترل و مونیتورینگ سیستمهای راکتور نیز وجود دارند. البته بسته به این که این راکتورها از کانال های سوخت تحت فشار2 ، مخزن بزرگ تحت فشار3 یا خنک کننده گازی استفاده کنند، می توان آنها را به سه دسته تقسیم کرد.
الف- کانال ها ی تحت فشار درراکتورهای CANDU و RBMK استفاده می شوند ومی توان آنها را درحال کارکردن راکتور، سوخت رسانی4 کرد .
ب- راکتور تحت فشار5که رایج ترین نوع راکتور است واغلب نیروگاهها ی هسته ای ودر راکتورهای دریایی (کشتی ، ناوهواپیمابر یا زیردریایی ) ازآن استفاده می شود . این مخزن می تواند به عنوان یکی از لایه های حفاظتی در برابر نشت مواد رادیواکتیو6 نیز عمل کند .
ج- خنکساز گازی : دراین گونه راکتور ، به جای آب از یک سیال گاز ی شکل برای خنک کردن راکتور استفاده می شود . این گاز دریک چرخه گرمایی با منبع حرارتی راکتور قرارمی گیرد و معمولا از هلیوم برای آن استفاده می شود، هرچند که نیتروژن و دی اکسید کربن نیز کاربرد دارند. دربرخی راکتورهای جدید ، راکتور به قدری گرما تولید می کند که گاز خنک کن می تواند مستقیما یک توربین گازی را بچرخاند ، درحالی که درطراحی های قدیمی تر گاز خنک کن را به یک مبدل حرارتی می فرستادند تا دریک چرخه دیگر،آب را به بخار تبدیل کند وبخار داغ ، یک توربین بخار را بگرداند[1].
راکتورهای حرارتی را نیز می توان از لحاظ کندکننده ای که در آنها استفاده می شود به صورت زیر تقسیم بندی کرد:
1-3-1 – انواع راکتورها ی ترمال ازلحاظ کند کنندگی

الف – کندسازی با آب سبک :
1- راکتور آب تحت فشار (PWR)Pressurized Water Reactor
2 – راکتور آب جوشان (BWR) Boiling Water Reactor
ب- کندسازی با گرافیت :
1- ماگنوس Magnox
2- راکتورپیشرفته با خنک کنندی گازی (AGR) Advanced Gas-Cooled Reactor
3- راکتورRBMK (یک نوع راکتور آب جوشان ساخت کشور روسیه میباشد.)
4- راکتور PBMR (Pebble Bed Modular Reactor)
ج)کند کنندگی با آب سنگین :
1- راکتورSGHWR (Steam Generating Heavy Water Reactor)
2- راکتور CANDU (CANada Deuterium Uranium)
1-4 – راکتورآبی تحت فشار ، PWR
راکتورPWR یکی از رایج ترین راکتورهای هسته ای است که از آب معمولی هم به عنوان کند کننده نوترونها وهم به عنوان خنک کننده استفاده می شود. در یک PWR، از آب تحت فشار در مدارخنک کننده اولیه استفاده می شود.از لحاظ ترمودینامیکی آب تحت فشار، دردمایی بالاتر از آب معمولی به جوش می آید و لذا این چرخه خنک کننده اولیه را به گونه ای طراحی می کنند که آب با وجود آنکه دمایی بسیاربالا دارد، به جوش نیاید وبه بخار تبدیل نشود.این آب داغ وتحت فشار دریک مبدل حرارتی، گرما را به چرخه دوم منتقل میکند که یک نوع چرخه بخار است وازآب معمولی استفاده می کند. دراین چرخه آب به جوش می آید وبخارداغ تشکیل می شود، بخار داغ یک توربین بخاررا می چرخاند، توربین هم یک ژنراتور ودرنهایت ژنراتور ،انرژی الکتریکی تولید می کند[2].
PWR ها به دلیل دارا بودن چرخه ثانویه با BWR تفاوت دارد. از گرمای تولیدی درPWR به عنوان سیستم گرم کننده درنواحی قطبی نیز استفاده شده است. این نوع راکتور رایج ترین نوع راکتورهای هسته ای است ودرحال حاضر، بیش از 230 عدد از آنها درنیروگاههای هسته ای تولید برق و صدها راکتور دیگر برای تامین انرژی تجهیزات دریایی مورد استفاده قرارمی گیرند[2].
1-4-1- خنک کننده
برخورد نوترون ها با سوخت هسته ای درون میله های سوخت موجب شکافت هسته اتمها می شود واین فرآیند هم به نوبه خود گرما و نوترونهای بیشتری آزاد می کند.اگراین حرارت آزاد شده منتقل نشود ، ممکن است میله های سوخت ذوب شوند وساختار کنترلی راکتور ازبین برود. درPWR ،میله ها ی سوخت به صورت دسته هایی درساختاری منظم قرار گرفته اند وآب از کف راکتور به بالا جریان پیدا می کند . آب از میان این میله های سوخت عبورمی کند وبه شدت گرم می شود، به طوری که در پایین قلب حدود 295 و در بالای قلب به دمای حدود 325 درجه سانتی گراد می رسد. درمبدل حرارتی ،این آب داغ موجب داغ شدن آب درچرخه دوم می شود وبخاری با دمای 270 درجه سانتیگراد تولید می کند و روانه توربین می کند تاتوربین را بچرخاند (به شکل 1-2 رجوع شود).
1-4-2- کندکننده
نوترونهای سریع7 حاصل از یک شکافت هسته ای بیش از آن حدی پر انرژی هستند که بتوانند یک واکنش شکافت هسته ای دیگر را در راکتورترمال آغاز کنند. انرژی آنها را باید مرتبا کاهش داد تابا محیط اطراف خود به تعادل گرمایی برسند. محیط اطراف نوترونها (سوخت درون قلب راکتور) در مرکز قرص سوخت دمایی درحدود 450 درجه سانتیگراد و در پیرامون آن دمایی درحدود 340 درجه سانتی گراد دارد. دریک PWR، نوترونها درپی برخورد با مولکول های آب خنک ساز، انرژی جنبشی خود را از دست می دهند؛ به طوری که پس از 8 تا 10 برخورد (البته به طورمتوسط) بامحیط هم دما می شوند. دراین حالت ، احتمال جذب نوترونها از سوی هسته U-235 بسیارزیاد است ودرصورت جذب بلافاصله هسته مرکب U-236 (Compond Nucleus) جدید دچارشکافت می شود[3].
مکانیسم حساسی که هرراکتورهسته ای را کنترل می کند ، سرعت آزاد سازی نوترونها درطول یک فرآیند شکافت است به طورمتوسط از هرشکافت U-235، 2.45 نوترون سریع (با متوسط انرژی MeV 2 ومقدارزیادی انرژی آزاد می شود .نوترون ها ی آزاد شده پس از کند شدن اگربا هسته U-235 دیگری برخورد کنند ، شکافت دیگری راسبب می شوند و درنهایت یک واکنش زنجیره ای روی می دهد. اگر تمام این نوترونها دریک لحظه آزاد شوند ، تعدادشان به قدری زیاد می شوند که باعث ذوب شدن راکتور خواهد شد . (تعداد ذرات پرانرژی ، دمای یک سیستم راتعیین می کند. معادله بولتزمن، این ارتباط راتوصیف می کند.) خوشبختانه برخی از این نوترونها پس ازیک بازه زمانی نه چندان کوتاه ( حدود یک دقیقه ) تولید می شوند و سبب می شوند دیگرعوامل کنترل کننده ازاین تاخیر زمانی استفاده کرده ، اثرخود را داشته باشند.
شکل 1-2: شماتیک سیکل اول و سیکل دوم یک راکتور PWR
یکی از مزیت های استفاده ازآب درPWR ، این است که اثرکند سازی آب با افزایش دما کاهش می یابد.آب قلب یک PWRدرحالت عادی درفشار 150 اتمسفرقرار دارد ( حدود 15 مگا پاسکال) ودربالای قلب راکتوربه دمای 325 درجه سانتی گراد می رسد . درست است که آب با فشار پانزده مگا پاسکال دراین دما جوش نمی آید ، ولی به شدت از خاصیت کند کنندگی اش کاسته می شود ، بنابراین آهنگ واکنش شکافت هسته ای کاهش می یابد و حرارت کمتری تولید می شود ودما پایین می آید. برای یک PWR که Undermoderated باشد خود سیستم PWR دارای یک سیستم خود تعادلی8 درراکتوربوجود می آورد وتضمین می کند توان راکتور درکمترین میزان مورد نیاز برای تامین گرمای سیستم بخار ثانویه باشد. خواننده برای توضیح بیشتر می تواند به کتاب تئورب راکتور هسته ای تدوین شده توسط دکتر فرشاد فقیهی مراجعه نماید [4].
دراغلب راکتورهای PWR ، توان راکتوررا دردوره فعالیت معمولی و یا دوره های دراز مدت، با تغییرات غلظت بورون ( بصورت اسید بوریک) درچرخه خنک کننده اولیه کنترل می کنند . سرعت جریان خنک کننده اول درراکتورهای PWR معمولی ثابت است . بورون یک جذب کننده قوی نوترون است وبا افزایش یا کاهش غلظت آن ، می توان توان راکتور را افزایش یا کاهش داد. برای این کار، یک سیستم کنترلی پیچیده شامل پمپ های فشار بالا که آب را درفشار 15 مگاپاسکال از چرخه خارج می کند ، تجهیزات تغییر غلظت اسید بوریک وترزیق مجدد آب به چرخه خنک کننده مورد نیاز است .
یکی از اشکالات تمام راکتورهای شکافت، این است که حتی پس از توقف واکنش شکافت، هنوز هم واپاشی های رادیواکتیوی انجام می شود وحرارت زیادی آزاد می شود که اگر این حرارت از سیستم خارج نشود می تواند راکتور را ذوب کند. البته سیستم های حفاظتی و پشتیبانی متعددی برای جلوگیری از این واقعه وجود دارند، با این حال ممکن است دراثر پیچیدگی های این سیستم ها، برهمکنش های پیش بینی نشده یا خطاهای عملیاتی مرگ آفرینی درشرایط اضطراری روی دهند. درنهایت، هرراکتور با یک حفاظ ساختمانی بتونی احاطه شده است که آخرین سد دربرابرتشعشات رادیو اکتیو است [3].
1-5- معرفی اجزا نیروگاههای هسته ای PWR
وظیفه یک نیروگاه قدرت هسته ای تولید الکتریسته می باشد. به طورکلی دوسیستم مهم وعمده استفاده شده جهت تبدیل حرارت تولید شده توسط سوخت به توان الکتریکی برای صنایع و استفاده محلی وجود دارد. سیستم اولیه حرارت را از سوخت به مبدل حرارتی تولید بخار جاییکه سیستم دوم شروع می شود منتقل می کند . بخار تولید شده درمبدل بوسیله سیکل ثانویه پس از خشک سازی (Drying) به توربین فشار بالا منتقل می شود. بعد ازعبور بخار ازمیان توربین فشارپایین(جائیکه قدرت بخار به توان الکتریسته تبدیل می شود) به سمت چگالنده هدایت می شود و حرارت مازاد بخار درچگالنده از آن گرفته شده واجازه مایع شدن به بخار را می دهد. سپس آب حاصل جهت استفاده مجدد با پمپ به داخل مبدل تولید بخار ثا نویه هدایت می شود که برای درک شهودی بیشتر خواننده می تواند به شکل 1-3 مراجعه نماید.
شکل 1-3 : سیستمهای اصلی، اضطراری و لوپ اولیه و ثانویه یک نیروگاه 1000 مگاواتی از نوع PWR [5].
برای انجام وکارایی بهینه سیکل اول ودوم حدودا 100 سیستم پشتیبانی وجود دارد که در مجموع برای امور اضطراری وسیستم های اختصاصی جهت سبک کردن اثرات وپیامدهای حاصل از حوادث می باشند. سیستم اولیه که به عنوان سیستم خنک کننده راکتور خوانده می شود شامل ظرف راکتور تحت فشار (Pressure Vessel) مبدل تولید بخار(Steam Generator) پمپهای خنک کننده راکتور وظرف کنترل کننده فشار ( Pressurize) ولوله کشی هایی که این اجزا را به محفظه راکتورتحت فشارمتصل می کنند، می باشد. وظیفه اصلی سیستم خنک کننده راکتور انتقال گرما از سوخت به Steam Generatorمی باشد. وظیفه دوم این سیستم جلوگیری ازفرار هرگونه تولیدات حاصل ازشکافت که شدیدا رادیواکتیو است می باشد[4].
اجزا مهم وعمده راکتورشامل Core Barrel ، قلب راکتور ودیگر اجزای داخلی قلب راکتور می باشد. شکل محفظه راکتور به صورت استوانه ای می باشد که قسمت تحتانی آن به صورت نیم کره ای می باشد وقسمت فوقانی آن به صورت نیمکره ای وقابل جابه جایی می باشد.قابل جا به جا بودن قسمت بالایی راکتور اجازه سوخت گذاری مجدد را به ما میدهد . همچنین یک نازل ورود ی خنک کننده به راکتور (Cold-Leg) ویک نازل خروجی جهت خروج خنک کننده از راکتور ( Hot-Leg) برای هرچرخه سیستم خنک کننده راکتور تعبیه شده است .
بدنه راکتور از آلیاژی از استیل- مولیبدیوم – منگنز با ضخامت حدود 30 سانتیمتر ساخته شده است وتمامی سطوح آن که درتماس با خنک کن راکتور قرار دارند با لایه ای از Stainless-Steel جهت افزایش مقاومت خوردگی پوشانده شده است . بسته هایی داخلی بالایی روی قسمت بالای سوخت ها قرارگرفته است که شامل ستون ها ی هدایت برای هدایت میله های کنترل درون مجموعه سوختها می باشد. شکل 1-4 Vessel یک راکتور PWR و اجزاء آنرا نمایش می دهد[3].

شکل1-4 : Vessel یک راکتور PWR [3].
1-6- راکتور های آبی تحت فشار روسی (VVER )
شوروی سابق ایده اصلی راکتور های تحت فشار را از شرکت وستینگهاوس امریکا گرفت. اولین تجارب از این نوع راکتور ها در ساخت کشتی های یخ شکن و زیردریایها به کار گرفته شد و بعد راکتور هایی با قدرت 265 و 338 مگاوات در نورانژ مورد بهره برداری قرار گرفت و پس از آن به راکتور های VVER،(یک مخفف روسی است و به معنای راکتور آبی تحت فشارکه خنک کننده و کند کننده آن آب سبک است) معروف شدند[6].
راکتور های VVER با راکتور های PWR تفاوت های به شرح زیر دارند:
1- در راکتور های VVER مبدل های حرارتی به صورت افقی هستند ولی در راکتورهای PWR مولدهای بخار به صورت عمودی می باشند.
2- مجتمع های سوخت در راکتور VVER مقطع شش ضلعی دارند در حالیکه در طرح PWR از مجتمع های چهارگوش استفاده می شود.
3- قرص های سوخت در راکتور های VVER دارای حفره در مرکز می باشند در حالیکه در طرح PWR چنین حفره ای وجود ندارد.
اولین نیروگاه هسته ای با راکتور آب تحت فشار در شوروی سابق به نام VVER-210 در سال 1963 و در شهر نورانژ ساخته شد، که توان الکتریکی آن 265 مگاوات بود. دومین راکتور نیز از همین نوع به توان الکتریکی 336 مگاوات در همان شهر ساخته شد. این نیروگاهها را می توان به عنوان نیروگاه های آزمایشی برای جمع آوری اطلاعات فنی و تجارب اولیه جهت توسعه راکتور های VVER بعدی منظور کرد.
بر اساس تجربیاتی که از این راکتور ها بدست آمد ، استاندارد توان به 440 مگاوات رسید که شامل دو مدل مهم V213 و V230 می باشد. دو واحد از راکتور VVER440/V230 در شهر نورانژ در سالهای 1972 و 1973 ساخته شد.از سال 1972 تا 1982 شانزده واحد نیروگاه 440 مگاواتی مدل V230 در کشورهای شوروی سابق ، بلغارستان ، چکسلواکی و آلمان شرقی ساخته شد.
در طرح V213 بخشی از کمبود های مدل V230 جبران شد ؛ و در آن سیستم خنک کننده اضطراری بهبود یافت و یک برج چگالش برای مقابله با حادثه LOCA به ساختمان نیروگاه اضافه شد و چرخ های طیار روی محور اصلی پمپ ها قرار گرفتند تا در حالت اضطراری به گردش آب در مدار اولیه کمک کند.در حال حاضر در کشور های روسیه ، مجارستان ،چکسلواکی و فنلاند 14 واحد از نیروگاههای 440 مگاواتی مدل V213 در مرحله بهره برداری هستند.
از سال 1970 ، طراحی نیروگاههای هزار مگاواتی شروع شد و چند سال بعد ساخت اولین نمونه آن آغاز شد.اولین نیروگاه هزار مگاواتی شوروی در سال 1980 در نورانژ بکار افتاد. راکتور این نوع نیروگاه ها دارای چهار مدار خنک کننده و برداشت حرارت می باشد که درون یک پوشش ایمنی قرار دارد[2].
راکتور های هزار مگاواتی از نظر کیفیت ، بهبودهایی را که در دوران توسعه راکتور های 440 مگاواتی به دست آمده بود را شامل می شد، نظیر ایجاد یک پوشش دو جداره که جدار خارجی آن از بتن فشرده می باشد و جدار داخلی آن فشاری معادل 4.5 اتمسفر و دمای 150 درجه سانتی گراد را تحمل می کند، استفاده از چهار مدار خنک کننده به جای شش مدار که در راکتورهای 440 مگاواتی مرسوم بود ،پوشش دادن جدار داخلی دیگ فشار با یک لایه فولاد ضد زنگ برای جلوگیری از خوردگی، افزایش چگالی قدرت راکتور با یکنواخت تر کردن انتقال حرارت در حجم قلب و افزایش سرعت آب خنک کننده ، استفاده از اسید بوریک علاوه بر میله های کنترل برای کنترل راکتور و غیره.
تا کنون 19 واحد راکتور VVER-1000 در جهان ساخته شده و در دست بهره برداری است، از این تعداد، 4 واحد در بالاکف روسیه،2 واحد در کالینین روسیه،1 واحد در نورانژ 9 واحد در اکراین،2 واحد در بلغارستان و 1 واحد در ایران قرار دارد.
از نظر کارشناسان کشور های غربی نیروگاه هایی با راکتور VVER-1000 کامل ترین نیروگاههایی هستند که در شوروی سابق ساخته شده اند .
جمهوری اسلامی ایران نیز جهت تکمیل پروژه نیروگاه بوشهر ، که از طرف شرکت آلمانی SIEMENS-KWU نیمه کاره رها شده بود، اقدام به عقد قرارداد با روسیه نمود و در تکمیل این نیروگاه تصمیم به استفاده از راکتور VVER1000/V320 گرفت.
1-7- نیروگاه اتمی بوشهر
راکتور این نیروگاه داخل یک پوشش ایمنی قرار گرفته است ، این پوشش به یک اسپری آب سرد برای جلوگیری از افزایش فشار بخار به هنگام بروز حادثه مجهز می باشد. جدول 1-1 اجزا تشکیل دهنده راکتور بوشهر و شکل 1-5 نمایی از راکتور را نمایش می دهد[7]، [8]. سیستم دارای چهار مدار خنک کننده مشابه می باشد که هر مدار شامل یک پمپ و یک مولد بخار و یک دستگاه تنظیم فشار (Pressurizer ) که به طور مشترک بر روی چهار مدار عمل می کند که وظیفه اش تنظیم فشار داخل مدار خنک کننده راکتور هنگام تغییر بار مولد های بخار می باشد.
نیروگاه بوشهر به طور کلی دارای پنج حفاظ برای جلوگیری از نشت مواد رادیو اکتیو به بیرون می باشد:
1- غلاف سوخت
2- محفظه تحت فشار
3- دیواره های بتنی اطراف محفظه
4- کره فولادی که کلیه تجهیزات داخل راکتور را پوشش می دهد.
5- کره بتنی که بر روی قسمت خارجی کره فولادی قرار دارد ودر معرض دید همگان در خارج از نیروگاه قرار دارد.
دو جدار آخری در مقابل کلیه نیروهای که هنگام بهره برداری یا در مواقع اضطراری ممکن است بوجود آید مقاوم بوده و طراحی آن به گونه ای است که در برابر زلزله شدید، امواج طوفانی دریا، و انفجار با قدرت معین در زیر پوشش ایمنی و یا سقوط هواپیما مقاومت می کند[9].
شکل 1-5 : نمای ازقلب راکتور بوشهر، مکانی که مجتمع های سوخت قرار دارند[6].
جدول 1-1: مشخصات راکتور بوشهر[6].
مشخصاتمقدار یا تعداد1- قلب :
توان حرارتی نرمال3000 تعداد کل مجتمع های سوخت163 تعداد مجتمع سوخت با غنای 1.6% در سال اول54 تعداد مجتمع سوخت با غنای 2.4% در سال اول67 تعداد مجتمع سوخت با غنای 3.6% در سال اول42 جرم اسمی UO2 ، kg79840 گام مجتمع های سوخت ،Cm23.6
ارتفاع قلب در زمان کارکرد ، Cm355 قطر معادل قلب ، Cm316 نرخ متوسط توان خطی ، W/cm166.7 متوسط چگالی توان سوخت ،kW/kgU42.6 دبی خنک کننده ، m3/hr84000 دمای آب ورودی ، 0C291 دمای آب خروجی ،0C321 نسبت اورانیوم به آب (Geometrical )1.97 ارتفاع Vessel (Cm)11.185 قطر Vessel (Cm)4.535
2- میله سوخت :
جرم اکسید اورانیوم در یک میله سوخت ، kg1.5.75 مواد تشکیل دهنده غلافآلیاژ Zr +1% Nb قطر خارجی غلاف ، mm9.1 قطر داخلی غلاف ، mm7.73 جنس قرص سوختUO2 قطر خارجی قرص سوخت ، mm7.75 قطر حفره داخلی قرص سوخت ،mm1.5 – چگالی قرص سوخت ، gr/cm310.4-10.7
3- مجتمع سخت :
شکل مجتمع سوختهگزاگونال شکل چیدمان میله های سوختمثلثی گام میله های سوخت ،mm12.75 تعداد میله های سوخت در مجتمع سوخت311 جرم اکسید اورانیوم در مجتمع سوخت ، kg489.8 تعداد Guide channel در یک مجتمع سوخت18 تعدادSpacer grid در یک مجنمع سوخت15 تعداد کانال های اندازه گیری در یک مجتمع سوخت1 تعداد کانال مرکزی در یک مجتمع سوخت1


پاسخ دهید