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.

برای دانلود متن کامل پایان نامه اینجا کلیک کنید.