دانشکده مهندسي
پايان نامهي کارشناسي ارشد در رشتهي مهندسي هسته اي- راکتور
بدست آوردن دو ضريب ايمني قلب راکتور VVER-1000 با مجتمع سوخت هاي حلقوي
به وسيلهي
علي عرفاني نيا
اساتيد راهنما
دکتر فرشاد فقيهي
دکتر کمال حداد
بهمن ماه 1390
بسم الله الرحمن الرحيم
بـه نـام خـدا
اظـهـارنـامـه
اينجانب علي عرفاني نيا دانشجوي رشته مهندسي هسته اي گرايش راکتور دانشکده مهندسي اظهار مي کنم که اين پايان نامه حاصل پژوهش خودم بوده و در جاهايي که از منابع ديگران استفاده کرده ام، نشاني دقيق و مشخصات کامل آن را نوشته ام. همچنين اظهار مي کنم که تحقيق و موضوع پايان نامه ام تکراري نيست و تعهد مي نمايم که بدون مجوز دانشگاه دستاوردهاي آن را منتشر ننموده و يا در اختيار غير قرار ندهم. کليه حقوق اين اثر مطابق با آيين نامه مالکيت فکري و معنوي متعلق به دانشگاه شيراز است.
نام و نام خانوادگي: علي عرفاني نيا
تاريخ و امضاء: 3/11/1390
به نام خدا
تعيين دو ضريب ايمني قلب راکتور VVER-1000 با مجتمع سوخت هاي حلقوي
به وسيله ي:
علي عرفاني نيا
پايان نامه ارائه شده به تحصيلات تکميلي دانشگاه شيراز به عنوان بخشي از
فعاليت هاي تحصيلي لازم براي اخذ درجه کارشناسي ارشد
در رشته:
مهندسي هسته اي – راکتور
از دانشگاه شيراز
شيراز
جمهوري اسلامي ايران
ارزيابي کميته پايان نامه ، با درجه : عالي
دکتر فرشاد فقيهي ، دانشيار مهندسي هسته اي
دکتر کمال حداد ، دانشيار مهندسي هسته اي
دکتر خسرو جعفرپور ، دانشيار مهندسي مکانيک
دکتر رضا فقيهي ، استاديار مهندسي هسته اي
بهمن ماه 1390
تقديم به
ارواح پدر و مادرم
و

تقديم به
برادرم و همسرش
سپاسگزاري
با سپاس فراوان از دکتر فرشاد فقيهي که با ايجاد فضايي تعاملي و پشتيباني دوستانه شان حامي من بودند و به من کمک کردند تا اين پايان نامه را شروع نمايم و به اتمام برسانم.
و
تشکر چندباره از دکتر کمال حداد که هميشه با سعه ي صدر پاسخ گوي سوالات من بودند.
و
با تشکر چند باره از دکترخسرو جعفر پور که دقت در انجام امور را به من آموختند .
و
با تشکر چند باره ازدکتر رضا فقيهي براي تمامي زحماتشان.
چکيده
تعيين دو ضريب ايمني قلب راکتور VVER-1000 با مجتمع سوخت هاي حلقوي
به کوشش:
علي عرفاني نيا
از اقداماتي که براي بهبود توان راکتورهاي PWR انجام گرفته است تغيير هندسه سوخت دراين نوع راکتورها به نحوي که هيچ تغييري درابعاد وتعداد مجتمع هاي سوخت حاصل نمي شود. درنتيجه ابعاد قلب راکتور نيز تغييري نداشته وتنها موردي که تغيير ميکند تعداد ميله هاي سوخت مي باشد. براي اين منظور و همچنين به منظورپايينتر آوردن ماکزيمم دماي سوخت در راکتورهاي هسته اي تحت فشار، تکنولوژي ساخت سوختهاي حلقوي مورد توجه قرار گرفته است. اينگونه سوختها در راكتورهاي PWR غربي مورد تحقيق قرار گرفته است ولي تحقيقات چنداني در راكتورهاي VVER-1000 صورت نپذيرفته ، و لذا اين مطالعه مد نظر قرار گرفته است. در اين تحقيق بدست آوردن ضرايب ايمني نوترونيک قلب راکتور VVER-1000 که حاوي مجتمع هاي پيشنهادي جديدي از سوخت حلقوي است و در شرايط ابتداي سيکل کاري راکتور (BOC) و با شبيه سازي قلب و انجام محاسبات توسط کد MCNP-5 ، مورد بررسي قرار گرفته است. اين ضرائب ايمني عبارتند از :1- ضريب راکتيويته آني،که فاکتوري مهم درمطالعه جهش هاي توان راکتور ميباشد، و مقدار -1.23×?10?^(-13) (1/j) براي آن محاسبه شده است. 2- ضريب توان راکتيويته، که فاکتوري مهم در مانورهاي توان راکتورميباشد، و مقدار 4.954×?10?^(-12) (1/w) براي آن محاسبه شده است.
فهرست مطالب
عنوان صفحه
فصل اول: مقدمه اي بر راکتورهاي هسته اي
1-1- مقدمه 2
1-1-2- هدف از انجام تحقيق 5
1-2- انواع راکتورهاي هسته اي5
1-3- انواع راکتورهاي حرارتي6
1-3-1- انواع راکتور هاي حرارتي از لحاظ کندکنندگي7
1-4- راکتور آبي تحت فشار PWR8
1 -4-1- خنک کننده9
1-4-2- کند کننده9
1-5- معرفي اجزا نيروگاههاي هسته اي PWR12
1-6- راکتورهاي آبي تحت فشار روسي VVER14
1-7- نيروگاه اتمي بوشهر16
1-8- گزارش تحليلي مقدماتي و نهايي ايمني(PSAR-FSAR)23
فصل دوم: مباني نظري تحقيق
2-1- رفتار ديناميکي راکتور 25
2-1-1- مدل ساده فيدبک26
2-2- ضريب راکتيويته آني29
2-2-1- نقش ضريب راکتيويته آني30
2-3- ضريب راکتيويته توان33
2-3-1- نقش ضريب راکتيويته توان34
2-4- کد محاسباتي MCNP و روش مونت کارلو35
2-4-1- ساختارکد محاسباتي MCNP38
فصل سوم: مروري بر تحقيقات انجام شده
3-1- انواع سوخت هاي حلقوي 40
3-1-1- سوخت هاي حلقوي سينترشده (Sintered)40
3-1-2- سوخت هاي حلقوي با خنک کننده دروني و بيروني (VIPAC) 43
3-2- قلب راکتور هاي PWR با سوخت هاي حلقوي44
3-3- امتيازات بالقوه سوخت هاي حلقوي45
فصل چهارم:شيوه انجام تحقيق
4-1- اجزا راکتور مرجع49
4-1-1- ميله هاي سوخت49
4-1-2- ميله هاي جاذب سوختني (BAR)52
4-1-3- ميله هاي کنترل (CPS AR)54
4-1-4- کانال هاي هدايت کننده، کانال مرکزي و اندازه گيري59
4-1-5- مجتمع سوخت(Fuel Assembly)61
4-1-6- قلب راکتور 64
4-2- محاسبات مربوط به مواد تشکيل دهنده اجزا قلب راکتور66
4-2-1- محاسبات مربوط به ميله سوخت66
4-2-2- محاسبات مربوط به ميله جاذب سوختني(BAR)68
4-2-3- محاسبات مربوط به کانالهاي هدايت کننده، مرکزي و اندازه گيري 71
4-2-4- محاسبات مربوط به ميله کنترل(CPS AR)71
4 -2-5- محاسبات مربوط به سيال خنک کننده در شرايط BOC76
4-3- شبيه سازي قلب راکتورVVER-1000 با سوخت هاي حلقوي80
4-3-1- ملاحضات طراحي از نظر کمبود و اضافي کند کننده84
4-3-2- نحوه اعمال تغييرات دماي سيال خنک کننده در راستاي محوري در شبيه سازي86
4-3-3- شکل هاي حاصل از شبيه سازي89
4-4- ضريب راکتيويته آني103
4-4-1- ضريب دمايي سوخت راکتيويته (ضريب داپلر)107
4-5- ارائه يک تحليل ترموهيدروليکي109
4-6- مدل مقاومت گرمايي براي ميله سوخت و قلب111
4-7- ضريب راکتيويته توان118
4-7-6- ضريب دمايي کند کننده راکتيويته123
فصل پنجم: نتيجه گيري و پيشنهادات

5-1- جمع بندي نتايج 125
5-2- مزاياي سوخت هاي حلقوي127
5-3- مدل شبيه سازي شده و کد نوترونيک نوشته شده128
5-4- پيشنهادات129
فهرست منابع و ماخذ 131
فهرست جدول ها
عنوان صفحه
جدول1-1: مشخصات راکتور بوشهر 19
جدول4-1: مشخصات انواع مجتمع هاي سوخت در قلب راکتور مرجع63
جدول4-2: مشخصات قلب راکتور مرجع65
جدول4-3: نتايج محاسبات مربوط به درصد هاي وزني اجزا تشکيل دهنده سوخت 67
جدول4-4: ايزوتوپ هاي کروم و بور و فراواني هايشانبه ترتيب درBوCr69
جدول4-5: نتايج محاسبه درصد هاي وزني ايزوتوپ هاي (BAR)71
جدول4-6: ايزوتوپ هاي Dy همراه با فراواني هايشان72
جدول4-7: نتيجه محاسبه درصدهاي وزني موجود درB4C …..74
جدول4-8: نتيجه محاسبات درصدهاي وزني موجود در Dy2O3TiO374
جدول4-9: ايزوتوپ هاي تشکيل دهنده غلاف ميله کنترل و درصدهاي وزني
آنها75
جدول4-10: ايزوتوپ هاي تشکيل دهنده barrel و درصدهاي وزني آنها76
جدول4-11: اجزا تشکيل دهنده سيال خنک کننده77
جدول4-12: نتيجه محاسبات درصد هاي وزني اجزا خنک کننده در BOC79
جدول4-13: مشخصات راکتورVVER-1000 با سوختهاي معمولي و سوخت هاي حلقوي81
جدول4-14: نسبت جرم کند کننده به جرم سوخت براي قلب راکتور مرجع و قلب راکتور با سوخت هاي حلقوي 86
جدول4-15: مقادير دمايي سيال وچگالي متناظر با آن در راستاي محوري88
جدول4-16: نتايج تغييرات ضريب تکثير بر حسب تغييرات دماي متوسط
سوخت104
جدول4-17: نتايج تغييرات ضريب تکثير بر حسب تغييرات دماي متوسط سيال خنک کننده120
جدول5-1: نتايج نهايي دو ضريب ايمني مذکور در اين تحقيق126
جدول5-2: ضريب داپلر و ضريب دمايي کند کننده راکتيويته126
جدول5-3: ضريب راکتيويته توان126
فهرست شکل ها
عنوان صفحه
شکل1-1- چشم انداز مصرف انرژي در کشور آمريکا3
شکل1-2- شماتيک سيکل اول ودوم يک راکتور PWR 10
شکل1-3- سيستم هاي اصلي، اضطراري و لوپ اوليه و ثانويه يک نيروگاه 1000 مگاواتي از نوع PWR12
شکل1-4- Vessel يک راکتور PWR14
شکل1-5 – نماي از راکتور بوشهر 18
شکل2-1- شماتيک مدل ساده فيدبک (ديناميک راکتور)27
شکل2-2- اثر ضريب راکتيويتهآني در پايين تر آوردن پيک تواني32
شکل3-1- شماتيک کلي يک ميله سوخت حلقوي سينترشده ……………42
شکل3-2- شماتيک کلي يک ميله سوخت حلقوي VIPAC …43
شکل3-3- مقايسه پيک دمايي سوخت حلقوي نسبت به سوخت معمولي در يک راکتور PWR45
شکل4-1- يک ميله سوخت راکتورVVER-1000 بوشهر51
شکل4-2- طرح شماتيک يک ميله جاذب سوختني53
شکل4-3- توزيع گروههاي ميله کنترل درون قلب56
شکل4-4- چنگک ميله کنترل57
شکل4-5- ميله کنترل 58
شکل4-6- شماتيک کانال هدايت کننده60
شکل4-7- يک مجتمع سوخت62
شکل4-8- قلب راکتور و چيدمان مجتمع هاي سوخت در آن64
شکل4-9- شماتيک ابعاد ميله سوخت معمولي و حلقوي جهت مقايسه83
شکل4-10- تفاوت بينunder moderated و over moderatedبودن قلب85
شکل4-11- برش ميله سوخت حلقوي89
شکل4-12- يک ميله سوخت حلقوي 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- نماي مجتمع سوخت نوع 24 حاوي ميله کنترل نوع1097
شکل4-20- نماي ميله کنترل در کانال هدايت کننده مربوط به مجتمع سوخت نوع 2498
شکل4-21- نماي از برش قلب و ميله هاي سوخت، ميله کنترل نوع 10 در آن مشخص مي باشد99
شکل4-22- نماي تقسيم بندي قلب در راستاي محوري100
شکل4-23- نماي تقسيم بندي قلب در راستاي محوري101
شکل4-24- يک ششم قلب شبيه سازي شده102
شکل4-25- نمودار تغييرات ضريب تکثير قلب بر حسب تغييرات دماي متوسط سوخت105
شکل4-26- نمودار تغييرات لگاريتم ضريب تکثير قلب بر حسب تغييرات دماي متوسط سوخت106
شکل4-27- مقطع ميله سوخت حلقوي با ناحيه ها و دماهاي مربوطه112
شکل4-28- مدل مقاومتي متناظر با شکل 4-27113
شکل4-29- نمودار تغييرات ضريب تکثير قلب بر حسب تغييرات دماي متوسط سيال خنک کننده121
شکل4-30- نمودار تغييرات لگاريتم ضريب تکثير قلب بر حسب تغييرات دماي متوسط سيال خنک کننده122
فصل اول
1- مقدمه اي بر راکتور هاي هسته اي
1-1- مقدمه
درحال حاضربيشترين منابع تامين انرژي ، سوخت هاي فسيلي و انرژي هاي حاصل از آنها مي باشند که اين منابع به مرور زمان درحال اتمام هستند. اين امر خود دليلي براي پيدا کردن جايگزيني براي سوختهاي فسيلي ميباشد. درحال حاضر انرژيهاي تجديدپذير به عنوان جايگزيني براي سوختهاي فسيلي مطرح مي باشد اما بدليل صرفه اقتصادي و سرمايه گذاريهاي اوليه در زمينه انرژي فسيلي، انرژي هاي تجديد پذير درمقياس صنعتي هنوز فراگيرنشده است. يکي از جايگزينهاي مناسب براي انرژي هاي تجديدپذير، انرژي حاصل از شکافت هسته اي مواد ميباشد .
نيروگاههاي هسته اي به دليل برتريهاي زيست محيطي ومقدارسوخت مورد نياز کمتربراي توليد يک مقدار انرژي نسبت به نيروگاهها ي فسيلي از الويت بيشتري برخوردارند. البته ناگفته نماند که سرمايه گذاري اوليه براي ساخت چنين نيروگاههايي بدليل رعايت نکات ايمني بالاتراز نيروگاههاي فسيلي مي باشد. اما اين هزينه سرمايه گذاري اضافي درطي ساليان بهره برداري به مرور زمان با هزينه هاي بهره برداري کمتر جبران مي شود. به عنوان مثال، هزينه ساخت يک نيروگاه فسيلي 1000 مگاواتي حدود 500 ميليون دلار و هزينه ساخت يک نيروگاه هسته اي حدود 5000 ميليون دلار ميباشد. اما اين هزينه سرمايه گذاري اضافي درطي 10 سال با هزينه هاي کمتري که براي سوخت ميشود جبران مي شود[1].
نيروگاههاي هسته اي درطي ساليان اخير دستخوش تغييرات گسترده درجهت افزايش توان توليدي وهمچنين حاشيه ايمني بالا گشته اند و انواع مختلف آن درگوشه کنار جهان درحال فعاليت هستند که در قسمت بعد نيروگاههاي مختلف هسته اي بطور اجمالي معرفي مي گردند.
انرژي الکتريکي و همچنين رشد روز افزون تقاضا براي انرژي به همراه بالا بودن نرخ انرژي ما را بر آن ميدارد که بدنبال روشهاي افزايش توليد انرژي و بهينه سازي راکتورهاي موجود باشيم. بر اساس گزارشات 1EIA مصرف انرژي جهاني تا سال2025 به % 57 مقدار کنوني افزايش خواهد يافت که دراين ميان مصرف انرژي ناشي از توليد هسته اي از 2560 ميليارد کيلو وات ساعت به 3300 ميليارد کيلو وات ساعت مي رسد. بعنوان مثال در شکل 1-1 مصرف انرژي در کشور آمريکا نشان داده شده است [1].

شکل 1-1 : چشم انداز مصرف انرژي الکتريکي در کشور آمريکا
به منظور اين که به اين نياز انرژي پاسخ داده شود صنايع هسته اي مرتبط به دو روش مي توانند وارد عمل شوند: گزينه اول ساخت تعداد بيشتر نيروگاه هاي هسته اي ميباشد و گزينه دوم بالا بردن توان خروجي نيروگاه هاي هسته اي در حال کار مي باشد. در مورد گزينه دوم، چون تقريباً تمام نيروگاه هسته اي به ظرفيت توليد حدود % 90رسيده اند[1]، بنابراين بهبود روشهايي مانند کوتاه کردن زمان خاموشي يا کم کردن محدوديت هاي بهره برداري از نيروگاه نمي تواند به اندازه زيادي توان خروجي يک نيروگاه درحال کار را افزايش دهد، بنابراين تنها روش قابل اعتماد براي بهبود توان خروجي نيروگاه ها بهبود طراحي قلب و اجزاي آن ميباشد. بهبود طراحي قلب از طريق يکي از دو استراتژي هاي زير ميتوانند توان الکتريکي خروجي را افزايش دهد:
1- افزايش تعداد دسته هاي سوخت درون قلب (که اين کار مستلزم طراحي مجدد و تغييرات vessel راکتور مي باشد(.
2- افزايش توان توليدي هر دسته سوخت.
طراحي مجدد و تغييرات vessel راکتور امکان پذير ميباشد ولي با ملاحظات اقتصادي و محدوديتهاي ساخت مواجه مي شود در حالي که طراحي سوخت هاي پيشرفته مي تواند با محدوديت هاي کمتري مواجه شود . اين طرح پيشنهادي، طراحي سوخت پيشرفته را بصورت استفاده از سوخت هاي حلقوي که مي توانند به چگالي توان بالاتري ودر نتيجه الکتريسيته بيشتري دست يابند مد نظر دارد.
در ساليان اخير تلاشهاي زيادي براي افزايش توان خروجي با ميزان سوخت يکسان و همچنين افزايش حاشيه ايمني راکتور هاي PWR غربي انجام گرفته است که در فصل سه مروري بر اين قبيل کارها انجام گرفته است.
در اين خصوص در مورد راکتورهاي روسي، VVER ، تحقيقات بسيار کمي صورت گرفته است به گونه اي که تحقيق کنوني را مي توان در زمره اولين تحقيقات پيرامون سوخت حلقوي در راکتور هاي VVER روسي قلمداد کرد.
در اين تحقيق در راستاي بدست آوردن دو ضريب ايمني ، قلب راکتور با سوخت هاي حلقوي شبيه سازي شده است و تحقيقات بر روي اين قلب شبيه سازي شده که در نوع خود جديد است انجام گرفته است و در انتها برخي نتايج با موارد متناظر خود در راکتور مرجع که راکتور VVER-1000 بوشهر مي باشد مورد مقايسه قرار گرفته است.
1-1-2- هدف از انجام تحقيق
هدف از انجام اين تحقيق بدست آوردن ضرايب ايمني براي قلب راکتور VVER-1000 که شامل مجمو عه هاي سوخت حلقوي است مي باشد.
اين ضرائب ايمني عبارتند از :
1- ضريب راکتيويته آني (Prompt Reactivity Coefficient) که فاکتوري مهم در مطالعه جهش هاي توان راکتور در بحث ديناميک راکتور است
2- ضريب راکتيويته توان (Power Reactivity Coefficient ) که فاکتوري مهم در مانورهاي توان راکتوراست.
1-2- انواع راکتورهاي هسته اي
راکتورهاي هسته اي را ميتوان به دو نوع کلي زير تقسيم کرد:
الف ) راکتورهاي حرارتي که در آنها حدود 60 درصد فيژن بوسيله نوترونهاي حرارتي روي ميدهد.
ب) راکتورهاي سريع که در آنها حدود 98 درصد فيژنها بوسيله نوترونهاي سريع روي ميدهد.
درهمه راکتورها، قلب راکتور که دماي بسيار زيادي دارد بايد خنک شود. دريک نيروگاه هسته اي، سيستم خنک ساز به نوعي طراحي مي شود که از گرماي آزاد شده به بهترين شکل ممکن استفاده شود. دراغلب اين سيستمها از آب استفاده مي شود. اما آب نوعي کندکننده براي راکتورهاي حرارتي نيز محسوب مي شود و از اين رو نمي تواند درراکتورهاي سريع مورد استفاده قرار گيرد. درراکتورهاي سريع عمدتا از سديم مذاب يا نمک هاي سديم و در نوع گازي راکتورهاي سريع از گاز CO2 و هليم استفاده مي شود ودماي کاري خنک ساز نيز بالاتر است[1].
دريک نيروگاه هسته اي، توسط گرماي توليدي از فعل و انفعالات هسته اي آب گرم مي شود و به بخار تبديل ميگردد. بخار آب توربين بخار را به حرکت درمي آورد، توربين نيز ژنراتور را مي چرخاند وبه اين ترتيب انرژي توليد مي شود . اين آب و بخار آن درتماس مستقيم با راکتور هسته اي هستند وازاين رو درمعرض تابش هاي شديد راديواکتيو قرار ميگيرند. براي پيشگيري از هرگونه خطرمرتبط بااين آب آلوده به راديواکتيو، دربرخي راکتورها بخارتوليدشده را به يک مبدل حرارتي ثانويه وارد ميکنند واز آن به عنوان يک منبع گرمايي درچرخه دوم استفاده مي کنند. بدين ترتيب آب و بخارآلوده به مواد راديواکتيو هيچ تماسي با توربين نخواهند داشت .
1-3- انواع راکتورهاي حرارتي

درراکتورهاي گرمايي علاوه برکندکننده ، سوخت هسته اي ( ايزوتوپ قابل شکافت )، مخزن بخار ولوله ها ي منتقل کننده آن، ديواره هاي حفاظتي وتجهيزات کنترل و مونيتورينگ سيستمهاي راکتور نيز وجود دارند. البته بسته به اين که اين راکتورها از کانال هاي سوخت تحت فشار2 ، مخزن بزرگ تحت فشار3 يا خنک کننده گازي استفاده کنند، مي توان آنها را به سه دسته تقسيم کرد.
الف- کانال ها ي تحت فشار درراکتورهاي CANDU و RBMK استفاده مي شوند ومي توان آنها را درحال کارکردن راکتور، سوخت رساني4 کرد .
ب- راکتور تحت فشار5که رايج ترين نوع راکتور است واغلب نيروگاهها ي هسته اي ودر راکتورهاي دريايي (کشتي ، ناوهواپيمابر يا زيردريايي ) ازآن استفاده مي شود . اين مخزن مي تواند به عنوان يکي از لايه هاي حفاظتي در برابر نشت مواد راديواکتيو6 نيز عمل کند .
ج- خنکساز گازي : دراين گونه راکتور ، به جاي آب از يک سيال گاز ي شکل براي خنک کردن راکتور استفاده مي شود . اين گاز دريک چرخه گرمايي با منبع حرارتي راکتور قرارمي گيرد و معمولا از هليوم براي آن استفاده مي شود، هرچند که نيتروژن و دي اکسيد کربن نيز کاربرد دارند. دربرخي راکتورهاي جديد ، راکتور به قدري گرما توليد مي کند که گاز خنک کن مي تواند مستقيما يک توربين گازي را بچرخاند ، درحالي که درطراحي هاي قديمي تر گاز خنک کن را به يک مبدل حرارتي مي فرستادند تا دريک چرخه ديگر،آب را به بخار تبديل کند وبخار داغ ، يک توربين بخار را بگرداند[1].
راکتورهاي حرارتي را نيز مي توان از لحاظ کندکننده اي که در آنها استفاده مي شود به صورت زير تقسيم بندي کرد:
1-3-1 – انواع راکتورها ي ترمال ازلحاظ کند کنندگي

الف – کندسازي با آب سبک :
1- راکتور آب تحت فشار (PWR)Pressurized Water Reactor
2 – راکتور آب جوشان (BWR) Boiling Water Reactor
ب- کندسازي با گرافيت :
1- ماگنوس Magnox
2- راکتورپيشرفته با خنک کنندي گازي (AGR) Advanced Gas-Cooled Reactor
3- راکتورRBMK (يک نوع راکتور آب جوشان ساخت کشور روسيه ميباشد.)
4- راکتور PBMR (Pebble Bed Modular Reactor)
ج)کند کنندگي با آب سنگين :
1- راکتورSGHWR (Steam Generating Heavy Water Reactor)
2- راکتور CANDU (CANada Deuterium Uranium)
1-4 – راکتورآبي تحت فشار ، PWR
راکتورPWR يکي از رايج ترين راکتورهاي هسته اي است که از آب معمولي هم به عنوان کند کننده نوترونها وهم به عنوان خنک کننده استفاده مي شود. در يک PWR، از آب تحت فشار در مدارخنک کننده اوليه استفاده مي شود.از لحاظ ترموديناميکي آب تحت فشار، دردمايي بالاتر از آب معمولي به جوش مي آيد و لذا اين چرخه خنک کننده اوليه را به گونه اي طراحي مي کنند که آب با وجود آنکه دمايي بسياربالا دارد، به جوش نيايد وبه بخار تبديل نشود.اين آب داغ وتحت فشار دريک مبدل حرارتي، گرما را به چرخه دوم منتقل ميکند که يک نوع چرخه بخار است وازآب معمولي استفاده مي کند. دراين چرخه آب به جوش مي آيد وبخارداغ تشکيل مي شود، بخار داغ يک توربين بخاررا مي چرخاند، توربين هم يک ژنراتور ودرنهايت ژنراتور ،انرژي الکتريکي توليد مي کند[2].
PWR ها به دليل دارا بودن چرخه ثانويه با BWR تفاوت دارد. از گرماي توليدي درPWR به عنوان سيستم گرم کننده درنواحي قطبي نيز استفاده شده است. اين نوع راکتور رايج ترين نوع راکتورهاي هسته اي است ودرحال حاضر، بيش از 230 عدد از آنها درنيروگاههاي هسته اي توليد برق و صدها راکتور ديگر براي تامين انرژي تجهيزات دريايي مورد استفاده قرارمي گيرند[2].
1-4-1- خنک کننده
برخورد نوترون ها با سوخت هسته اي درون ميله هاي سوخت موجب شکافت هسته اتمها مي شود واين فرآيند هم به نوبه خود گرما و نوترونهاي بيشتري آزاد مي کند.اگراين حرارت آزاد شده منتقل نشود ، ممکن است ميله هاي سوخت ذوب شوند وساختار کنترلي راکتور ازبين برود. درPWR ،ميله ها ي سوخت به صورت دسته هايي درساختاري منظم قرار گرفته اند وآب از کف راکتور به بالا جريان پيدا مي کند . آب از ميان اين ميله هاي سوخت عبورمي کند وبه شدت گرم مي شود، به طوري که در پايين قلب حدود 295 و در بالاي قلب به دماي حدود 325 درجه سانتي گراد مي رسد. درمبدل حرارتي ،اين آب داغ موجب داغ شدن آب درچرخه دوم مي شود وبخاري با دماي 270 درجه سانتيگراد توليد مي کند و روانه توربين مي کند تاتوربين را بچرخاند (به شکل 1-2 رجوع شود).
1-4-2- کندکننده
نوترونهاي سريع7 حاصل از يک شکافت هسته اي بيش از آن حدي پر انرژي هستند که بتوانند يک واکنش شکافت هسته اي ديگر را در راکتورترمال آغاز کنند. انرژي آنها را بايد مرتبا کاهش داد تابا محيط اطراف خود به تعادل گرمايي برسند. محيط اطراف نوترونها (سوخت درون قلب راکتور) در مرکز قرص سوخت دمايي درحدود 450 درجه سانتيگراد و در پيرامون آن دمايي درحدود 340 درجه سانتي گراد دارد. دريک PWR، نوترونها درپي برخورد با مولکول هاي آب خنک ساز، انرژي جنبشي خود را از دست مي دهند؛ به طوري که پس از 8 تا 10 برخورد (البته به طورمتوسط) بامحيط هم دما مي شوند. دراين حالت ، احتمال جذب نوترونها از سوي هسته U-235 بسيارزياد است ودرصورت جذب بلافاصله هسته مرکب U-236 (Compond Nucleus) جديد دچارشکافت مي شود[3].
مکانيسم حساسي که هرراکتورهسته اي را کنترل مي کند ، سرعت آزاد سازي نوترونها درطول يک فرآيند شکافت است به طورمتوسط از هرشکافت U-235، 2.45 نوترون سريع (با متوسط انرژي MeV 2 ومقدارزيادي انرژي آزاد مي شود .نوترون ها ي آزاد شده پس از کند شدن اگربا هسته U-235 ديگري برخورد کنند ، شکافت ديگري راسبب مي شوند و درنهايت يک واکنش زنجيره اي روي مي دهد. اگر تمام اين نوترونها دريک لحظه آزاد شوند ، تعدادشان به قدري زياد مي شوند که باعث ذوب شدن راکتور خواهد شد . (تعداد ذرات پرانرژي ، دماي يک سيستم راتعيين مي کند. معادله بولتزمن، اين ارتباط راتوصيف مي کند.) خوشبختانه برخي از اين نوترونها پس ازيک بازه زماني نه چندان کوتاه ( حدود يک دقيقه ) توليد مي شوند و سبب مي شوند ديگرعوامل کنترل کننده ازاين تاخير زماني استفاده کرده ، اثرخود را داشته باشند.
شکل 1-2: شماتيک سيکل اول و سيکل دوم يک راکتور PWR
يکي از مزيت هاي استفاده ازآب درPWR ، اين است که اثرکند سازي آب با افزايش دما کاهش مي يابد.آب قلب يک PWRدرحالت عادي درفشار 150 اتمسفرقرار دارد ( حدود 15 مگا پاسکال) ودربالاي قلب راکتوربه دماي 325 درجه سانتي گراد مي رسد . درست است که آب با فشار پانزده مگا پاسکال دراين دما جوش نمي آيد ، ولي به شدت از خاصيت کند کنندگي اش کاسته مي شود ، بنابراين آهنگ واکنش شکافت هسته اي کاهش مي يابد و حرارت کمتري توليد مي شود ودما پايين مي آيد. براي يک PWR که Undermoderated باشد خود سيستم PWR داراي يک سيستم خود تعادلي8 درراکتوربوجود مي آورد وتضمين مي کند توان راکتور درکمترين ميزان مورد نياز براي تامين گرماي سيستم بخار ثانويه باشد. خواننده براي توضيح بيشتر مي تواند به کتاب تئورب راکتور هسته اي تدوين شده توسط دکتر فرشاد فقيهي مراجعه نمايد [4].
دراغلب راکتورهاي PWR ، توان راکتوررا دردوره فعاليت معمولي و يا دوره هاي دراز مدت، با تغييرات غلظت بورون ( بصورت اسيد بوريک) درچرخه خنک کننده اوليه کنترل مي کنند . سرعت جريان خنک کننده اول درراکتورهاي PWR معمولي ثابت است . بورون يک جذب کننده قوي نوترون است وبا افزايش يا کاهش غلظت آن ، مي توان توان راکتور را افزايش يا کاهش داد. براي اين کار، يک سيستم کنترلي پيچيده شامل پمپ هاي فشار بالا که آب را درفشار 15 مگاپاسکال از چرخه خارج مي کند ، تجهيزات تغيير غلظت اسيد بوريک وترزيق مجدد آب به چرخه خنک کننده مورد نياز است .
يکي از اشکالات تمام راکتورهاي شکافت، اين است که حتي پس از توقف واکنش شکافت، هنوز هم واپاشي هاي راديواکتيوي انجام مي شود وحرارت زيادي آزاد مي شود که اگر اين حرارت از سيستم خارج نشود مي تواند راکتور را ذوب کند. البته سيستم هاي حفاظتي و پشتيباني متعددي براي جلوگيري از اين واقعه وجود دارند، با اين حال ممکن است دراثر پيچيدگي هاي اين سيستم ها، برهمکنش هاي پيش بيني نشده يا خطاهاي عملياتي مرگ آفريني درشرايط اضطراري روي دهند. درنهايت، هرراکتور با يک حفاظ ساختماني بتوني احاطه شده است که آخرين سد دربرابرتشعشات راديو اکتيو است [3].
1-5- معرفي اجزا نيروگاههاي هسته اي PWR
وظيفه يک نيروگاه قدرت هسته اي توليد الکتريسته مي باشد. به طورکلي دوسيستم مهم وعمده استفاده شده جهت تبديل حرارت توليد شده توسط سوخت به توان الکتريکي براي صنايع و استفاده محلي وجود دارد. سيستم اوليه حرارت را از سوخت به مبدل حرارتي توليد بخار جاييکه سيستم دوم شروع مي شود منتقل مي کند . بخار توليد شده درمبدل بوسيله سيکل ثانويه پس از خشک سازي (Drying) به توربين فشار بالا منتقل مي شود. بعد ازعبور بخار ازميان توربين فشارپايين(جائيکه قدرت بخار به توان الکتريسته تبديل مي شود) به سمت چگالنده هدايت مي شود و حرارت مازاد بخار درچگالنده از آن گرفته شده واجازه مايع شدن به بخار را مي دهد. سپس آب حاصل جهت استفاده مجدد با پمپ به داخل مبدل توليد بخار ثا نويه هدايت مي شود که براي درک شهودي بيشتر خواننده مي تواند به شکل 1-3 مراجعه نمايد.
شکل 1-3 : سيستمهاي اصلي، اضطراري و لوپ اوليه و ثانويه يک نيروگاه 1000 مگاواتي از نوع PWR [5].
براي انجام وکارايي بهينه سيکل اول ودوم حدودا 100 سيستم پشتيباني وجود دارد که در مجموع براي امور اضطراري وسيستم هاي اختصاصي جهت سبک کردن اثرات وپيامدهاي حاصل از حوادث مي باشند. سيستم اوليه که به عنوان سيستم خنک کننده راکتور خوانده مي شود شامل ظرف راکتور تحت فشار (Pressure Vessel) مبدل توليد بخار(Steam Generator) پمپهاي خنک کننده راکتور وظرف کنترل کننده فشار ( Pressurize) ولوله کشي هايي که اين اجزا را به محفظه راکتورتحت فشارمتصل مي کنند، مي باشد. وظيفه اصلي سيستم خنک کننده راکتور انتقال گرما از سوخت به Steam Generatorمي باشد. وظيفه دوم اين سيستم جلوگيري ازفرار هرگونه توليدات حاصل ازشکافت که شديدا راديواکتيو است مي باشد[4].
اجزا مهم وعمده راکتورشامل Core Barrel ، قلب راکتور وديگر اجزاي داخلي قلب راکتور مي باشد. شکل محفظه راکتور به صورت استوانه اي مي باشد که قسمت تحتاني آن به صورت نيم کره اي مي باشد وقسمت فوقاني آن به صورت نيمکره اي وقابل جابه جايي مي باشد.قابل جا به جا بودن قسمت بالايي راکتور اجازه سوخت گذاري مجدد را به ما ميدهد . همچنين يک نازل ورود ي خنک کننده به راکتور (Cold-Leg) ويک نازل خروجي جهت خروج خنک کننده از راکتور ( Hot-Leg) براي هرچرخه سيستم خنک کننده راکتور تعبيه شده است .
بدنه راکتور از آلياژي از استيل- موليبديوم – منگنز با ضخامت حدود 30 سانتيمتر ساخته شده است وتمامي سطوح آن که درتماس با خنک کن راکتور قرار دارند با لايه اي از Stainless-Steel جهت افزايش مقاومت خوردگي پوشانده شده است . بسته هايي داخلي بالايي روي قسمت بالاي سوخت ها قرارگرفته است که شامل ستون ها ي هدايت براي هدايت ميله هاي کنترل درون مجموعه سوختها مي باشد. شکل 1-4 Vessel يک راکتور PWR و اجزاء آنرا نمايش مي دهد[3].

شکل1-4 : Vessel يک راکتور PWR [3].
1-6- راکتور هاي آبي تحت فشار روسي (VVER )
شوروي سابق ايده اصلي راکتور هاي تحت فشار را از شرکت وستينگهاوس امريکا گرفت. اولين تجارب از اين نوع راکتور ها در ساخت کشتي هاي يخ شکن و زيردريايها به کار گرفته شد و بعد راکتور هايي با قدرت 265 و 338 مگاوات در نورانژ مورد بهره برداري قرار گرفت و پس از آن به راکتور هاي VVER،(يک مخفف روسي است و به معناي راکتور آبي تحت فشارکه خنک کننده و کند کننده آن آب سبک است) معروف شدند[6].
راکتور هاي VVER با راکتور هاي PWR تفاوت هاي به شرح زير دارند:
1- در راکتور هاي VVER مبدل هاي حرارتي به صورت افقي هستند ولي در راکتورهاي PWR مولدهاي بخار به صورت عمودي مي باشند.
2- مجتمع هاي سوخت در راکتور VVER مقطع شش ضلعي دارند در حاليکه در طرح PWR از مجتمع هاي چهارگوش استفاده مي شود.
3- قرص هاي سوخت در راکتور هاي VVER داراي حفره در مرکز مي باشند در حاليکه در طرح PWR چنين حفره اي وجود ندارد.
اولين نيروگاه هسته اي با راکتور آب تحت فشار در شوروي سابق به نام VVER-210 در سال 1963 و در شهر نورانژ ساخته شد، که توان الکتريکي آن 265 مگاوات بود. دومين راکتور نيز از همين نوع به توان الکتريکي 336 مگاوات در همان شهر ساخته شد. اين نيروگاهها را مي توان به عنوان نيروگاه هاي آزمايشي براي جمع آوري اطلاعات فني و تجارب اوليه جهت توسعه راکتور هاي VVER بعدي منظور کرد.
بر اساس تجربياتي که از اين راکتور ها بدست آمد ، استاندارد توان به 440 مگاوات رسيد که شامل دو مدل مهم V213 و V230 مي باشد. دو واحد از راکتور VVER440/V230 در شهر نورانژ در سالهاي 1972 و 1973 ساخته شد.از سال 1972 تا 1982 شانزده واحد نيروگاه 440 مگاواتي مدل V230 در کشورهاي شوروي سابق ، بلغارستان ، چکسلواکي و آلمان شرقي ساخته شد.
در طرح V213 بخشي از کمبود هاي مدل V230 جبران شد ؛ و در آن سيستم خنک کننده اضطراري بهبود يافت و يک برج چگالش براي مقابله با حادثه LOCA به ساختمان نيروگاه اضافه شد و چرخ هاي طيار روي محور اصلي پمپ ها قرار گرفتند تا در حالت اضطراري به گردش آب در مدار اوليه کمک کند.در حال حاضر در کشور هاي روسيه ، مجارستان ،چکسلواکي و فنلاند 14 واحد از نيروگاههاي 440 مگاواتي مدل V213 در مرحله بهره برداري هستند.
از سال 1970 ، طراحي نيروگاههاي هزار مگاواتي شروع شد و چند سال بعد ساخت اولين نمونه آن آغاز شد.اولين نيروگاه هزار مگاواتي شوروي در سال 1980 در نورانژ بکار افتاد. راکتور اين نوع نيروگاه ها داراي چهار مدار خنک کننده و برداشت حرارت مي باشد که درون يک پوشش ايمني قرار دارد[2].
راکتور هاي هزار مگاواتي از نظر کيفيت ، بهبودهايي را که در دوران توسعه راکتور هاي 440 مگاواتي به دست آمده بود را شامل مي شد، نظير ايجاد يک پوشش دو جداره که جدار خارجي آن از بتن فشرده مي باشد و جدار داخلي آن فشاري معادل 4.5 اتمسفر و دماي 150 درجه سانتي گراد را تحمل مي کند، استفاده از چهار مدار خنک کننده به جاي شش مدار که در راکتورهاي 440 مگاواتي مرسوم بود ،پوشش دادن جدار داخلي ديگ فشار با يک لايه فولاد ضد زنگ براي جلوگيري از خوردگي، افزايش چگالي قدرت راکتور با يکنواخت تر کردن انتقال حرارت در حجم قلب و افزايش سرعت آب خنک کننده ، استفاده از اسيد بوريک علاوه بر ميله هاي کنترل براي کنترل راکتور و غيره.
تا کنون 19 واحد راکتور VVER-1000 در جهان ساخته شده و در دست بهره برداري است، از اين تعداد، 4 واحد در بالاکف روسيه،2 واحد در کالينين روسيه،1 واحد در نورانژ 9 واحد در اکراين،2 واحد در بلغارستان و 1 واحد در ايران قرار دارد.
از نظر کارشناسان کشور هاي غربي نيروگاه هايي با راکتور VVER-1000 کامل ترين نيروگاههايي هستند که در شوروي سابق ساخته شده اند .
جمهوري اسلامي ايران نيز جهت تکميل پروژه نيروگاه بوشهر ، که از طرف شرکت آلماني SIEMENS-KWU نيمه کاره رها شده بود، اقدام به عقد قرارداد با روسيه نمود و در تکميل اين نيروگاه تصميم به استفاده از راکتور VVER1000/V320 گرفت.
1-7- نيروگاه اتمي بوشهر
راکتور اين نيروگاه داخل يک پوشش ايمني قرار گرفته است ، اين پوشش به يک اسپري آب سرد براي جلوگيري از افزايش فشار بخار به هنگام بروز حادثه مجهز مي باشد. جدول 1-1 اجزا تشکيل دهنده راکتور بوشهر و شکل 1-5 نمايي از راکتور را نمايش مي دهد[7]، [8]. سيستم داراي چهار مدار خنک کننده مشابه مي باشد که هر مدار شامل يک پمپ و يک مولد بخار و يک دستگاه تنظيم فشار (Pressurizer ) که به طور مشترک بر روي چهار مدار عمل مي کند که وظيفه اش تنظيم فشار داخل مدار خنک کننده راکتور هنگام تغيير بار مولد هاي بخار مي باشد.
نيروگاه بوشهر به طور کلي داراي پنج حفاظ براي جلوگيري از نشت مواد راديو اکتيو به بيرون مي باشد:
1-



قیمت: تومان


پاسخ دهید