مقاله بررسی راکتورهای هسته ای در 19 صفحه ورد قابل ویرایش

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.

کدهای محاسباتی نوترونی

مقدمه

کدهای هسته ای محاسباتی نوترونی به چند دسته صفر، یک، دو و سه بعدی تقسیم می‎شوند. کدهای صفر بعدی اثرات فضایی را فقط در یک سلول مورد بررسی قرار می دهند و در محاسبات مصرف سوخت، رآکتور را به مانند چشم نوترونی نقطه ای فرض می نمایند و قادر به انجام محاسبات سلولی می باشند. اصولاً علاوه بر این که شکل تغییرات، جریان، شکل هندسی و ترکیب قلب نیز به صورت صحیح نشان داده نمی‎شوند که اینگونه کدها تنها در تخمین محاسبات اولیه، مانند تخمین تغییرات رآکتیویته با مصرف سوخت و یا تولید ثوابت گروهی جهت استفاده در محاسبات سه بعدی و … کاربرد دارند. در میان این کدها، کدهایی مانند wims دارای قابلیت بیشتری در پرداختن به جزئیات دارند.

برای کاربردهای طراحی و آنالیز قلبهای چند ناحیه ای معمولاً از مدل نظریه پخش در یک تا سه بعدی و دو تا چهار گروهی برای راکتورهای آب سبک (LWR) که خنک کننده آن آب می‎باشد، مانند PWR استفاده می‎شود. کدهای یک بعدی فرض می‌کند که نوترونها تنها در یک جهت x مولفه شعاعی جریان دارند، مثلاً در چند شعاعی و قلب به صورت نواحی استوانه ای در نظر گرفته می‎شود و نشت در جهت محور عمودی با استفاده از کلینگ هندسی تعیین می‎شود که نمونه‌ای از این کدها عبارتند از کدهای AIM , FOG.

کدهای دوبعدی نظریه پخش، بررسی مجتمعهای سوخت و یا قسمتهای بزرگی از قلب را با دقت و جزئیات قابل توجهی امکانپذیر می نمایند. میله های کنترل، آبراهها، وسایل اندازه گیری و نواحی با غنای متفاوت، در این کدها منحصراً قابل آنالیز هستند و نمونه ای از این کدها عبارتند از کدهای EQUIPOISE , EXTERMIWATOR .

کدهای سه بعدی قادر به حل معادله سه بعدی پخش در چند گروه می باشند از جمله این کدها، کدهای CITATION , TRITON هستند.

2-3- کد محاسبات سلولی wims

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.

کد wins-D/4 معادلة ترانسپورت را به صورت عمودی و با استفاده از تکنیکهای مختلف حل می‌کند. در ابتدا سطح مقطع های ناحیه رزونانسی توسط قضیة هم ارزی و با استفاده از کتابخانه ای از انتگرال های رزونانسی بدست می آیند. با استفاده از تئوری برخورد طیف انرژی 69 گروهی برای شبکه یک المان هندسی ساده شده محاسبه می‎شود. سپس می‎توان از این طیف انرژی 69 گروهی برای متراکم کردن سطح مقطع ها در گروههای انرژی موردنیاز استفاده کرد. سپس معادله ترانسپورت با استفاده از جزئیات بیشتری از هندسه موردنظر و در گروههای انرژی انتخاب شده توسط روش carlson DSN و یا روشهای احتمالی برخورد حل می گردد. محاسبات نشت نیز با استفاده از تئوری پخش یا روش B1 بدست می آیند.

خرید فایل

[ادامه مطلب را در اینجا بخوانید ...] ایران دانلود...