spow 44,195 اشتراک گذاری ارسال شده در 11 مرداد، ۱۳۹۰ ۱.در این مقاله به مسایلی از قبیل انرژی . ژنراتور ac.تنظیم کننده ولتاژ. سنکرون کردن ژنراتور. حفاظت ژنراتور . سیستمهای تحریک و زمین کردن پرداخته شده است . حجم فایل : 512 کیلو بایت برای مشاهده این محتوا لطفاً ثبت نام کنید یا وارد شوید. ورود یا ثبت نام برای مشاهده این محتوا لطفاً ثبت نام کنید یا وارد شوید. ورود یا ثبت نام ۲.دراین مقاله که به فرمت PDF می باشد به تشریح نیروگاه های چرخه ترکیبی (حرارتی -گازی ) و نحوه عملکرد انها و همچنین در مورد سیکل ترکیبی برای نیروگاه های هسته ای و با دیگ بخار شامل بازیاب حرارتی پرداخت شده است . حجم فایل : 251 کیلو بایت برای مشاهده این محتوا لطفاً ثبت نام کنید یا وارد شوید. ورود یا ثبت نام برای مشاهده این محتوا لطفاً ثبت نام کنید یا وارد شوید. ورود یا ثبت نام برای مشاهده این محتوا لطفاً ثبت نام کنید یا وارد شوید. ورود یا ثبت نام برای مشاهده این محتوا لطفاً ثبت نام کنید یا وارد شوید. ورود یا ثبت نام برای مشاهده این محتوا لطفاً ثبت نام کنید یا وارد شوید. ورود یا ثبت نام برای مشاهده این محتوا لطفاً ثبت نام کنید یا وارد شوید. ورود یا ثبت نام برای مشاهده این محتوا لطفاً ثبت نام کنید یا وارد شوید. ورود یا ثبت نام برای مشاهده این محتوا لطفاً ثبت نام کنید یا وارد شوید. ورود یا ثبت نام برای مشاهده این محتوا لطفاً ثبت نام کنید یا وارد شوید. ورود یا ثبت نام 3 نقل قول لینک به دیدگاه
EVF 5,465 اشتراک گذاری ارسال شده در 12 مرداد، ۱۳۹۰ شنیدم دارن تو کویر لوت نیروگاه خورشیدی می زنن! من حساب کردم دیدم تو انگلیس فقط 15 روز آفتابی دارن بازم با همین مقدار نیروگاه خورشیدی که خیلی گرونه رو زدن تو ایران 300 روز آفتابی حداقل داریم! تازه به یاد افتادن راستی رآکتور بوشهر bwr یا pwr ؟ 1 نقل قول لینک به دیدگاه
spow 44,195 مالک اشتراک گذاری ارسال شده در 12 مرداد، ۱۳۹۰ دقیق نمیدونم یوسف جان ولی احتمال میدم PWR باشه اگه طراحیش روسی بود اونا بیشتر از مدل BWR استفاده میکنند بازم اگه چیزی پیدا کردم میزارم 1 نقل قول لینک به دیدگاه
EVF 5,465 اشتراک گذاری ارسال شده در 12 مرداد، ۱۳۹۰ شکافت هسته ای یا جوشش؟ من احتمال میدم pwr باشه. 1 نقل قول لینک به دیدگاه
spow 44,195 مالک اشتراک گذاری ارسال شده در 12 مرداد، ۱۳۹۰ فرآیند عملیاتی نیروگاه اتمی بوشهر علیرغم پیچیدگی فناوری یک نیروگاه هسته ای از نوع نیروگاه بوشهر، فرآیند تولید انرژی الکتریکی در نیروگاه هسته ای را می توان به طور ساده به سه مرحله کاملاً مجزا تقسیم نمود که در سه مدار مستقل شامل مدار اول، مدار دوم و مدار خنک کننده انجام می پذیرد. مدار اول شکافت اورانیوم غنی شده در راکتور منبع تولید انرژی به صورت گرمایی است. این انرژی گرمایی توسط آب مدار اول که در یک مسیر بسته (چهار حلقه) جریان دارد به مولد های بخار منتقل می شود. مولد بخار یک مبدل حرارتی است که آب مدار اول درون لوله های U شکل فولادی آن جریان دارد و آب مدار دوم در یک سیکل کاملاً مجزا با گردش در اطراف این لوله ها، ضمن برداشت حرارت به بخار تبدیل می شود. آب مدار اول پس از خروج از مولد بخار توسط پمپ مدار اول برای برداشت مجدد گرما به راکتور بازگردانده می شود. مدار دوم در مدار دوم، بخار تولید شده درمولد بخار به توربین هدایت شده و در آن جا به انرژی مکانیکی تبدیل می شود (چرخش توربین به طور مستقیم ژنراتور نیروگاه را به حرکت درآورده، که منجر به تولید انرژی الکتریکی می شود). سپس بخار خروجی از توربین، به وسیله کندانسور به آب تبدیل شده و مجدداً برای تکمیل و تکرار این چرخه به مولد بخار بازگردانده می شود. مدار خنک کننده برای چگالش بخار خروجی از توربین، آب دریا به عنوان خنک کننده، در یک مدار کاملاً مجزا از مدار دوم توسط پمپ های سیرکولاسیون به کندانسور هدایت می شود و پس از برداشت گرما، از طریق یک کانال روباز به طول 400 متر و به دنبال آن چهار تونل 1200 متری در زیر بستر دریا، در عمق 7 متری به دریا باز می گردد. نقش اصلی راکتور در نیروگاه هسته ای تولید انرژی گرمایی است. فرآیندی که در این راکتور سبب تولید گرما می شود شکافت هسته ای نام دارد. شکافت، فرآیندی است که در طی آن یک هسته اتم سنگین به دو یا چند هسته کوچک تر تبدیل می شود و ضمن این عمل مقداری انرژی به صورت گرما و تابش ساطع می گردد. در نیروگاه هسته ای با آب سبک، فرایند شکافت غالباً توسط نوترون‌های حرارتی انجام می گیرد. هسته اورانیوم 235 پس از جذب نوترون ناپایدار شده، به دو یا چند جز به نام شکاف‌پاره تقسیم می شود. علاوه بر شکاف‌پاره ها، دو تا سه نوترون بعلاوه مقداری انرژی و ذرات آلفا، بتا و تابش گاما نیز در هر شکافت به دست می‌آید (نوترون های آزاد شده به طور متوسط دارای انرژی Mev2 بوده که برای انجام شکافت هسته اورانیوم 235 بایستی انرژی جنبشی خود را از دست داده، با اتم های محیط خود به تعادل حرارتی دست یابند؛ یعنی انرژی آنها به چند صدم ev برسد. این عمل در نتیجه برخوردهای متوالی نوترون با هسته اتم های هیدروژن مولکول های آب درون راکتور صورت می گیرد). به این طریق، یک عمل شکافت می تواند منجر به شکافت‌های دیگری شود که آنها هم به نوبه خود شکافت های دیگری را به دنبال خواهند داشت. به این واکنش که به صورت تسلسلی شکل ادامه می‌یابد، واکنش شکافت زنجیره ای گویند. لازم به ذکر است که پایدار ماندن واکنش زنجیره ای در قلب راکتور مستلزم وجود جرم بحرانی در قلب راکتور می‌باشد. انرژی آزاد شده از فرایند شکافت به گرما تبدیل می شود. حرارت تولید شده توسط آب مدار اول برداشت شده، به آب مدار دوم انتقال می یابد و در مدار دوم برای تولید بخار و چرخاندن توربین مورد استفاده قرار می گیرد. تنظیم مقدار انرژی آزاد شده در یک راکتور هسته‌ای با تعداد شکافت‌هایی که اتفاق می‌افتد، کنترل می گردد. این عمل با کنترل کردن تعداد نوترون‌هایی که برای انجام عمل شکافت موجود می‌باشد صورت می‌گیرد. هر چه تعداد چنین نوترون هایی کمتر باشد، تعداد شکافت ها نیز کمتر است. یکی از روش‌های رسیدن به چنین کنترلی، این است که ماده ای را در راکتور قرار دهند که به آسانی نوترون‌ها را جذب کند. بنابراین با تنظیم مقدار این ماده در راکتور، تعداد نوترون‌های موجود برای عمل شکافت می تواند به میزان مطلوب تنظیم شود. راکتور نیروگاه هسته ای بوشهر از نوع آب سبک تحت فشار می‌باشد که توان تولید Mw(t)3000 انرژی گرمایی را داشته و متشکل از یک پوسته از جنس فولاد کربنی است که با فولاد ضد زنگ پوشش داده شده است و درون آن قلب راکتور (Core)، سپر حرارتی و نوترونی (Core baffle)، نگهدارنده قلب (Core barrel، محافظ کانال‌های هادی (Protective Tube Unit) قرار گرفته و توسط درپوش راکتور (Upper Unit) بسته می‌شود. آب که به عنوان کند کننده نوترون و خنک کننده استفاده می‌شود، توسط پمپ‌های مدار اول با فشار bar157 و حرارت ˚C291 از طریق 4 نازل خط سرد (Cold Leg) وارد راکتور می‌شود و پس از برداشت حرارت از قلب راکتور با حرارت ˚C321 از طریق 4 نازل خط گرم (Hot Leg) به سمت مولدهای بخار هدایت شده، و در آنجا با تبادل حرارت با آب مدار دوم بخار تولید می‌شود. منبع تولید گرما، سوخت هسته ای از نوع دی اکید اورانیوم غنی شده با غنای 02/4%، 62/3%، 4/2%، 6/1% می‌باشد. سوخت هسته‌ای به صورت قرص‌های استوانه‌ای به قطر 57/7 و ارتفاع 12 میلی متر ساخته شده که درون میله‌های سوخت قرار دارد. تعداد 311 میله سوخت با آرایش شش ضلعی، یک مجتمع سوخت را می‌سازند و تعداد 163 مجتمع سوخت در کنار هم قلب راکتور را تشکیل می‌دهند. مکانیزم تولید گرما، واکنش هسته‌ای شکافت اورانیوم و تبدیل آن به پاره های شکافت سبک تر است که همراه با آزاد شدن انرژی و تولید نوترون برای ادامه این زنجیره است. کنترل واکنش هسته‌ای و در نتیجه کنترل راکتور به کمک اسیدبوریک محلول در آب، به همراه میله‌های کنترل که به محرک‌های سیستم کنترل و حفاظت متصل است، انجام می‌شود. اجزای راکتور 1- محرک میله‌های کنترل 5- محافظ کانال‌های هادی 2- درپوش راکتور 6- قلب راکتور 3- پوسته اصلی راکتور 7- ورودی خنک کننده 4- نگهدارنده قلب راکتور 8- خروجی خنک کننده مجموعه توربین بخار K – 1000 – 3000/60 – 3 با قدرت نامی 1000 مگاوات و سرعت 3000 دور در دقیقه جهت به حرکت درآوردن ژنراتور جریان متناوب به کار می‌رود. ژنراتور به همراه مجموعه توربین بر روی یک سازه بتنی سوار شده که این سازه به صورت مجزا از سازه اصلی ساختمان توربین، بر روی فنرهای مخصوصی (جهت خنثی کردن ارتعاشات ناشی از دورهای بحرانی) قرار گرفته است. توربوست نیروگاه اتمی بوشهر شامل چهار توربین از جمله یک توربین فشار بالا و سه توربین فشار پایین می باشد. مجموعه توربین مذکور تک محوری و هر چهار توربین از نوع دو طرفه متقارن است که در هر طرف دارای پنج ردیف پره می باشند. روتور توربین های فشار پایین و فشار بالا به روش آهنگری و به صورت یکپارچه و بدون سوراخ مرکزی ساخته می شود که این کار باعث کاهش تمرکز تنش در روتور خواهد شد. سیکل آب و بخار نیروگاه اتمی بوشهر این گونه است که بخار تولید شده در مولدهای بخار به ساختمان توربین هدایت و با حداکثر، رطوبت 2/0% و فشار bar8/58 r وارد توربین فشار قوی شده و پس از انجام کار به علت کاهش فشار و حرارت اولیه مرطوب می شود. برای این که این رطوبت به پره های توربین فشار ضعیف آسیب نرساند، بخار خشک و مجدداً گرم می شود تا به پارامترهای مطلوب دست یابد و پس از آن با فشار bar8/6 r به توربین فشار ضعیف هدایت می شود، به دنبال آن در کندانسور تغییر حالت داده، طی مراحلی احیا شده (پیش گرم و گاززدایی گردیده و تا C˚ 222گرم می شود) و مجدداً به مولدهای بخار باز می گردد. واحد توربین نیروگاه اتمی بوشهر دارای مدار پیشرفته احیاء از جمله چهار مرحله هیتر فشار پایین، دئراتور (هوازدا)، یک مرحله هیتر فشار بالا و پمپ انتقال کندانس بخار گرم کننده است. تمام هیترهای فوق به غیر از دئراتور که از نوع مخلوطی است. از نوع تبادل حرارت سطحی می باشند. تمام هیترهای احیاء کننده غیر از هیتر فشار پایین شماره چها ر و دئراتور، شامل دو پوسته می باشند و در دو خط موازی قرار دارند. ژنراتور ژنراتور نیروگاه اتمی بوشهر از نوع سنکرون سه فاز می باشد که سیم پیچ استاتور آن با آب خنک می گردد. خنک کننده روتور و هسته استاتور آن نیز هیدروژن می باشد. قدرت خروجی آن 1000 مگاوات و دارای دو قطب بوده و با مارک صنعتی TBB – 1000- 27/2 – T3 معرفی می گردد. ولتاژ خروجی استاتور آن نیز kv27 می باشد. پست نیروگاه اتمی بوشهر دارای دو پست kv230 و kv400 می باشد که پست kv400 از نوع GIS (گاز ایزوله کننده بین کنتاکت ها) بوده و از طریق دو خط به پست چغادک و شبکه سراسری متصل می گردد و پست kv230 از نوع AIS (هوا ایزوله کننده بین کنتاکت ها) می باشد و اتصال آن به شبکه سراسری توسط دو خط و از طریق پست بوشهر صورت می پذیرد. اگر راکتور را قلب یک نیروگاه اتمی بدانیم، بدون شک سیستم کنترل و ابزار دقیق، مغز و شبکه عصبی این تأسیسات مهم و گسترده می باشد. سیستم کنترل و ابزار دقیق نیروگاه اتمی بوشهر یکی از پیشرفته ترین سیستم های اتوماسیون موجود در جهان و به صورت یک سیستم کنترل توزیع شده (DCS) بوده، که از نظر لایه های کنترلی به سه سیستم سطح بالا (TLSU)، میانی (TPTS) و پایین (سنسورها و عملگرها) تقسیم می شود. (Top Level System of the power Unit) TLSU از یک شبکه کامپیوتری با سرعت MBit/s100 تشکیل شده است که بالاترین لایه کنترلی نیروگاه به حساب می آید، اطلاعات را از سطح میانی دریافت کرده، آنها را بر روی ایستگاه های کاری نشان داده و امکان کنترل مرکزی را ایجاد می‌کند. تابلوهای TPTS از چندین (Software Hardware Complex) SHC تشکیل شده که وظیفه نظارت و کنترل سیستم ها و تجهیزات فنی را بر اساس دستورالعمل های جاری بهره برداری نیروگاه اتمی بوشهر عهده‌دار است. TPTS از طریق Gateway به TLSU متصل شده و تبادل داده می‌نماید. نیروگاه اتمی بوشهر و محیط زیست امروزه از انرژی هسته ای به عنوان یکی از رهیافت‌های زیست محیطی باری مقابله با افزایش دمای کره زمین و کاهش آلودگی محیط زیست یاد می شود. در حال حاضر نیروگاه های هسته ای جهان با ظرفیت نصب شده فعلی توانسته اند سالانه از انتشار 8 درصد از گازهای گلخانه ای در فضا جلوگیری کنند. ساخت و بهره برداری از تأسیسات هسته ای در هر کشور عضو آژانس بین المللی انرژی اتمی، مشمول ضوابط و مقررات ویژه ایمنی هسته‌ای و نظارت مستمر قانونی بر کلیه فعالیت‌ها در مراحل انتخاب محل، طراحی، ساخت قطعات و تجهیزات، احداث، راه اندازی، بهره برداری و از کاراندازی تأسیسات فوق الذکر است. لازم به ذکر است در نیروگاه های اتمی تماماً خروجی‌ها (گازها و مایعات) به محیط اطراف از نقطه نظر اکتیویته و شیمیایی کنترل می‌شود و ملزم به رعایت نُرم‌ها و استانداردهای لازم می باشند، به طوری که در مسیر خروجی آب و گاز به محیط اطراف *****های مختلفی وجود دارد که در آنها اکتیویته به صورت خودکار و پیوسته و همچنین به صورت دستی و دوره ای کنترل می شوند و تا اکتیویته آنها به حد مجاز قابل خروج نرسد، در محیط رهاسازی نمی شوند. نُرم مجاز برای آب های خروجی 11-10 کوری بر لیتر و برای گازهای بی اثر خروجی از هواکش نیروگاه 50 کوری در شبانه روز می باشد. دُزِ مجاز دریافتی سالانه پرسنل گروه A (پرسنل راکتور) 20 میلی سیورت می باشد. در حالی که دز دریافتی سالانه مردم از منابع پرتوزای طبیعی، اشعه کیهانی، استفاده های پزشکی و انفجارات اتمی حدود 3/2 میلی سیورت می باشد. مقدار دز مجاز دریافتی ساکنین اطراف نیروگاه های هسته ای حداکثر برابر با 5/1 میلی سیورت می باشد که در مقایسه با دز دریافتی از دیگر منابع پرتوزا بسیار اندک است. در حال حاضر در سراسر دنیا ایمنی نیروگاه های هسته ای بر پایه «دفاع در عمق» بنا نهاده می شود. چنین دیدگاهی طراحان را بر آن وا می دارد تا سلسله ای از حایل های فیزیکی را به صورت پشت سر هم در مسیر انتشار مواد رادیو اکتیو به محیط مدنظر قرار دهند. وجود چند لایه حایل فیزیکی از آثار سوء مواد رادیو اکتیو به پرسنل بهره بردار، محیط پیرامون نیروگاه و مردمی که در اطراف نیروگاه زندگی می کنند، جلوگیری می نماید. این حایل ها به ترتیب عبارتند از: شبکه سرامیکی قرص های سوخت، غلاف میله های سوخت، تجهیزات مدار اول، کره فولادی و در نهایت کره بتونی. لازم به ذکر است که بیش از 98% محصولات شکافت (مواد رادیواکتیو) در داخل شبکه سرامیکی قرص های سوخت محبوس می گردند. واحد اول نیروگاه هسته ای بوشهر از راکتور آب تحت فشار نوع VVER – 1000 مدل V-446 تشکیل یافته که از نظر ساختاری و اساس کار، کاملاً با نیروگاه هسته ای چرنوبیل متفاوت بوده و متناظر با نیروگاه های هسته ای غربی با راکتور PWR می باشد که دارای ایمنی ذاتی هستند، بدین معنی که با افزایش قدرت نوترونی راکتور، دمای آب در آن افزایش یافته که این نیز به نوبه خود باعث کاهش قدرت نوترونی و مهار واکنش زنجیره ای شکافت پایا در قلب راکتور می گردد. در صورت به خطر افتادن نیروگاه و پایین آمدن شاخص های ایمنی آن، طبق دستورالعمل های بهره برداری نیروگاه، قدرت راکتور تا سطح لازم کاهش داده شده، یا اساساً خاموش می‌گردد تا ایمنی راکتور به سطح مورد نظر رسانده شود. در صورت بروز احتمالی حادثه، سیستمهای چهارکاناله ایمنی، وظیفه خاموش کردن راتور و برداشت انرژی حرارتی پسماند قلب راکتور را به عهده دارند. وجود یک کانال و عملکرد درست آن در هنگام بروز حادثه کاملاً کفایت می‌کند و وجود سه کانال دیگر جهت بالا بردن ضریب اطمینان عمل سیستم در نظر گرفته شده است. این کانال ها کاملاً از همدیگر جدا بوده و مستقل عمل میکنند. وظیفه سیستمهای ایمنی در هنگام بروز احتمالی حادثه: 1- متوقف کردن واکنش زنجیره ای شکافت هسته‌ای پایا 2- خنک کردن راکتور 3- محدود نمودن آثار حادثه می‌باشد. این سیستم‌ها مجهز به دیزل ژنراتورهای خاص خود بوده که در صورت قطعی کامل برق در نیروگاه، می‌توانند به کار خود ادامه دهند. ساختمان راکتور در مقابل برخورد مستقیم هواپیمای غول پیکر بوینگ 747، هواپیماهای جنگی و زلزله ای به شدت 8 ریشتر مقاوم بوده و در صورت بروز چنین سوانحی هیچ صدمه‌ای به تأسیسات راکتور و قلب آن وارد نمی‌شود و سیستم کنترل و حفاظت خودکار نیروگاه به راحتی آن را خاموش و به وضعیت ایمن می‌رساند. نقل قول لینک به دیدگاه
spow 44,195 مالک اشتراک گذاری ارسال شده در 12 مرداد، ۱۳۹۰ راکتور هاي هسته اي قدرت مقدمه: راکتور هاي هسته اي قدرت نقش توليد انرژي را به عهده دارند.امروزه، گرماي توليد شده در راکتور هاي هسته اي قدرت،بيشتر براي توليد انرژي الکتريکي مورد استفاده قرار مي گيرد.استفاده هاي ديگر ميتواند شامل توليد گرماي مورد نياز براي فرآيند هاي صنعتي،نمک زدايي(شيرين سازي) آب دريا، تأمين حرارت منطقه اي در شهر هاي بزرگ و کوچک، حرکت کشتي ها و مخصوصاً در زير دريايي ها باشد. انگيزه اقتصادي ساخت راکتور هاي هسته اي، به دليل چگالي انرژي خيلي زياد در سوخت اورانيم آنهاست که به طور نسبي سبب قيمت پايين تر واحد انرژي توليد شده مي شود. يک کيلو گرم اورانيم (با 3 درصد از اورانيم _235) KJ109×5/2 کيلو ژول انرژي توليد ميکند.در مقابل،يک تن سوخت فسيلي، KJ107×4 کيلو ژول انرژي توليد مي کند. انرژي هسته اي در سال 1996،حدود 7 درصد کل مصرف انرژي و برابر 17 درصد مصرف انرژِي الکتريکي جهان بوده است.اين مقدار در آخر سال 2004برابر با 5/16 درصد انرژِي الکتريکي مصرفي جهاني است. انواع راکتور هاي قدرت: 1) راکتور هاي آب سبک تحت فشار (PWR) 2) راکتور هاي آب سبک جوشان (BWR) 3) راکتور هاي خنک شونده با گاز(GCR) 4) راکتور هاي خنک شونده با آب سبک وکند کننده گرافيکي (LWGR and RBMK) 5) راکتور هاي آب سنگين تحت فشار (CANDU) 6) راکتور هاي زاينده سريع با فلز مايع(LMFBR/FBR) 7)راکتور هاي خنک شونده با مواد آلي انواع راکتور هاي هسته اي نيرو که به طور عمده در سطح جهان بکار گرفته شده اند. 1) راکتور هاي آب سبک تحت فشار (PWR) اين راکتور با اورانيم فلزي کار ميکند؛قلب راکتور مجموعه هاي سوخت چهار وجهي را که کنار هم چيده شده اند در بر مي گيرد.مجموعه هاي سوخت از تعداد زيادي ميله هاي سوخت با ضخامت حدود يک سانتيمتر تشکيل يافته اند.هر ميله سوخت شامل قرص هاي دي اکسيد اورانيم با اورانيم _235غني شده،حدود 4_3 درصد مي باشد.آلياژي از زير کونيم غلاف اين ميله ها را تشکيل مي دهد.حرارت توليد شده در اين ميله هاي سوخت،توسط يک ماده خنک کننده در مدار اوليه به مدار ثانويه انتقال داده مي شود که حرارت اين سيکل اخير مولد هاي بخار را فعال نموده و بلاخره توربين ها را به حرکت در مي آورند. حرارت هاي اضافي توسط برج هاي خنک کننده به هوا، رودخانه و دريا وارد مي شوند. 2) راکتور هاي آب سبک جوشان (BWR) طراحي اين نوع راکتور (BWR) شباهت زيادي به PWR دارد بجز اينکه فقط داراي يک مدار آب خنک کننده با فشار کم (حدود 75 اتمسفر ) مي باشد.در اين شرايط حرارت آب به حدود 285 درجه سانتيگراد رسيده و اين آب در قلب راکتور جوشان خواهد شد.طراحي اين راکتور طوري است که 15_12 درصد آب در بالاي قلب به صورت بخار وجود دارد،لذا در اين وضعيت خاص کند کنندگي و راندمان نوترون هاي م?ثر کمتر خواهد بود. بخار حاصل از گرماي راکتور از صفحاتي عبور کرده و به بالاي قلب راکتور مي رسد که از آنجا مستقيماً به توربين ها هدايت مي شود که اين خود بخشي از مدار راکتور محسوب مي گردد. مجتمع سوخت راکتور هاي BWR هر يک شامل 100_90 ميله سوخت هستند.تعداد مجتمع هاي سوخت اين راکتور ها به 750 مي رسد که اورانيم موجود در آنها حدود 140 تن مي باشد. سيستم کنترل ثانويه، محدود کردن عبور آب و بخار به قسمت هاي بالايي قلب راکتور را به عهده دارد که اين سبب کاهش قدرت کند کنندگي آب در راکتور مي گردد. 3) راکتور هاي خنک شونده با گاز(GCR) راکتور هاي خنک شونده با گاز اصولاً در کشور انگلستان ساخته شده و توسعه يافته است.در راکتور هاي GCR گرافيت به عنوان کند کننده و دي اکسيد کربن به عنوان خنک کننده در مدار اول نقش انتقال حرارت را بعهده دارد.اين حرارت به مدار بعدي که آب است منتقل و بخار حاصل توربين را به حرکت در مي آورد. راکتور هاي AGCR نسل دوم راکتور هاي خنک شونده با گاز هستند. در اين دسته از راکتور ها هم گرافيت به عنوان کند کننده و دي اکسيد کربن به عنوان ماده خنک کننده مورد استفاده قرار گرفته است. سوخت اين راکتور ها، قرص هاي اکسيد اورانيم که تا 5/3_5/2 درصد غني شده و در غلاف هاي استيل زنگ نزن قرار داده شده اند. 4) راکتور هاي خنک شونده با آب سبک و کندکننده گرافيکي اين يک نوع طراحي روسي است که از راکتور هاي توليد پلوتونيم اقتباس و توسعه يافته است.اين راکتور يک محفظه تحت فشار(قلب) عمودي دارد که در آن لوله هايي از بين کند کننده هاي گرافيتي عبور کرده است. لذا حرارت هاي توليد شده به آب خنک کننده منتقل گشته و در قلب راکتور تا 290 درجه سانتيگراد جوشان مي شود. اين وضعيت تا اندازه زيادي شبيه به راکتور هاي BWR است. سوخت اين راکتور، از اکسيد اورانيم کم غني شده مي باشد و در مجموعه هاي سوخت بطول 5/3 متر قرار قرار مي گيرد. کند کنندگي حاصل از گرافيت جاگذاري شده در راکتور و جوشش اضافي به سادگي سبب کاهش خنک کنندگي و جذب نوترون مي شود،بدون اينکه از واکنش شکافت جلوگيري نموده باشد و لذا يک باز خور مثبت ميتواند پديدار شود. 5) راکتور هاي آب سنگين تحت فشار (CANDU) راکتور هاي فوق از نوع آب سنگين تحت فشار است که با سوخت اورانيم طبيعي کار مي کند.نام ديگر اين راکتور ها به CANDU موسوم است. در راکتور هاي "کندو" از اورانيم طبيعي به عنوان سوخت و از آب سنگين به منظور کند کننده و خنک کننده راکتور (کند کننده و خنک کننده هر يک داراي سيستم جدا از هم مي با شد)استفاده مي شود. از آنجاييکه اين راکتور نيز توانايي جا دادن صدها مجتمع سوخت در لوله ها يا کانال هاي تحت فشار خود را در قلب راکتور دارد،لذا عمل سوخت گذاري راکتور در حال کار با تمام ظرفيت قابل اجرا است. 6) راکتور هاي زاينده سريع با فلز مايع(LMFBR/FBR) در راکتور هاي PWR وBWR و ديگر انواع راکتور ها بخش عمده اي از واکنش شکافت بر روي ايزوتوپ اورانيم _235 اتفاق مي افتد. در راکتور هاي زاينده سريع دو فرايند توليد انرژي و ساخته شدن هسته هاي جديد پلوتونيم با هم اتفاق مي افتند.قلب اين راکتور از دو قسمت تشکيل مي شود.ميله هاي سوخت که مخلوطي است، از دي اکسيد پلو تونيم و دي اکسيد اورانيم که در قسمت داخلي قراردارند . در اينجا واکنشهاي شکافت غالب هستند درحالي که در قسمت بيروني فرايند غالب عبارت است از اورانيم_238 پلوتونيم_239 . اين قسمت بيروني حاوي اورانيم شده است (اورانيومي که کسر غني شده آن حتي از 7/0 درصد يعني مقدار طبيعي آنهم کمتر است) . در چنين راکتوري در واحد زمان ،پلوتونيم شکافت، پذير بيشتري حاصل ميشود، تا مقداري که تحت واکنش شکافت قرار گرفته ميشود (از اين رو اسم "زاينده " بر آن اطلاق شده است). از طرف ديگر نوترون ها کند نميشوند ، چرا که براي انجام فرآيندهاي مورد بحث در بالا وجود نوترون هاي سريع الزامي هستند . 7)راکتور هاي خنک شونده با مواد آلي در راکتورهاي خنک شونده با مواد آلي از يک سري مواد آلي مايع مخصوصاً از مخلوط هايي از دي فينل و دي فينل اکسيد به عنوان يک عامل انتقال حرارت مناسب استفاده شده است . دلايل مهمي که اين نوع راکتورها عمومي نشده اند عبارتند از : ? عدم آشنايي کامل از خاصيت انتقال حرارت اين دسته مواد ? خواص انتقال حرارت ضعيف تر اين مواد در مقايسه با آب ? حساسيت مواد آلي مخصوصاً نسبت به تابش نويسنده:مژده اصولي نقل قول لینک به دیدگاه
spow 44,195 مالک اشتراک گذاری ارسال شده در 12 مرداد، ۱۳۹۰ خب طبق اعلام سایت انرژی اتمی همون حدسمون درست بوده!دی: واحد اول نیروگاه هسته ای بوشهر از راکتور آب تحت فشار نوع vver – 1000 مدل v-446 تشکیل یافته که از نظر ساختاری و اساس کار، کاملاً با نیروگاه هسته ای چرنوبیل متفاوت بوده و متناظر با نیروگاه های هسته ای غربی با راکتور pwr می باشد که دارای ایمنی ذاتی هستند نقل قول لینک به دیدگاه
EVF 5,465 اشتراک گذاری ارسال شده در 12 مرداد، ۱۳۹۰ از شکل که PWR یه سوال سجاد بالای راکتور اوون pressuriser رو که نصب می کنند و چنداتا هم کمپرسور داره،آب رو چجوری به راکتور بر می گردونه؟ 1 نقل قول لینک به دیدگاه
spow 44,195 مالک اشتراک گذاری ارسال شده در 12 مرداد، ۱۳۹۰ یوسف جان باید یه خورده مطالعه کنم من اطلاعاتم درمورد نیروگاههای هسته ای خیلی پایینه وبیشتر کلیت فرایند سیکلیش رو میدونم تا جزئیاتشو یه دوره چهارجلدی نیروگاههای هسته ای رو قبلا گذاشته بودم برم پیداشون کنم اگه چیزی یاد گرفتیم خدمت میرسیم 1 نقل قول لینک به دیدگاه
EVF 5,465 اشتراک گذاری ارسال شده در 12 مرداد، ۱۳۹۰ ما شاگردیم ببین این دستگاه چندتا کمپرسور داره تا از حملات ناگهانی سیال مثل ضربه قوچ و ... جلوگیری کنه! نقل قول لینک به دیدگاه
hamed ghayoorsaffar 12 اشتراک گذاری ارسال شده در 24 آذر، ۱۳۹۲ سلام نيروگاه خورشيدي واقع در چند كيلومتري طبس ميزنند ولي هنوز هيچ كاري انجام ندادند نقل قول لینک به دیدگاه
ارسال های توصیه شده
به گفتگو بپیوندید
هم اکنون می توانید مطلب خود را ارسال نمایید و بعداً ثبت نام کنید. اگر حساب کاربری دارید، برای ارسال با حساب کاربری خود اکنون وارد شوید .