پایان نامه با کلید واژه های بهره بردار، سرمایه گذاری، مصرف 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 1EIA 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 1-5 : نمای ازقلب راکتور بوشهر، مکانی که مجتمع های سوخت قرار دارند[6].
جدول 1-1: مشخصات راکتور بوشهر[6].
مشخصات
مقدار یا تعداد
1- قلب :
توان حرارتی نرمال
3000
تعداد کل مجتمع های سوخت
163
تعداد مجتمع سوخت با غنای 1.6% در سال اول
54
تعداد مجتمع سوخت با غنای 2.4% در سال اول
67
تعداد مجتمع سوخت با غنای 3.6% در سال اول
42
جرم اسمی UO2 ، kg
79840
گام مجتمع های سوخت ،Cm
23.6
ارتفاع قلب در زمان کارکرد ، Cm
355
قطر معادل قلب ، Cm
316
نرخ متوسط توان خطی ، W/cm
166.7
متوسط چگالی توان سوخت ،kW/kgU
42.6
دبی خنک کننده ، m3/hr
84000
دمای آب ورودی ، 0C
291
دمای آب خروجی ،0C
321
نسبت اورانیوم به آب (Geometrical )
1.97
ارتفاع Vessel (Cm)
11.185
قطر Vessel (Cm)
4.535
2- میله سوخت :
جرم اکسید اورانیوم در یک میله سوخت ، kg
1.5.75
مواد تشکیل دهنده غلاف
آلیاژ Zr +1% Nb
قطر خارجی غلاف ، mm
9.1
قطر داخلی غلاف ، mm
7.73
جنس قرص سوخت
UO2
قطر خارجی قرص سوخت ، mm
7.75
قطر حفره داخلی قرص سوخت ،mm
1.5
– چگالی قرص سوخت ، gr/cm3
10.4-10.7
3- مجتمع سخت :
شکل مجتمع سوخت
هگزاگونال
شکل چیدمان میله های سوخت
مثلثی
گام میله های سوخت ،mm
12.75
تعداد میله های سوخت در مجتمع سوخت
311
جرم اکسید اورانیوم در مجتمع سوخت ، kg
489.8
تعداد Guide channel در یک مجتمع سوخت
18
تعدادSpacer grid در یک مجنمع سوخت
15
تعداد کانال های اندازه گیری در یک مجتمع سوخت
1
تعداد کانال مرکزی در یک مجتمع سوخت
1
4- Guide chnnel :
جنس مواد تشکیل دهنده
آلیاژ Zr +1% Nb
قطر خارجی ، mm
13
قطر داخلی ، mm
11
5- کانال اندازه گیری :
جنس مواد تشکیل دهنده
آلیاژ Zr +1% Nb
قطر خارجی ، mm
13
قطر داخلی ، mm
11
6- کانال مرکزی :
جنس مواد تشکیل دهنده
آلیاژ Zr +1% Nb
قطر خارجی ، mm
13
قطر داخلی ، mm
11
7- Space grid :
جنس مواد تشکیل دهنده
آلیاژ Zr +1% Nb
جرم ، kg
0.55
8 – میله کنترل CPS AR :
تعداد میله جاذب در یک CPS AR
18
مواد تشکیل دهنده
B4C + Dy2O3TiO2
ارتفاع مواد جاذب ، cm
Dy2O3TiO2
30
B4C
320
قطر خارجی غلاف مواد جاذب ، mm
8.2
قطر داخلی غلاف مواد جاذب ، mm
7.2
قطر مواد جاذب در حالت عادی ،mm
7.2
جنس مواد جاذب
42XHM
چگالی مواد جاذب ، gr/cm3
Dy2O3TiO2
4.9
B4C
1.7
مدت زمان قابل استفاده ، year
10
9- میله های جاذب سوختنی BAR :
تعداد میله های سوختنی در یک BAR
18
قطر داخلی غلاف BAR در حالت عادی ، mm
7.72
قطر خارجی غلاف BAR در حالت عادی ، mm
9.1
قطرخارجی BAR در حالت عادی ، mm
7.58
جنس مواد تشکیل دهنده غلاف BAR
آلیاژ Zr +1% Nb
جنس مواد تشکیل دهنده BAR
CrB2 + Al
ارتفاع مواد جاذب ، cm
355
چگالی مواد جاذب ، gr/cm3
2.8
مقدار بورن (در حالت عادی) در مواد جاذب ، gr/cm3
0.02
0.036
مدت زمان قابل استفاده از یک بسته BAR ، year
1
10- مبدل بخار
تعداد
4
– فشار درون مبدل بخار (Mpa )
6.27
دمای درون مبدل بخار ،0C
278.5
حداکثر رطوبت بخار در خروجی مبدل ، %
0.2
دمای Fedwater ، 0C
220
فشار خنک کننده اولیه در ورودی مبدل بخار(Mpa )
15.7
مدل طراحی
Sesimic Stable
11- Pressurizer :
دمای عملیاتی ، 0C
346
فشار عملیاتی ، (Mpa )
15.7
حجم کل ، m3
79
حجم آب تحت شرایط نرمال ، m3
55
سطح آب تحت شرایط نرمال ، m
8.17
تعداد واحد هیتر های الکتریکی
28
مدل طراحی
Sesimic Stable
1- 8- گزارش تحلیلی مقدماتی(PSAR9) و نهایی ایمنی (10FSAR)
برای شروع اجرای طرح نیرو گاه های هسته ای و بهره برداری از آنها نیاز به صدور مجوز از مقامات ایمنی ذیصلاح می باشد. برای این منظور باید گزارشی تهیه و به مقامات جهت بررسی ارائه شود که به آن گزارش مقدماتی تحلیلی ایمنی ،PSAR می گویند.
در این گزارش فرضیات مبنای طرح و محاسبات ، بررسی موضوعات ایمنی ، حوادث ممکن و احتمال آنها ، تاثیر اجرای طرح روی محیط زیست ، جمعیت محل و غیره شرح داده می شود.
برای شروع بهره برداری از نیروگاه ، این گزارش با جزئیات ساخت و نصب و تجهیزات با رعایت کامل اطمینان از کیفیت تکمیل می شود و به صورت گزارش نهایی تحلیل ایمنی ،FSAR در می آید.در این گزارش به موارد مربوط به نیروی انسانی برای مدیریت تاسیات و بخصوص اپراتورها و کارایی آنها در انجام وظیفه محوله توجه می شود[10].
پس از تصویب نهایی از طرف مقامات ایمنی، بهره برداری آزمایشی از نیروگاه در مرحله اول و بهره برداری دائمی در مرحله بعد شروع می شود.طبق ضوابط دستورات ایمنی از کیفیت نیروگاه11 ،باید کلیه رویدادها بخصوص رویدادهایی که جنبه ایمنی دارند ثبت شده و گزارش آن به مقامات ایمنی ارائه شود.این مقامات وظیفه دارند که به تشخیص خود و در صورت لزوم ادامه بهره برداری از نیروگاه را برای مدتی محدود یا نامحدود متوقف سازند[11]. در این پایان نامه از مشخصات و مقادیر موجود در مدارک FSAR نیروگاه اتمی بوشهر استفاده شده است.
فصل دوم
2- مبانی نظری 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.
مشخص شدن مفهوم و اهمیت این دو ضریب در زیر آمده است .
2-1- رفتار دینامیکی راکتور
رفتار دینامیکی رآکتوریعنی اثر متقابل وپیچیده بین واکنش زنجیره ای نوترون، فیدبک رآکتیویته ترموهیدرولیکی سیستم کنترل رآکتور و سیستم خاموش سازی. لازم به ذکر است که جزئیات مدل کردن رفتار دینامیکی رآکتور احتیاج به کار با روشهای فضائی _زمانی پیچیده نوترونی و ترموهیدرولیکی دارد. در آنچه که به دنبال می آید از مدلی با پارامترهای ساده با دقت کم استفاده خواهیم کرد، این مدل وضعیتی از اثر متقابل پارامترهای مختلف فیدبک رآکتیویته ترسیم می کند؛ (اثر وارده بر رآکتیویته رآکتور به علت تغییرات پیش آمده در پارامترهای رآکتورکه ناشی از شرایط کار یا شرایط محیطی است) [11].
2-1-1- مدل ساده فیدبک (Simplified Core-Averaged Feedback Model )
به طور کلی تغییرات راکتیویته به صورت مجموع دو قسمت معرفی می شود:
1- راکتیویته ای که به صورت قابل توجه ای قابل کنترل است ، که به عنوان راکتیویته ای که از خارج به راکتور اعمال می شود نامیده می شود؛ که توسط اپراتور یا تحت شرایط حادثه به راکتور اعمال می شود؛ مثلا جابجایی میله های کنترل.
2- راکتیویته ای که در اثر فید بک های ذاتی اجزا سیستم حاصل می شود.
وابستگی راکتیویته به پارامترهای مختلف به علت تغییرات در سطح مقطع ماکروسکوپیک،که به صورت حاصلضرب سطح مقطع میکوسکوپیک و دانسیته اتمی است، می باشد:
∑▒〖(r,t)=N(r,t)σ(r,t) 〗
دانسیته اتمی، N(r,t)، به توان راکتور بستگی دارد زیرا که چگالی مواد به دما بستگی دارد و دما خود نیز تابع توان راکتور است،و از طرفی دیگر نیز غلظت مواد در حال تغییر است.سطح مقطع میکروسکوپیک ، σ(r,t)، نیز که یک متوسط بر روی انرژی های نوترون است خود به مکان و زمان بستگی دارد.
تعیین دقیق تغییرات راکتیویته توسط فیدبک های دما و چگالی ناشی از سوخت و خنک کننده و دیگر اجزا قلب معمولا کاری دشوار است، زیرا اثرات فیدبک نه تنها به متغییرهای فیدبک در قلب وابسته است بلکه به توزیع آنها در قلب نیز بستگی دارد[11].
به منظور انجام آنالیز مدل ساده فیدبک (Simplified Core-Averaged Feedback Model )، یا همان مدل ساده دینامیک راکتور به صورت زیر مطرح می شود:
1- متغییرهای فیدبک می توانند به صورت توابع جدایی پذیری از زمان و مکان نوشته شوند.
2- راکتیویته فیدبک تغییرات قابل ملاحظه ای در توزیع شار نوترون ایجاد نمی کند.
با در نظر گرفتن یک مدل ساده ترمو هیدرولیکی که از رهیافت (Lumped Parameters )
استفاده می کند ، و اینکه مقادیر متوسط گیری شده دمای سوخت و دمای سیال خنک کننده
در کل قلب (Core-Averaged )، با زمان تغییر می کنند و توزیع فضایی آنها پیرامون مقادیر متوسط گیری شده آنها در کل قلب ثابت باقی می ماند، می توان توزیع دمایی را بر حسب این دماهای متوسط گیری شده در کل قلب حساب کرد، برای توضیحات بشتر خواننده می تواند به کتاب Nuclear Power Reactor Safetyنوشته Lewis E.E. فصل اول مراجع نماید[11].
در شکل 2-1 ، شماتیک مدل ساده فیدبک یامدل ساده دینامبک راکتور نشان داده شده است.
شکل 2-1 : شماتیک مدل ساده فیدبک (دینامیک راکتور)[11].
معادلات(1) و(2) که معادلات سنتیک راکتور می باشند توان را کتور را به صورت تابع

دیدگاهتان را بنویسید