جریان واقعی گاز از داخل راکتور تا اندازه ای پیچیده است ولیکن جزئیات آن از نقطه نظر بحث حاضر چندان اهمیتی ندارد. گاز CO2از داخل کانال ها داخل قلب به طرف بالا می رود و از داخل شبکه نگهدارنده عبور می نماید و سپس از داخل یکی از چند مولد بخار که در اطراف قلب قرار دارند عبور میکند. گاز پس از عبور از مولدهای بخار از داخل پنکه ها یا دمنده ها که گاز را به جریان می اندازد عبور می کند و بدین ترتیب دوره گردش گاز کامل می شود.
به طوری که در شکل (۱-۹) نشان داده شده است ، قلب راکتورهای مولد بخار و پنکه ها همگی در داخل یک محفظه بتونی پیش فشرده بزرگ قرار دارند.
یکی از امتیازات راکتورهای خنک کننده گازی بهره زیاد آنهاست. نیروگاهی که در بالا شرح داده شد بخار فوق داغ با درجه حرارت حدود ℉ ۱۰۰۰و فشار psia 2400 تولید می کند و بهره کلی آن حدود ۴۲% است که به اندازه بهترین نیروگاه های فسیلی موجود امروزی می باشد . با وجود این هنوز جای تردید وجود دارد که راکتور بریتانیائی گازی پیشرفته AGR در ایالات متحده اقتصادی باشد ، زیرا سرمایه گذاری برای ساختن نیروگاه در انگلیس کمتر از ایالات متحده در نظر گرفته شده ، قدرت تولیدی AGR به ارزانی راکتور آب معمولی امریکائی است.
(( اینجا فقط تکه ای از متن درج شده است. برای خرید متن کامل فایل پایان نامه با فرمت ورد می توانید به سایت feko.ir مراجعه نمایید و کلمه کلیدی مورد نظرتان را جستجو نمایید. ))
کوشش های سال های گذشته در زمینه توسعه تکنولوژی راکتورهای گازی در ایالات متحده در شرکت جنرال گلف اتمیک[۱۶] متمرکز شده است و آنها سرگرم توسعه راکتور گازی با درجه حرارت بالا هستند. این راکتور حرارتی دارای کند کننده گرافیت است و با گاز هلیوم خنک می شود. از نقطه نظر خواص خنک کنندگی گازی ممتاز است. این گاز از گاز CO2 خنثی تر است و نوترون جذب نمی کند و بنابراین رادیواکتیو نمی شود. از شروع کار راکتور گازی درجه بالا از سوخت مخلوطی از توریوم و اورانیوم ۲۳۵ دارای غنای بالا استفاده می شود. اما با گذشت زمان که اورانیوم ۲۳۳ از تبدیل توریوم ۲۳۲ به وجود می آید ، جایگزین مقداری از اورانیوم ۲۳۵ می شود. این راکتور یک دستگاه زاینده نیست بنابراین همیشه بایستی مقداری اورانیوم ۲۳۵ در آن وجود داشته باشد. وقتی قلب راکتور در حال تعادل قرار می گیرد دارای اورانیوم ۲۳۵، توریوم ۲۳۲ و اورانیوم ۲۳۳ تولید شده است. از آنجا که سوخت این نوع راکتور دارای غنای بالا می باشد در مقایسه با راکتورهای گازی انگلیسی که اورانیوم طبیعی یا سوخت با غنای کم مصرف می کند به طور قابل ملاحظهای کوچکتر است. در نتیجه سرمایه اولیه یک راکتور گازی درجه بالا خیلی کمتر از راکتور گازی انگلیسی است. سوخت راکتور گازی درجه بالا به صورت کره هایی کوچک متشکل از کاربید اورانیوم و توریوم CO2 (U, Th) با پوشش مخصوص می باشد که مانع نفوذ پاره های شکافت به اطراف می شود و کارخانه های سازنده میله های سوختی به طول ۵ سانتیمتر و به قطر ۱۲ میلیمتر پر از این ذرات که دارای ماده پیوند کربنی است می سازند.[۷]
سپس این میله ها را به داخل سوراخ های تعبیه شده در قطعات گرافیتی شش وجهی به طول ۷۸ سانتیمتر و قطر ۳۵ 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 (۱-۱۰ ) 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 ℉ ۱۰۰۰و psi2400 می باشد که بهره کلی دستگاه حدود ۴۰ درصد است. یک راکتور گازی با درجه حرارت بالا با توان۴۰ مگاوات الکتریک به منظور نشان دادن طرز کار راکتور در سال ۱۹۶۷ به کار افتاد . نوع تجاری آن به قدرت MW 330 در سال ۱۹۷۵ به کار افتاد. این نوع راکتور نیاز به سرمایه گذاری اولیه کم و هزینه سوخت کم دارد و اثرات محیطی آن حداقل می باشد.
۱-۳-۵ 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 ۱-۱۰) 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 (۱-۱۰) 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 ۱-۱۱) نمودار دستگاه بخار در یک راکتور اب سنگین[۸]
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.[۲]
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 ۲۳۵- 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 ۲۳۸-U و۲۳۹- PU . این قسمت بیرونی حاوی اورانیم شده است ( اورانیومی که کسر غنی شده آن حتی از ۷/۰ 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. [۲]
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. [۲]
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.[۹]
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 ( شکل۲- ۱ (.
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. [۹]
شکل ۲-۱) دیاگرام طرح تولید و سیکل تجزیه فعالیت محصولات شکاف در مدار خنک کننده اولیه[۱۰]
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
مدل تصادفی توسعه می یابد که یک کد رایانه ای FPCART را برای تخمین وجود تولید شکاف در خنک کننده اولیه برای اختلالات واقع گرایانه انرژی ، توسعه می دهد. در بخش اول ، یک روش تصادفی پس از تولید توالی های واقعه شکست سوخت توسط نمونه برداری که به شدت وابسته به زمان است ، توسعه مییابد . در بخش دوم ، روش قطعی FPCART برای ثبت شکستگی های سوخت تصادفی توسعه یافته تا فعالیت تولید شکاف را در ناحیه سوخت و در ناحیه فضای سوخت روکش دارد ، محاسبه کند. [۱۰]
این روش بر مبنای روش رانگ-کوتا-فلبرگ می باشد که همراه با گام اندازه سازگار برای حل معادلات دیفرانسیلی معمولی دوگانه است. سپس ، در نهایت فعالیت تولید شکاف در ناحیه خنک کننده اولیه تعیین می گردد. مدل همچنین رفتار فعالیت تولید شکاف را تحت اختلالات انرژی در نوعی PWR شبیه سازی می کند .[۹]
توصیف مجموعه سوخت
مجموعه سوخت BWR شامل یک سلول سوخت و یک کانال می باشد. سلول سوخت شامل ، میله های سوخت و ابزارهای ( آهن آلات ) مورد نیاز برای نگهداری و حفظ فاصله مناسب میان میله های سوخت است. کانال یک جعبه زیرکالوی است که در حوالی سلول سوخت برای ایجاد جریان مستقیم خنک کننده هسته در میان هسته و همچنین درکانالهای هدایت لوله های کنترل قابل حرکت ( سیار ) می چرخد.
طراحی سوخت ESBWR بر مبنای خط تولید ۱۰۰۰- VVER از GNF است . طراحی۱۰۰۰- VVER شامل یک آرایه ۱۰×۱۰ لوله های سوخت تمام طول ۷۸/ ۱۴ لوله سوخت مجزا ( تکه تکه )که تقریبا” دو سوم محدوده هسته فعال و دو لوله آب مرکزی بزرگ می باشد. طراحی با بهره گرفتن از کوتاه شدگی طول سوخت فعال با ESBWR سازگار می باشد که منجر به ترویج جریان دورانی طبیعی می گردد. [۱۰]
شکل (۲-۲) طراحی ۱۰۰۰- VVER را با اجزای اصلی تعیین شده نشان می دهد. صفحه مهار تحتانی فولاد ضد زنگ شامل یک بخش مخروطی می شود که در نگهدارنده سوخت جا می گیرد و یک شبکه که فاصله مناسب لوله سوخت را در پائین سلول حفظ می کند.
صفحه مهار فوقانی فولاد ضد زنگ فاصله لوله سوخت را در بالای سلول حفظ کرده و یک دستگیره را برای بالا بردن سلول مهیا می سازد . مجموعه سلول سوخت با بهره گرفتن از ۸ لوله مهار در اطراف سلول سوخت ، نگه داشته می شود. هر لوله مهار دارای برجستگی ای ( رزوه ) در پائین درپوش لوله است که در صفحه مهار تحتانی پیچ می خورد و رزوه ای در بالای درپوش لوله که با بهره گرفتن از یک برجستگی در صفحه مهار فوقانی توسعه یافته و با یک مهره بسته میشود. [۹و۱۰]
یک واشر زائده قفل در زیر مهره لوله مهار برای جلوگیری از چرخش لوله مهار و مهره قرار دارد . لوله های با طول تکهتکه ( بخش بخش ) نیز شامل یک توپی انتهائی است که در صفحه مهار تحتانی قلاویز میشود تا از حرکت لوله ها در حین ترابری یا جابجائی با سلول جهت یافته افقی جلوگیری کند.
صفحه مهار فوقانی لوله های سوخت تمام طول ( کامل ) و لوله های آب با بهره گرفتن از میله هائی توسعه یافته ( بلند تر شده ) که در صفحه مهار فوقانی دارای برجستگی است تا رشد اختلاف مورد انتظار برای عملیات پرتودهی بالا را اصلاح کند فنرهای انبساط ( توسعه ) بر روی هر میله درپوش لوله فوقانی قرار دارد تا این اطمینان را ایجاد کند که لوله های سوخت تمام طول و لوله های آب به درستی در صفحه مهار تحتانی قرار گرفته اند.
کارایی بالای حلقه ( بست ) جداکننده های زیرکالوی به طور محوری قرار گرفته اند تا فاصله مناسب لوله را در امتداد طول سلول سوخت حفظ کند تا از ارتعاش القائی جریان جلوگیری کند و کارایی نیروی بحرانی را ارتقاء بخشد . این جداکننده ها در مکان های محوری درست با بهره گرفتن از جفت زائده های قابل جوش با یکی از هر دو لوله آب قرار گرفته اند. لوله آب با زائده در میان جداکننده ها قرار گرفته و سپس برای ربایش جداکننده ها می چرخد. در زمان مونتاژ ، از چرخش لوله آب زائده دار با بهره گرفتن از یک درپوش لوله تحتانی مربعی که در یک حفره مربعی در صفحه مهار تحتانی فیت می شود ، جلوگیری می شود.
مجموعه سوخت شامل کانال سوخت واکنشی زیرکالوی- ۲ می شود که جریان کانال ها به طور عمودی در
میان سلول سوخت سختی جانبی را برای سلول سوخت فراهم ساخته و سطحی را برای نگهداری لوله های
کنترل همانطور که جا گرفته اند ، مهیا می سازد.
شکل ۲-۲) طرح یک مجتمع سوخت۱۰۰۰- VVER [4]
میله سوخت
میله سوخت ، میله ای است که درون آن سوخت هسته ای قرار می گیرد ، تامین کننده تولید انرژی گرمایی بوده و محصولات شکافت و سوخت هسته ای ثانوی در آن جمع می شود. در میله سوخت انرژی هسته ای حاصل از شکافت به انرژی گرمایی تبدیل می شود . بیش از ۹۰ درصد انرژی آزاد شده حاصل از شکافت هسته ، درون خود میله سوخت تراوش می کند . انتقال حرارت از سوخت به خنک کننده از طریق غلاف میله سوخت انجام می گیرد. [۱۱]
قرص های سوخت و غلافی که آنها را در بر گرفته است به عنوان دو عضو از مجموعه اعضای سیستم تدافعی می باشند و مانند سدی مانع خروج مواد رادیواکتیو به درون خنک کننده می گردند. در حال حاضر دی اکسید اورانیوم ( UO2 ) ، توسعه یافته ترین ماده ای است که به عنوان سوخت هسته ای مورد استفاده قرار می گیرد. جنس غلاف سوخت از ترکیب آلیاژ زیرکونیوم بعلاوه ۱% نئوبیوم می باشد.
در این جا به بررسی اجمالی پیرامون ساختار یک میله سوخت راکتور ۱۰۰۰- VVER می پردازیم :
اصلی ترین بخش یک میله سوخت ، قلب میله سوخت است که از قرص های سیلندری شکل سوخت تشکیل می شود . این قرص های سوخت ، پودر پرس شده دی اکسید اورا نیوم می باشند که به روش
تراکم سازی تهیه می شوند.