مقاله بررسی راكتورهای هسته ای

مقاله بررسی راكتورهای هسته ای در 19 صفحه ورد قابل ویرایش  

-1- تاریخچه راكتورهای VVER

اولین نیروگاه هسته ای با راكتور آب تحت فشار شوروی سابق، در شهر Novovoronezh در سال 1963 وارد مرحله بهره برداری شد. این نیروگاه VVER-210 نامیده شد و قدرت الكتریكی آن 265 مگاوات بود. این طرح در تكنولوژی وستینگهاوس الهام گرفته شده بود و نسبت به آن تفاوتها و كمبودهای زیادی داشت. دومین راكتور از همین نوع به قدرت 336 مگاوات در همان شهر یعنی Novovoronezh ساخته شد. در این دو نیروگاه كه اولین نسل از نیروگاههای VVER بود پوشش ایمن برای راكتور 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 كه از این راكتورهای نوع اول بدست آمد طرح استاندارد یك نیروگاه جدید به قدرت 440 مگاوات با راكتور 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 كه از نسل اول و دوم نیروگاههای VVER بدست آمد طرح راكتورهای V-213 تهیه شد و بخشی از كمبودهای مدل V230 جبران شد.

دو واحد 440 مگاواتی از نوع V-213 كه در شهر Lovisa فنلاند ساخته شده بخصوص از نظر تكامل نیروگاههای VVER جالب توجه بود. این دو واحد كه از طرف شوروی سابق ساخته می‌شد با تكنولوژی پیشرفته كشورهای غربی بهبود یافت. انجام این تغییرات در تحول بعدی نیروگاههای VVER كاملاً 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 كه در دوران توسعه راكتورهای 440 مگاواتی بدست آمده بود، منجر به بهبودهای اساسی در طراحی راكتور VVER-1000 شد. از جمله نوآوریهایی كه در این نوع راكتورها اعمال شده كه در مدلهای جدید راكتورهای 440 مگاواتی نیز به كار رفته است می‎توان به موارد زیر اشاره كرد.

-         ایجاد یك پوشش ایمنی دوجداره كه جدار خارجی آن از بتن پیش فشرده می‎باشد.

-         پوشانیدن جدار داخلی دیگ فشار از یك لایه فولاد ضد زنگ برای جلوگیری از خوردگی

-         افزایش چگالی قدرت قلب راكتور با یكنواخت تر كردن انتقال حرارت در حجم قلب و افزایش سرعت آب خنك كننده.

-         بكارگیری مكانیسم های الكترومغناطیسی برای حركت دادن چنگك های كنترل

-         استفاده از اسید بوریك علاوه بر میله های كنترل برای كنترل راكتور

-         استفاده از یك توربین واحد 1000 مگاواتی یا دو توربین موازی.

-         توربین ژنراتورهای هر راكتور در ساختمانی جداگانه و به صورت یك مجموعه مجزا در كنار ساختمان راكتور 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 راكتورهای 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 راكتور هسته ای است كه شامل قلب راكتور، بازتابنده های نوترون، لوله های عبور دهنده آب خنك كننده و موارد دیگر می‎باشد. برای ساخت دیگ فشار از آلیاژهای فولاد با تركیب معینی از منگنز- نیكل و مولیبدن استفاده می‎شود.

دیگ فشار به صورت استوانه ها و قطعاتی كه بعداً به یكدیگر جوش داده می‎شوند ساخته می‎شود. این دیگ از دو قسمت بالا و پائین تشكیل شده است. قسمت بالا یا سرپوش دیگ از یك تكه فولاد مشابه جنس بدنه تشكیل 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 حركت چنگكهای كنترل و لوازم اندازه گیری در نظر گرفته شده است. [3]

در هنگام ساخت یك دیگ فشار برای راكتور VVER توجه به نكات مهم زیادی لازم است چرا كه راكتور می بایست بیش از 30 سال كار كند و در طول این مدت در شرایط مختلف زیادی قرار می‎گیرد. شرایطی نظیر فشار و دمای بالای خنك كننده، تابش قوی شار نوترون، سرعت بالای جریان خنك كننده و سایر شرایط سخت دیگر.

كدهای محاسباتی نوترونی

مقدمه

كدهای هسته ای محاسباتی نوترونی به چند دسته صفر، یك، دو و سه بعدی تقسیم می‎شوند. كدهای صفر بعدی اثرات فضایی را فقط در یك سلول مورد بررسی قرار می دهند و در محاسبات مصرف سوخت، رآكتور را به مانند چشم نوترونی نقطه ای فرض می نمایند و قادر به انجام محاسبات سلولی می باشند. اصولاً علاوه بر این كه شكل تغییرات، جریان، شكل هندسی و تركیب قلب نیز به صورت صحیح نشان داده نمی‎شوند كه اینگونه كدها تنها در تخمین محاسبات اولیه، مانند تخمین تغییرات رآكتیویته با مصرف سوخت و یا تولید ثوابت گروهی جهت استفاده در محاسبات سه بعدی و … كاربرد دارند. در میان این كدها، كدهایی مانند wims دارای قابلیت بیشتری در پرداختن به جزئیات دارند.

برای كاربردهای طراحی و آنالیز قلبهای چند ناحیه ای معمولاً از مدل نظریه پخش در یك تا سه بعدی و دو تا چهار گروهی برای راكتورهای آب سبك (LWR) كه خنك كننده آن آب می‎باشد، مانند PWR استفاده می‎شود. كدهای یك بعدی فرض می‌كند كه نوترونها تنها در یك 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 كلینگ هندسی تعیین می‎شود كه نمونه‌ای از این كدها عبارتند از كدهای AIM , FOG.

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

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

2-3- كد محاسبات سلولی wims

تئوری كد wims

در wims از به هم پیوستن مجموعه ای از برنامه ها كه به زبان فرترن 4 نوشته شده، تشكیل یافته است. تغییرات به وجود آمده در این كد شامل قابلیت مدلی كردن هندسه های پیچیده می‎باشد. این كد قابلیت تولید ثوابت گروهی، ضریب تكثیر بی نهایت، ضریب تكثیر مؤثر و تعداد دیگری از پارامترهای شبكه راكتور در حالت ایستایی و انجام محاسبات مصرف سوخت را دارد. در این طرح از كد 1 wins D/4 استفاده شده است. این كد قابلیت انجام محاسبات نوترونی برای اشكال مختلف سوخت (صفحه ای، استوانه ای، كره ای و یا چند ضلعی) را در یك آرایه منظم و یا به صورت خوشه ای دارا می‎باشد. بانك داده ها در این كد شامل 14 گروه سریع، 13 گروه رزونانسی و 42 گروه حرارتی است. ابتدا كد مذكور با در نظر گرفتن شكل ساده ای از سلول، كه در آن با توجه به انتخاب كاربر، نواحی مختلفی با عناوین سوخت، غلاف، خنك كننده، كند كننده و بازتابنده وجود دارد، شار نوترونی را برای این نواحی در 69 گروه انرژی بدست می‎آورد و سپس برای چند گروهی كه توسط كاربر تعیین می شود، ثوابت گروهی را برای تمام مواد در سلول انتخاب شده محاسبه می نماید. سپس تصحیح حاصل از نشت، توسط باكینگ در جهت شعاعی و عمودی، وارد می گردد.

كد wins-D/4 معادلة ترانسپورت را به صورت عمودی و با استفاده از تكنیكهای مختلف حل می‌كند. در ابتدا سطح مقطع های ناحیه رزونانسی توسط قضیة هم ارزی و با استفاده از كتابخانه ای از انتگرال های رزونانسی بدست می آیند. با استفاده از تئوری برخورد طیف انرژی 69 گروهی برای شبكه یك المان هندسی ساده شده محاسبه می‎شود. سپس می‎توان از این طیف انرژی 69 گروهی برای متراكم كردن سطح مقطع ها در گروههای انرژی موردنیاز استفاده كرد. 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.