Download
1 / 34
430 likes | 928 Views
روش های مدرن تولید انرژی الکتریکی با استفاده از شکافت هسته ای. ارائه دهنده :. استاد راهنما : . استاد داور :. انرژ ی هسته ای . شیمی هسته ای. ترمودینامیک. پزشکی. مهندسی فرآیند.
E N D
روش های مدرن تولید انرژی الکتریکی با استفاده از شکافت هسته ای ارائه دهنده: استاد راهنما: استاد داور:
انرژی هسته ای شیمی هسته ای ترمودینامیک پزشکی مهندسی فرآیند
استفاده تجاری از سوختهای هسته ای برای تولید انرژی الکتریکی از اواسط دهه 1960 میلادی آغاز گردید. و از آن زمان تا کنون استفاده از نیروگاههای هسته ای به عنوان نیروگاههای بار پایه در تامین انرژی الکتریکی مصرفی در جهان روند رو به رشدی داشته است.بهره برداری از نیروگاههای هسته ای و نیز میزان سهم این نیروگاهها در تامین انرژی الکتریکی درکشورهای مختلف جهان به دلایل گوناگون اعم از فنی، اقتصادی و سیاسی متفاوت بوده است.میزان سهم این نیروگاهها در تامین انرژی الکتریکی در کشورهایی مانند فرانسه، بلژیک و لیتوانی که سوخت فسیلی ارزان در اختیار ندارند، به مراتب بیشتر از کشورهایی مانند آمریکا و روسیه که سوخت ارزان در اختیار دارند، می باشد. کشور آمریکا با ظرفیت نصب شده ای حدود 96 گیگاوات در سال 1999 دارای بیشترین ظرفیت نیروگاه هسته ای در جهان می باشد. هم اکنون در 30 کشور جهان مجموعا 443 نیروگاه هستهای در حال فعالیت و تولید انرژی است و عملیات ساخت و ساز و تجهیز 27 نیروگاه جدید در 11 کشور در جریان است تاريخچه نيروگاه هسته اي
PWR :رتكتور آب تحت فشار GCR :اكتور با خنك كننده گازي FBR :راكتور سريع زايندهPHWR :راكتورآب سنگ تحت فشار HTGR :راكتور با خنك سهم برق هسته ای کشورهای جهان
نیروگاههای هسته ای به سه دلیل اساسی ذیل، مورد تایید نهایی جوامع علمی و بشری برای تولید برق قرار نگرفته اند: 1- تولید پسمانهای رادیوکتیو که ایجاد مشکلات زیست محیطی حاد می نمایند 2- مشکل تهیه و تامین سوخت مورد نیاز، زیرا فقط در معدودی از کشورها منابع اورانیوم طبیعی وجود دارد و فن آوری تهیه سوخت مورد نیاز نیروگاهها تنها در اختیار چند کشور پیشرفته صنعتی قرار دارد. در کشور ایران نیز طرحهایی برای تهیه گاز uf6 و غنی سازی آن در نزدیکی شهرهای اصفهان و نطنز، جهت تهیه سوخت هسته ای در دست اقدام بوده است، که این مهم بدلیلی در اواسط سال 1383 به تعلیق در آمد و پس از دو سال فعالیت خود را دوباره آغاز کرد. 3- عدم ایمنی 100 درصد در مواقع بحرانی مانند زمین لرزه و احیاناً در مواقع جنگ.
اتموهسته تعاریف: • عدد اتمی • عدد جرمی • ایزوتوپ • کاستي جرم وانرژي بستگي
قانون بنيادي بر کليه ي واکنشهاي 1- بقاي نوکلئون ها :تعداد کل نوکلئون ها قبل وبعد از واکنش ثابت است . 2- بقاي بار الکتريکي : حاصل جمع بارهاي کل ذرات قبل و بعد از واکنش يکسان است. 3- بقاي تکانه ي خطي :تکانه ي ذرات قبل وبعد ازواکنش ثابت است. 4- بقاي جرم وانرژي: حاصل جمع جرم و انرژي قبل و بعد از واکنش ثابت است.
نوترون و برهم کنش آنبا ماده • شکافت • واکنش زنجیره ای
نوترون و نقش آن در راکتور K<1 زير بحراني K=1 بحراني ضريب تکثير k>1 فوق بحراني چرخه نوترون: نوترونهاي تند (سريع) نوترونهابا انرژي متوسط (اپي ترمال) نوترونهاي کند (حرارتي)
توزيع شار نوترون 1-بازتابنده ها(بوسیله کاهش نشت نوترون) راههای یکنواخت سازی توزیع شار نوترون 2-منطقه بندي قلب رآکتور
سيستم کنترل رآکتور کاربید بور اسید بوریک مواد جذبکننده(زهرهای)متداول آلیاژی از نقره،ایندیوم و کادمیوم گادولنیوم ميله هاي کنترل ( Control Rods) اشکال مختلف زهرهای کنترل زهرهاي مصرفي (Poisons Burnable) زهرهاي محلول (Soluble Poisons)
اثرسيستمهاي کنترل بر شکل شار(فلو) نوترونها 1- جذب کردن نوترون تاثیرات ميله هاي کنترل 2- تغيير دادن شکل شار 3- تغيير دادن نشت نوترون • زهرهاي محلول
چنگک هاي کنترل(Control Rod Drive Mechanism) 1- راه اندازي رآکتور 2- کنترل قدرت حرارتي رآکتور در حال بهره برداري کاربرد ها 3- خاموش کردن رآکتور در خاتمه دوره بهره برداري يا در حالت اضطراري
تاسيسات نيروگاههاي هسته اي تاسيسات نيروگاههاي هسته اي معمولاً به دو بخش تقسيم مي شود: سيستم هسته اي توليد بخار (Nucler Steam Supply System) کليه تاسيسات نيروگاه را تا مرحله توليد بخار براي توربين در بر مي گيرد. اين سيستم شامل سيستم اوليه خنک کننده رآکتور، مدارهاي ثانويه توليد بخار تا مرحله تحويل توربين بخار، سوخت هسته اي براي جايگذاري در قلب رآکتور، سيستمهاي ايمني اضطراري،تاسيسات نقل وانتقال سوخت ونگهداري سوختهاي نو و مصرف شده، سيستم ها و دستگاههاي اندازه گيري وکنترل وپاره اي تاسيسات جنبي ديگرمي باشد. بقيه تاسيسات نيروگاه شامل توربين، ژنراتور، کندانسوروتاسيسات آبرساني يا برجهاي خنک کننده، پست ترانسفورماتوربرق، ديزل ژنراتورهاي اضطراري وکليه تاسيسات ديگري است که براي بهره برداري ازنيروگاه لازم مي باشد.
ساختمان رآکتوروپوشش ايمني عوامل موثر در ابعاد و استقامت پوشش ایمنی • وزن پوشش وتجهيزاتي که به آن تکيه دارند. • بارهاي طبيعي مثل برف – باد – طوفان وشتاب زلزله • بارهاي تصادفي مثل سقوط هواپيما – رها شدن وپرتاب شدن قطعات فلزي داخل پوشش • بارهاي ايجادشده دراثرآزمايش نفوذ ناپذيري پوشش که هرچندگاه انجام مي گيرد. • اثرات حادثه قطع لوله مدارهاي اوليه حادثه مبناي طرح • قطع لحظه اي لوله مدارخنک کننده توام با وقوع زلزله
سيستم اوليه خنک کننده رآکتور (Reactor Primare Coolant System) اجزا : • ديگ فشار رآکتور • پمپ هاي اصلي خنک کننده • مولدهاي بخار • فشارنده • لوله هاي اصلی • مدارهاي کمکي
انواع سيستم هاي کمکي رآکتور (Reactor Auxiliary System) پس از پایان یک دوره بهره برداری در حالت کار عادی
تثبیت حجم آب مدار اول کيفيت شيميائيکنترل • سيستم کنترل حجم و کيفيت شيميائي آب (RCV) جبران نشت آب کنترل مقدار اسيد بوريک در حالت کار عادی • سيستم تغذيه آب و بورون (REA) • سیستم های ايمني رآکتور(Reactor Safety Systems)
تخليه انرژي باقيمانده ميله هاي سوخت پس از، از کار افتادن رآکتور سيستم خنک کننده رآکتور در حالت خاموشي(RRA) پس از پایان یک دوره بهره برداری سيستم جابجائي و ذخيره سازي سوخت (PMC)
راکتورهای هسته ایراکتور هسته ای مکانی می باشد، که در داخل آن عمل شکافت هسته ای، برای تولید انرژی گرمایی صورت می پذیرد. بیشتر راکتورهایی که تا کنون در جهان ساخته شده اند، جهت استفاده برای تولید برق بوده اند. راکتورها در نیروگاه هسته ای در واقع همان نقشی را ایفا می کنند، که مولد های بخار در نیروگاههای بخار با سوخت فسیلی بعهده دارند. انواع راکتورهای هسته ای : راکتورسريع زاینده (FBR) راکتور آب سبک جوشان (BWR) راکتور آب سنگین تحتفشار(PHWR) راکتور با خنك كننده گازي مدرن (AGR) راکتور با خنك كننده گازي دما بالا (HGR)
* نیروگاههای باراکتور آب سبک، تحت فشار* نیروگاههای با راکتور آب سبک جوشان * نیروگاههای با آب سنگین تحت فشار* نیروگاههای با راکتور با خنک کننده گازی* نیروگاههای با راکتورهای سریع انواع نیروگاههای هسته ای نیروگاههای هسته ای با توجه به نوع راکتور و پارامترهایی نظیر نوع سوخت مصرفی، کند کننده، خنک کننده و شاره کار کن به انواع مختلف تقسیم می شوند.
نیروگاههای با راکتور آب سبک تحت فشار (PWR)بیش از 60 % از قدرت کل نیروگاههای هسته ای جهان را نیروگاههای با راکتور آب سبک تحت فشار تشکیل می دادند، در داخل مخزن فشار راکتور این نیروگاهها، آب سبک به عنوان خنک کننده و در عین حال کند کننده در جریان است. 1 - سوخت نیروگاههای آب سبک تحت فشار نیروگاههای آب سبک تحت فشار از سوخت اورانیم تا 3% غنی شده (97 درصد 238U و 3 درصد 235 U) استفاده می نمایند. سوخت را بعد از آماده سازی های اولیه به صورت قرص هایی ازجنس دی اکسید اورانیم غنی شده، با قطرحدود 10میلی متروارتفاعی حدود 15 میلیمتر در می آورند . این قرص ها در داخل میله هایی توخالی قرار می گیرند و بدین ترتیب میله های سوخت را بوجود می آورند
3- ویژگی های نیروگاههای آب سبک تحت فشار1 - کوچک بودن راکتور آن در مقایسه با سایر راکتور های هسته ای2 - آب سبک در راکتور این نیروگاه هم نقش خنک کننده ، هم نقش کند کننده، معکوس کننده وهم نقش شاره کار کن را ایفا می نماید.3- خنک کننده راکتور به علت تحت فشار زیاد بودن ،بخار نمی شود و فقط ناقل انرژی حرارتی می باشد.4- تمام تجهیزاتی که در مسیر جریان خنک کننده در سیکل اولیه واقع شده اند، در داخل حفاظهای ایمنی راکتور قرار می گیرد، ولی قسمت کلاسیک نیروگاهها (تور بین ،ژنراتور،پمپ تغذیه و...) نیازی به حفاظت ندارد این بدین معنی است ،که تجهیزات قسمت کلاسیک نیروگاه در صورت نیاز به تعمیر داشتن ،هر لحظه در دسترس می باشد.بازدهی این نیروگاهها پایین و در حدود 32% و میزان سوختگی سوخت آن در حدود 32مگاوات روز به ازای یک کیلوگرم می باشد.
نیروگاههای با راکتور آب سبک جوشان(BWR)
انواع متعددی از این نوع نیروگاه در جهان ساخته شده است،ولی نوع کانادایی آن که CANDU نامیده می شود، بیشتر از انواع دیگر مورد استفاده قرار گرفته است.یکی از مزایای راکتورهای آب سنگین نوعCANDU ،امکان تعویض مجتمع های سوخت در حین بهره برداری است،که مشکل چند هفته خاموش کردن سالیانه راکتور به منظور سوختگیری ، را که در اغلب راکتورهای دیگر ضروری است، منتفی می نماید. 3-نیروگاههای با راکتور آب سنگین تحت فشار(PHWR)
4-نیروگاههای با راکتور با خنک کننده گازی دما بالا(HTGR) 4-2- نیروگاه توربین گازی مدار بسته با راکتور درجه حرارت بالا 4-1 - نیروگاه بخار با راکتور درجه حرارت بالا
5- نیروگاههای با راکتور سریع (زاینده) فرآیند تولید انرژی
چرخه سوخت هسته ای 3- آماده سازی 5 - ساخت سوخت اورانیوم 1 - اکتشاف 7 - انباشت موقت سوخت تخلیه شده 2 - استخراج 8 – بازفرآوری سوخت 4 - تبدیل و غنی سازی 9 – پردازش و انباشت پسماندهای رادیواکتیو 6 – مصرف سوخت در نیروگاه
جغرافیای اجزای چرخه سوخت هسته ای در کشور
با سپاس فراوان از توجه شما
