برای جستجو در بین هزاران پایان نامه در موضوعات مختلف     

      و دانلود متن کامل آنها با فرمت ورد اینجا کلیک کنید     

 
دانلود پایان نامه

سپس این میله ها را به داخل سوراخ های تعبیه شده در قطعات گرافیتی شش وجهی به طول 78 سانتیمتر و قطر 35 سانتیمتر قرار می دهند. قطعات شش وجهی را به صورت استوانه در مجاورت یکدیگر می گذارند تا قلب راکتور به وجود آید. سوراخ های اضافی برای عبور گاز خنک کننده و سوراخ های دیگر برای میله های کنترل تعبیه می شود. نحوه کار یک راکتور گازی درجه بالا شبیه یک راکتور گازی از نوع AGR است. به طوری که از شکل (1-10 ) دیده می شود گاز هلیوم از داخل قلب راکتور به طرف پائین جریان می یابد و سپس از داخل مولد بخار و مجددا به کمک پمپ به داخل راکتور برمی گردد. بخار حاصل از راکتور گازی با درجه حرارت بالا حدود ℉ 1000و psi2400 می باشد که بهره کلی دستگاه حدود 40 درصد است. یک راکتور گازی با درجه حرارت بالا با توان40 مگاوات الکتریک به منظور نشان دادن طرز کار راکتور در سال 1967 به کار افتاد . نوع تجاری آن به قدرت MW 330 در سال 1975 به کار افتاد. این نوع راکتور نیاز به سرمایه گذاری اولیه کم و هزینه سوخت کم دارد و اثرات محیطی آن حداقل می باشد.
1-3-5 راکتور آب سنگین
این نوع راکتور دارای کند کننده و خنک کننده آب سنگین (D2 O) در چند کشور به ویژه در کانادا تحت توسعه یافته اند. کشور کانادا دارای امکانات گران قیمت غنی کردن اورانیوم نیست. طبیعی است که کانادائی ها دوست ندارند تولید نیروی برق خود را متکی بر دستگاه های غنی کردن اورانیوم کشورهای دیگر که کنترلی بر آن ندارند ، قرار دهند. اما در عین حال می خواهند از ذخائر طبیعی خود بهرمند شوند . بدین لحاظ راکتورهائی را انتخاب کرده اند که بتوانند با اورانیوم طبیعی کار کنند. به طوری که در بالا اشاره شد راکتورهای آب سبک نیاز به اورانیوم غنی شده دارند و بنابراین قابل قبول نمی باشند. از طرف دیگر راکتورهای خنک کننده گازی که کند کننده آنها گرافیت است ، در بریتانیا ساخته شده اند. اگر در آنها از سوخت اورانیوم طبیعی استفاده شود بسیار بزرگ هستند و هزینه اولیه آنها در دستگاه اقتصادی کانادا بالا خواهد بود. تنها راکتوری که از نقطه نظر اقتصادی مورد توجه است می تواند دارای سوخت اورانیوم طبیعی باشد راکتوری است که کند کننده آن آب سنگین باشد. چنین راکتوری می‏تواند با سوخت اورانیوم طبیعی کار کند زیرا سطح مقطع جذب دوتریوم ،D ، برای نوترن های حرارتی خیلی کم است و حتی کمتر از مثلا سطح مقطع جذب هیدروژن معمولی ، H ، است. در عین حال دوتریوم به صورت D2O دو برابر سنگین تر از هیدروژن در H2O است. بنابراین D2O از نقطه نظر کند کنندگی به اندازه H2O موثر نیست. مقدار متوسط کاهش انرژی نوترون ها در هر برخورد به D2O کمتر از برخورد به H2O است. بنابراین نوترون ها در H2O برای اینکه به انرژی حرارتی برسند تعداد برخورد بیشتری لازم دارند و فاصله بیشتری طی می کنند. قلب راکتور از نوع آب سنگین بزرگتر از قلب یک راکتور آب سبک است ، ولی خیلی کوچکتر از راکتور با کند کننده گرافیت و خنک کننده گازی می باشد.
شکل 1-10) نمودار راکتور گازی درجه بالا MW [8]
برای گریز از یک محفظه بزرگ و گرانقیمت کانادائی ها از لو له های تحت فشار استفاده کرده اند. سوخت در داخل لوله های (تحت فشار) قرار می گیرد. فاصله خنک کننده به طوری که در شکل (1-10) نشان داده شده است از داخل لوله عبور می کند ، لذا گرما از قلب راکتور به وسیله خنک کننده به خارج انتقال پیدا می‏کند بدون اینکه خنک کننده با کند کننده D2O تماس پیدا کند. بنابراین درجه حرارت کند کننده خیلی پائین تر از درجه حرارت خنک کننده خواهد بود و نیازی به تحت فشار قرار دادن آن نیست. درراکتورهای آب سنگین کانادا خنک کننده D2O است و برای اینکه به جوش نیاید تحت فشار می باشد. در هر صورت توجه زیادی به استفاده از خنک کننده ارزانتر نظیر آب معمولی یا مایعات آلی معطوف شده است.
شکل 1-11) نمودار دستگاه بخار در یک راکتور اب سنگین[8]
با وجود هزینه کم سوخت اورانیوم طبیعی بعید به نظر می رسد که صنایع آمریکا این نوع راکتور را توسعه دهند. یکی از این عوامل ضریب مثبت راکتیویته و ضریب قدرت در اثر ازدیاد درجه حرارت است. بنابراین راکتور ذاتا” پایدار نیست. لذا یک ازدیاد ناگهانی قدرت به طور خود به خود منجر به ازدیاد بیشتر قدرت می شود و برای تحت کنترل درآوردن راکتور نیاز به یک عامل خارجی است. بر طبق مقرارات ایمنی کمیسیون انرژی اتمی امریکا عمل عکس در اثر ازدیاد قدرت لازم است.[2]
راکتور های زاینده سریع با فلز مایع(LMFBR/FBR)
در راکتور های PWR وBWR  و دیگر انواع راکتور ها بخش عمده ای از واکنش شکافت بر روی ایزوتوپ 235- U اتفاق می افتد.
در راکتور های زاینده سریع دو فرایند تولید انرژی و ساخته شدن هسته های جدید پلوتونیم با هم اتفاق می افتند. قلب این راکتور از دو قسمت تشکیل می شود . میله های سوخت که مخلوطی است ، از دی‏اکسید‏پلو تونیم  و دی اکسیداورانیم در قسمت داخلی قراردارند.
در اینجا واکنشهای شکافت غالب هستند درحالی که در قسمت بیرونی فرایند غالب عبارت است از 238-U و239- PU . این قسمت بیرونی حاوی اورانیم شده است ( اورانیومی که کسر غنی شده آن حتی از 7/0 درصد یعنی مقدار طبیعی آنهم کمتر است ). در چنین راکتوری در واحد زمان ، پلوتونیم شکافت پذیر بیشتری حاصل میشود ، تا مقداری که تحت واکنش شکافت قرار گرفته میشود ( از این رو اسم “زاینده ” بر آن اطلاق شده است ). از طرف دیگر نوترون ها کند نمیشوند ، چرا که برای انجام فرآیندهای مورد بحث در بالا وجود نوترون های سریع الزامی هستند. [2]
راکتور های خنک شونده با مواد آلی
در راکتورهای خنک شونده با مواد آلی از یک سری مواد آلی مایع مخصوصاً از مخلوط هایی از دی فنیل و دی فنیل اکسید به عنوان یک عامل انتقال حرارت مناسب استفاده شده است.  [2]

مطلب مرتبط :   سیستم فازی و تابع عضویت

فصل دوم
مجتمع سوخت و المانهای سوخت در راکتورهای هسته‎ای
مقدمه
راکتورهای آبی تحت فشارشامل بیش از دو سوم عمده راکتورهای انرژی عملیاتی جهانی هستند. متعاقبا” وقتی دوره نگهداری این راکتورها طولانی می شود نه تنها کارائی آنها را کاهش می دهد بلکه هزینه های اقتصادی بالغ بر چندین میلیون دلار سالیانه را نیز در بر دارد . تولیدات خوردگی ، فعال سازی خنک کننده و فعالیت محصولات شکافت در حلقه های اولیه این راکتورها به عنوان عوامل غالب در جهت نرخ های بالاتر این سیستم ها ، تعیین می گردند. روند ( گرایش ) اخیر به سمت توسعه هسته های با خورندگی بالا ( اشتعال پذیری بالا ) و بسط طول های سیکل سوخت هر دوی راکتورهای موجود و در دست طراحی در این مشکل را بدتر می‏کنند.[9]
چندین تلاش تئوری ( نظری ) به سمت مطالعه مدلسازی آزادسازی برای توسعه سیستم های مانیتورینگ رادیواکتیویته خنک کننده اولیه ، صورت گرفته است. آقای کو و همکاران ، یک مدل را برای آزادسازی تولیدات شکافت ناپایدار از لوله های سوخت معیوب در خنک کننده ی راکتورهای تحت فشار ، توسعه داده اند. زمانی که شکاف ( تجزیه ) رخ می دهد ، قسمت تولیدات شکافت در انتشار سوخت به فاصله سوخت روکش‏دار در میان شبکه پیچیده تونل ها در ماتریس ( زمینه ) سوخت جامد ، آزاد می گردند. این تولیدات شکافت رادیواکتیو در فاصله سوخت با روکش محصور می مانند تا اینکه شکست ( ترکیدگی ) پوشش ( روکش ) منتج به تراوش آن ها در خنک کننده اولیه ، رخ دهد. تفکیک این ایزوتوپ ها از خنک کننده اولیه در مسیرهای چندگانه رخ می دهد همانطور که در شکل نشان داده شده است. در ناحیه خارج از هسته ، آن ها توسط تبادل گرهای یون و سیستم های تفکیک کنترل شیمیایی و کنترل حجمی بنام CVCS ، تفکیک می شوند ( شکل2- 1 (.
واپاشی پرتوزا ، تراوش ها و فیلترها نیز دیگر راه های موجود برای حذف آنها از مدار اولیه می‏باشد . در داخل ناحیه قلب ، این رادیو نوکلیدها توسط فعال سازی نوترون و واپاشی رادیواکتیویته طبیعی ، حذف می گردند. [9]
شکل 2-1) دیاگرام طرح تولید و سیکل تجزیه فعالیت محصولات شکاف در مدار خنک کننده اولیه[10]
به علت تعداد زیاد میله های سوخت در هسته یک PWRعملیاتی و تعداد زیاد پارامترهای موجود در ایجاد شکست میله سوخت ، بسیاری از آن ها همراه با عدم قطعیت زیاد و دارای مدل های تصادفی محدوده های تغییر پذیر تصادفی صحیح ، به خوبی قابل کاربرد می باشند. زمان های رخداد شکست سوخت از پیش تعیین نمی شوند ، این خصوصیت به یک سلسله از وقایع سری های زمانی تقسیم می شود. تکنیک شبیه‏سازی تصادفی برای مدلسازی توالی های واقعه شکست سوخت انتخاب می گردند. در کار حاضر، یک

دسته بندی : علمی