دانلود پایان نامه ارشد : بدست آوردن دو ضریب ایمنی قلب راکتور VVER-1000 با مجتمع سوخت های حلقوی

دانلود متن کامل پایان نامه مقطع کارشناسی ارشد رشته مهندسی هسته ای 

گرایش :راکتور 

عنوان :  بدست آوردن دو ضریب ایمنی قلب راکتور VVER-1000 با مجتمع سوخت های حلقوی

دانشکده مهندسی

پایان نامه­ی کارشناسی ارشد در رشته­ ی مهندسی هسته ای- راکتور

 بدست آوردن دو ضریب ایمنی قلب راکتور VVER-1000 با مجتمع سوخت های حلقوی

اساتید راهنما

دکتر فرشاد فقیهی

دکتر کمال حداد

برای رعایت حریم خصوصی نام نگارنده پایان نامه درج نمی شود

(در فایل دانلودی نام نویسنده موجود است)

تکه هایی از متن پایان نامه به عنوان نمونه :

(ممکن است هنگام انتقال از فایل اصلی به داخل سایت بعضی متون به هم بریزد یا بعضی نمادها و اشکال درج نشود ولی در فایل دانلودی همه چیز مرتب و کامل است)

چکیده

از اقداماتی که برای بهبود توان راکتورهای PWR انجام گرفته است تغییر هندسه سوخت دراین نوع راکتورها به نحوی که هیچ تغییری درابعاد وتعداد مجتمع های سوخت حاصل نمی شود. درنتیجه ابعاد قلب راکتور نیز تغییری نداشته وتنها موردی که تغییر میکند تعداد میله های سوخت می باشد. برای این منظور و همچنین به منظورپایینتر آوردن ماکزیمم دمای سوخت در راکتورهای هسته ای تحت فشار، تکنولوژی ساخت سوختهای حلقوی مورد توجه قرار گرفته است. اینگونه سوختها در  راکتورهای PWR   غربی مورد تحقیق قرار گرفته است ولی تحقیقات چندانی در راکتورهای VVER-1000  صورت نپذیرفته ، و لذا این مطالعه مد نظر قرار گرفته است. در این تحقیق بدست آوردن ضرایب ایمنی نوترونیک قلب راکتور  VVER-1000  که حاوی مجتمع های پیشنهادی جدیدی از سوخت حلقوی است و در شرایط ابتدای سیکل کاری راکتور (BOC)  و با شبیه سازی قلب  و انجام محاسبات توسط کد MCNP-5 ، مورد بررسی قرار گرفته است. این ضرائب ایمنی عبارتند از :1- ضریب راکتیویته آنی،که فاکتوری مهم درمطالعه جهش های توان راکتور میباشد، و مقدار  برای آن محاسبه شده است. 2- ضریب توان راکتیویته، که فاکتوری مهم در مانورهای توان راکتورمیباشد، و مقدار   برای آن محاسبه شده است.

فهرست مطالب

عنوان                                                                     صفحه

فصل اول: مقدمه ای بر راکتورهای هسته ای

1-1- مقدمه ………………………………………………………………….. 2

1-1-2- هدف از انجام تحقیق ……………………………………………………………….. 5

1-2- انواع راکتورهای هسته ای……………………………………………………………… 5

1-3- انواع راکتورهای حرارتی………………………………………………………………… 6

          1-3-1- انواع راکتور های حرارتی از لحاظ کندکنندگی………………………………….. 7

1-4- راکتور آبی تحت فشار PWR………………………………………………………….. 8

        1 -4-1- خنک کننده………………………………………………….. 9

        1-4-2- کند کننده………………………………………………………. 9

1-5- معرفی اجزا نیروگاههای هسته ای PWR……………………………………….. 12

   1-6- راکتورهای آبی تحت فشار روسی VVER………………………………………. 14

1-7- نیروگاه اتمی بوشهر……………………………………………………………………… 16

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 فیدبک………………………………………………………………… 26

2-2- ضریب راکتیویته آنی…………………………………………………………………… 29

   2-2-1- نقش ضریب راکتیویته آنی…………………………………………………… 30

2-3- ضریب راکتیویته توان………………………………………………………………….. 33

   2-3-1- نقش ضریب راکتیویته توان………………………………………………….. 34

2-4- کد محاسباتی MCNP و روش مونت کارلو…………………………………….. 35

   2-4-1- ساختارکد محاسباتی MCNP……………………………………………….. 38

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

    -2- قلب راکتور های PWR با سوخت های حلقوی………………………………………………… 44

    3-3- امتیازات بالقوه سوخت های حلقوی…………………………………………………………. 45

فصل چهارم:شیوه انجام تحقیق

 4-1- اجزا راکتور مرجع………………………………………………………………………. 49

          4-1-1- میله های سوخت………………………………………………………… 49

          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 گیری……………………………… 59

          4-1-5- مجتمع سوخت(Fuel Assembly)……………………………………………………………. 61

  4-1-6- قلب راکتور ……………………………………………………………………………………………………. 64

       4-2- محاسبات مربوط به مواد تشکیل دهنده اجزا قلب راکتور…………………………………… 66

   4-2-1- محاسبات مربوط به میله سوخت………………………………………………………………… 66

   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 BOC……………………… 76

      4-3- شبیه سازی قلب راکتورVVER-1000 با سوخت های حلقوی……… 80

    4-3-1- ملاحضات طراحی از نظر کمبود و اضافی کند کننده…………………………….. 84

    4-3-2- نحوه اعمال تغییرات دمای سیال خنک کننده در راستای محوری در شبیه       سازی     86

             4-3-3- شکل های حاصل از شبیه سازی…………………………………………………………….. 89

        4-4- ضریب راکتیویته آنی……………………………………………………………………. 103

4-4-1- ضریب دمایی سوخت راکتیویته (ضریب داپلر)……………………………………….. 107

4-5- ارائه یک تحلیل ترموهیدرولیکی…………………………………………………………………………. 109

4-6- مدل مقاومت گرمایی برای میله سوخت و قلب………………………………………………….. 111

         4-7- ضریب راکتیویته توان………………………………………………………………… 118

    4-7-6- ضریب دمایی کند کننده راکتیویته………………………………………………………….. 123

فصل پنجم: نتیجه گیری و پیشنهادات

5-1- جمع بندی نتایج ……………………………………………………………………….. 125

5-2- مزایای سوخت های حلقوی………………………………………………………….. 127

5-3- مدل شبیه سازی شده و کد نوترونیک نوشته شده………………………… 128

5-4- پیشنهادات…………………………………………………………………………………. 129

فهرست منابع و ماخذ ………………………………………………………………. 131

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 [1]EIA  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 .

-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 فشار[2] ، مخزن بزرگ تحت فشار[3] 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 رسانی[4] کرد .

ب- راکتور تحت فشار[5]که 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 رادیواکتیو[6] 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)

تعداد صفحه :155

قیمت : 14000تومان

بلافاصله پس از پرداخت ، لینک دانلود پایان نامه به شما نشان داده می شود

و در ضمن فایل خریداری شده به ایمیل شما ارسال می شود.

پشتیبانی سایت :        09199970560        info@arshadha.ir

در صورتی که مشکلی با پرداخت آنلاین دارید می توانید مبلغ مورد نظر برای هر فایل را کارت به کارت کرده و فایل درخواستی و اطلاعات واریز را به ایمیل ما ارسال کنید تا فایل را از طریق ایمیل دریافت کنید.

شماره کارت :  6037997263131360 بانک ملی به نام محمد علی رودسرابی

11

مطالب مشابه را هم ببینید

فایل مورد نظر خودتان را پیدا نکردید ؟ نگران نباشید . این صفحه را نبندید ! سایت ما حاوی حجم عظیمی از پایان نامه های دانشگاهی است. مطالب مشابه را هم ببینید. برای یافتن فایل مورد نظر کافیست از قسمت جستجو استفاده کنید. یا از منوی بالای سایت رشته مورد نظر خود را انتخاب کنید و همه فایل های رشته خودتان را ببینید