پایان نامه با کلید واژه های شبیه سازی، Technology، بهره بردار

راکتور مرجع که از مدارک FSAR نیروگاه بوشهر استخراج شده است در جدول5-2 آورده شده است.
جدول 5-1 : نتایج نهایی دو ضریب ایمنی مذکور در این تحقیق
ضریب راکتیویته توان
ضریب راکتیویته آنی
(dρ_fb)/dP=-4.954×〖10〗^(-12) (1/w)
μ=-1.23×〖10〗^(-13) (1/j)
جدول 5-2 : ضریب داپلر و ضریب دمایی کندکننده راکتیویته
قلب با سوخت معمولی
〖 ×10〗^(-5) (1/℃)
قلب با سوخت حلقوی
〖 ×10〗^(-5) (1/℃)
ضریب دمایی راکتیویته (ضریب داپلر)
-2.11
-0.4388
ضریب راکتیویته کند کننده
-13.0
-18.04
جدول 5-3 : ضریب راکتیویته توان
قلب با سوخت حلقوی
〖 ×10〗^(-5) (1/MW)
قلب با سوخت معمولی
〖 ×10〗^(-5) (1/MW)
0.49
0.4
ضریب راکتیویته توان
با توجه به جدول 5-2 ، مشاهده می شود که برای قلب با سوخت حلقوی ضریب دمایی کندکننده از نظر مقداری بزرگتر از ضریب دمایی کنند کنده قلب مرجع است و ضریب داپلر کوچکتر است و در ضمن همه ضرایب محاسبه شده منفی می باشند.
بزرگتر بودن ضریب دمایی کند کننده منفی از نظر مقداری یک مزیت و یک فاکتور ایمنی بهتر برای قلب با سوخت های حلقوی نسبت به قلب راکتور مرجع می باشد زیرا برای یک تغییرات دمایی یکسان (افزایش دما) ، مقدار راکتیویته فیدبک منفی بیشتری به سیستم اعمال می کند و از افزایش های سریع توان و بالا رفتن دما جلوگیری می کند.
ضریب دمای سوخت (ضریب داپلر) راکتیویته برای قلب شبیه سازی شده منفی است ولی از نظر مقداری از ضریب داپلر قلب مرجع کوچکتر است. در شرایط کارکرد نرمال و پایا یک مزیت به شمار می آید زیرا این ضریب کوچکتر باعث می شود که راکتیویته فیدبک منفی کمتری به قلب وارد شود و درنتیجه در مقایسه با قلب مرجع افت ر اکتیویته کمتری را خواهیم داشت.
ضریب داپلر یک اثر آنی است، در حوادثی که به صورت آنی راکتیویته قلب را متاثر میکند مثل پرتاب به بیرون از قلب میله کنترل ، قلب راکتور با سوخت های حلقوی نسبت به قلب با سوخت های معمولی ایمن نیست و نمی تواند به خوبی جوابگو باشد لذا باید ملاحظات ایمنی در این زمینه بیشتر مد نظر قرار گیرد.
در حالت پایا کارکرد راکتور، آنچه که مهم است ضریب دمایی کند کننده راکتیویته است که با توجه به محاسبات این ضریب برای قلب با سوخت حلقوی بیانگر ایمنی بیشتر قلب با سوخت حلقوی نسبت به قلب با سوخت معمولی است.
همانطور که پیشتر گفته شد در خصوص استفاده از سوخت های حلقوی در راکتورهای روسی تحقیقات بسیار کمی انجام شده است. اکثر پیشنهادات و تحقیقات انجام شده مربوط به استفاده از سوخت های حلقوی در راکتورهای آبی تحت فشار غربی میباشد.
در مقایسه با داده های بدست آمده مربوط به ضرائب مزبور برای راکتورهای غربی ، نتایج بدست آمده در این تحقیق قابل اعتماد است زیرا همان روند کاهشی که در محاسبه ضرایب مزبور ذکر شده در جداول5-1، 5-2 و 5-3 وجود دارد در تحقیقات استفاده از سوخت های حلقوی در راکتورهای آبی تحت فشار غربی مشاهده می شود.
5-2- مزایای سوخت های حلقوی
همانطورکه درتحلیل ترموهیدرولیکی بخش4-5 نشان داده شد، یکی از مزایای این نوع سوختها امکان افزایش توان راکتورهای PWRتا بیش از 150 درصد ، با حفظ حاشیه ایمنی راکتور می باشد. همچنین درصورتی که نیازی به افزایش توان نباشد یعنی توان راکتور معادل توان راکتور معمولی باشد دراینصورت نیز باتوجه به دمای پایین سوخت می توان حاشیه ایمنی راکتور را تا 60 درصد بهبود بخشید .
همچنین دمای متوسط سوخت درسوختهای حلقوی باتوان 100درصد معادل 600 درجه کلوین می باشد که این دما درسوختهای معمولی با همان توان معادل 900 درجه کلوین است که این مورد بدلیل افزایش سطح انتقال حرارت درسوختها ی حلقوی می باشد ولی با افزایش توان به حدود 150 درصد این دما به 800 درجه کلوین می رسد . همچنین دمای پیک سوخت درسوختهای معمولی معادل 1800 درجه کلوین است که این دما برای سوختهای حلقوی باتوان 100درصد معادل 900 درجه کلوین وبرای سوختهای حلقوی با توان 150 درصد معادل 1100 درجه کلوین می باشد [21].
اگرچه هزینه ساخت سوختهای حلقوی نسبت به سوختهای معمولی بالاتر است ولی با توجه به هزینه های بهره برداری پایینتر این نوع سوختها درطول زمان بهره برداری استفاده از این نوع سوختها مقرون به صرفه تر خواهد بود .یکی دیگر ازمزایای استفاده ازسوختهای حلقوی امکان جایگزینی این سوختها درراکتورها ی درحال کار می باشد. با درنظرگرفتن مزایای سوختهای حلقوی که دربالا بدان اشاره شد امید آن است با بکاربردن این نوع سوختها درراکتورهای درحال کار ویا درحال ساخت بتوان توان بیشتری ازقلب راکتور با حفظ حاشیه ایمنی آن برداشت کرد.
5-3- مدل شبیه سازی شده و کد نوترونیک نوشته شده
مدل شبیه سازی شده ، مدلی است که با انجام محاسبات و سعی و خطا ابعاد آن معرفی شده است به گونه ای که در بخش4-3-1 نیز توضیح داده شده است قلب در حالت فقدان خنک کننده میباشد.
بالغ بر 1400 خط کد نوشته شده است که به درستی قلب را شبیه سازی می نماید. این کدبه گونه ای نوشته شده است که امکان دسترسی به تک تک میله های سوخت و مجتمع های سوخت ، تنظیم ارتفاع میله های کنترل، تغییر ساختار مجتمع های سوخت فراهم آید. این کد می تواند در تحقیقات نوترونیک برای بررسی های مختلف مورد استفاده قرار گیرد.
5-4- پیشنهادات
این تحقیق بیشتر از نظر نوترونیک قلب حائز اهمیت است هرچند می تواند در تحقیقاتی که ارتباط مسائل نوترونیک و ترموهیدرولیک قلب را مد نظر دارد، مورد استفاده قرار بگیرد.
در خصوص مطالعه ی سوخت های حلقوی در راکتور های VVER مطالعات اندکی صورت پذیرفته است لذا در این خصوص می توان تحقیقات زیادی رامطرح و به انجام رسانید.
از پیشنهاداتی که می توان در این خصوص مطرح کرد می توان به موارد زیر اشاره کرد :
1- بررسی ترموهیدرولیک قلب راکتور VVER-1000 با مجتمع سوخت های حلقوی.
2- بررسی حادثه های مختلف قلب راکتور VVER-1000 با مجتمع سوخت های حلقوی.
3- بررسی و مطالعه اقتصادی به روز، جایگزینی سوخت های معمولی با سوخت های حلقوی در راکتورهای مختلف موجود.
4- بهینه سازی مدل طراحی قلب راکتور VVER-1000 با مجتمع سوخت های حلقوی.
5- بررسی سوخت های حلقوی و کاربرد آنها در راکتور های گازی.
6- بررسی سوخت های حلقوی و کاربرد آنها در راکتور های آب جوشان.
فهرست منابع و مآخذ
[1] Nuclear Reactor Technology, Wikipedia, URL://http:www.thefreeencyclopedia.htm.
[2] Pressurized Water Reactor, Wikipedia, URL://http:www.thefreeencyclopedia.htm.
[3] Lamarsh, J. R. (2001). Introduction to Nuclear Engineering. New Jersey: Prentice-Hall. Inc.
[4] Faghihi, F. (2009). Nuclear Reactor Theory. Shiraz: Shiraz University Press.
[5] MIT open course ware at: http://ocw.mit.edu/OcwWeb/Nuclear-Engineering/index.htm
[6] Final Safety Analysis Report of Bushehr Nuclear Power Plant. (2003). Chapter 4, Reactor.
[7] خزانه، رضا. (1375). راکتورهای آب تحت فشار. چاپ اول. تهران: سازمان انرژی اتمی.
[8] زرکش، مهران. (1383). اصول طراحی، مونتاژ تجهیزات و بهره برداری نیروگاه اتمی برق. چاپ اول. تهران: سازمان انتشارات جهاد دانشگاهی.
[9] Final Safety Analysis Report of Bushehr Nuclear Power Plant. (2003). Chapter 5, Primary Circuit and Associated Systems.
[10] Final Safety Analysis Report of Bushehr Nuclear Power Plant. (2003). Chapter 1, Introduction and Nuclear Power Plant General Description.
[11] Lewis, E. E. (1977). Nuclear Power Reactor Safety. New York: Wiley-Interscience publication.
[12] Duderstad, J. J., Hamilton, L. J. (1976). Nuclear Reactor Analysis.Canada: John Wiley&Sons, Inc.
[13] Monte Carlo N-Particle Transport System User’s Manual: C700. (2000). New Mexico: Los Alamos National laboratory.
[14] Chales, D. H., Busch, R. D., Forester, R . F., Biesmeister, J. F.(2006). Criticality Calculation with MCNP5: A Primer. New Mexico: Los Alamos National laboratory.
[15] Calza-Bini, A., Cosoli, G., Filacchioni, G., Lanchi, M., Nobili, A., Pesce, E., Rocca, U., Rotoloni, P. L. (1974). “In-pile Thermal conductivity of Fuel Oxide: UO2 Pellets and VIPAC UO2-PUO2 Pellets and Sol-Gel.” Journal of Nuclear Technology, Vol. 21: 208-216.
[16] Caner, M., Dugan, E. T. (2000). ” ThO2-UO2 Annular Pins for High Burnup Fuels.” Journal of Annals of Nuclear Energy, Vol. 27: 759-770.
[17] Mildrum, C. M. (1980). Physics and Economics of Annular Fuel in PWRs. USA: American Nuclear Society.
[18] Jensen, A. (1978). “A New Zircaloy-UO2 Fuel Design: Design Considerations, Calculations, and Test Results.” Journal of Nuclear Technology., Vol. 39: 283-290.
[19] Han, K. (2003). “ Development of a Thermal-Hydraulic Analysis Code for Annular Fuel Assemblies.” Journal of Nuclear Eng. & Design., Vol. 226: 1023- 1029.
[20] Brochard, V., Bourreau, S., Hourdequin, N., Bentejac, F., Bergeron, J., Matheron, P. (2001). “Specific Fuel Rod Thermal Mechanical Studies for the Advanced Plutonium Fuel Assembly Concepts.” Journal of Progress in Nuclear Energy, Vol. 38: 399-406.
[21] Kazimi, M. S., Feng, D., Yuan, Y., Hejzlar, P., Feinroth, H., Hao, B., Lahoda, E. J., Hamilton, H. (2004). The Design and Manufacturing of Annular Fuel for High Power Density andImproved Safety in PWRs. Florida: International Meeting on LWR Fuel Performance, September 19-22.
[22] Oggianu, S., Kazimi, M. S. (2000). A Review of Properties of Advanced Nuclear Fuels. MIT-NFC-TR-021, MIT Center for Advanced Nuclear Energy Systems.
[23] Feng, D. (2005). Innovative Fuel Designs for High Power Density Pressurized Water Reactor. MIT-NFC-TR-075, MIT Center for Advanced Nuclear Energy Systems.
[24] Joint Project. (2006). High Performance Fuel Design for Next Generation PWRs: Final Report, Project DE-FG03-01SF22329.
[25] Ellis, T. (2007). “ Recommendations for the Increased Utilization of Nuclear Power in the United States Energy Infrastructure.” Journal of Engineering and Public Pulicy, Vol. 8: 256-262.
[26] Kazimi, M. S. (2002). High Performance Fuel Design for Next Generation PWRs AnnulReport. MIT-NFC-PR-048, MIT Nuclear Energy Department.
[27] Freshley, M. D., Bruley, T. B. (1969). Vibrationally Compacted Ceramic Fuel. Pacific Northwest Laboratory, BNWL-SA-2412.
[28] Sharp, T. (2004). “The Design of High Power Density Annualr Fuel for LWRs.” Journal of Nuclear Eng. & Design., Vol. 234: 898-905.
[29] Yuan, Y. (2004). The Design of High Power Density Annular Fuel for LWRs. M. Sc Thesis, Department of Nuclear Engineering at the Massachusetts Institute Of Technology.
[30] WWER-1000 Reactor Simulator

دیدگاهتان را بنویسید