فایل ورد کامل تحقیق راکتور های هسته ای و روش های بهبود توان راکتورهای PWR 53 صفحه در word

توجه : به همراه فایل word این محصول فایل پاورپوینت (PowerPoint) و اسلاید های آن به صورت هدیه ارائه خواهد شد

 فایل ورد کامل تحقیق راکتور های هسته ای و روش های بهبود توان راکتورهای PWR 53 صفحه در word دارای ۵۳ صفحه می باشد و دارای تنظیمات در microsoft word می باشد و آماده پرینت یا چاپ است

لطفا نگران مطالب داخل فایل نباشید، مطالب داخل صفحات بسیار عالی و قابل درک برای شما می باشد، ما عالی بودن این فایل رو تضمین می کنیم.

فایل ورد فایل ورد کامل تحقیق راکتور های هسته ای و روش های بهبود توان راکتورهای PWR 53 صفحه در word  کاملا فرمت بندی و تنظیم شده در استاندارد دانشگاه  و مراکز دولتی می باشد.

توجه : در صورت  مشاهده  بهم ریختگی احتمالی در متون زیر ،دلیل ان کپی کردن این مطالب از داخل فایل ورد می باشد و در فایل اصلی فایل ورد کامل تحقیق راکتور های هسته ای و روش های بهبود توان راکتورهای PWR 53 صفحه در word،به هیچ وجه بهم ریختگی وجود ندارد

بخشی از متن فایل ورد کامل تحقیق راکتور های هسته ای و روش های بهبود توان راکتورهای PWR 53 صفحه در word :

بخشی از فهرست مطالب فایل ورد کامل تحقیق راکتور های هسته ای و روش های بهبود توان راکتورهای PWR 53 صفحه در word

۱- مقدمه ای بر راکتور های هسته ای    
۱-۱- مقدمه    
۱-۲- انواع راکتورهای هسته ای    
۱-۳- انواع راکتورهای حرارتی    
۱-۳-۱ – انواع راکتورها ی ترمال  ازلحاظ کند کنندگی    
۱-۴ – راکتورآبی تحت فشار ، PWR    
۱-۴-۱- خنک کننده    
۱-۴-۲-  کندکننده    
۱-۵-  معرفی اجزا نیروگاههای هسته ای PWR    
۱-۶- راکتور های آبی تحت فشار روسی (VVER  )    
۱-۷- نیروگاه اتمی بوشهر    
۱- ۸- گزارش تحلیلی مقدماتی(PSAR) و نهایی ایمنی (FSAR)    
۲- معرفی ضرایب ایمنی برای  قلب راکتور    
۲-۱- رفتار دینامیکی راکتور    
۲-۱-۱- مدل ساده فیدبک (Simplified Core-Averaged Feedback Model )    
۲-۲- ضریب راکتیویته آنی (prompt reactivity coefficient)    
۲-۲-۱- نقش ضریب راکتیویته آنی    
۲-۳- ضریب  راکتیویته توان (power reactivity coefficient)    
۲-۳-۱- نقش ضریب راکتیویته توان    
۲-۴- کد محاسباتی MCNP و روش مونت کارلو    
۲-۴-۱- ساختارکد محاسباتی MCNP    
۳- مروری بر تحقیقات انجام شده    
۳-۱-  انواع سوختهای حلقوی    
۳-۱-۱-  سوختهای حلقوی سینترشده (Sintered)    
۳-۱-۲-  سوخت های حلقوی با خنک کننده درونی وبیرونی ( (VIPAC    
۳-۲-  قلب راکتورهای PWR باسوخت حلقوی    
۳-۳- امتیازات بالقوه سوخت های حلقوی    
فهرست منابع و مآخذ    

بخشی از منابع و مراجع فایل ورد کامل تحقیق راکتور های هسته ای و روش های بهبود توان راکتورهای PWR 53 صفحه در word

[۱] Jensen, A. (1978). “A New Zircaloy-UO_۲ Fuel Design: Design Considerations, Calculations, and Test Results.” Journal of Nuclear Technology., Vol. 39:  ۲۸۳-۲۹۰

[۲] Han, K. (2003). “ Development of a Thermal-Hydraulic Analysis Code for Annular Fuel Assemblies.” Journal of Nuclear Eng. & Design., Vol. 226: 1023-

[۳] EL-Wakil, M. M. (1993). Nuclear Heat Transport. USA: American Nuclear Society

[۴] Faghihi, F., Mirvakili, S. M. (2011). ”Shut-down Margin Study for Next Generation VVER-1000 Reactor Including 13*13 Hexagonal Annular Assemblies.” Journal of  Annals of Nuclear Energy., Vol. 38:2533-

[۵] Incropera, F. P., DeWitt, D. P. (2002). Introduction to Heat Transfer. USA: John Wiley&Sons, Inc

[۶] Lamarsh, J. R. (2001). Introduction to Nuclear Engineering. New Jersey: Prentice-Hall. Inc

[۷] Caner, M., Dugan, E. T. (2000). ” ThO_۲-UO_۲ Annular Pins for High Burnup Fuels.” Journal of Annals of Nuclear Energy, Vol. 27: 759-

[۸] Mildrum, C. M. (1980). Physics and Economics of Annular Fuel in PWRs. USA: American Nuclear Society

[۹] WWER-1000 Reactor Simulator Training Course Series No.21. (2003). Austria: IAEA

[۱۰] Faghihi, F., Saidi nezhad, M. (2010). ” Two Safety Coefficients for a Typical 13*13 Annular Fuel Assembly.” Journal of Progress in Nuclear Energy, Vol. 53:250-

[۱۱] Freshley, M. D., Bruley, T. B. (1969). Vibrationally Compacted Ceramic Fuel. Pacific Northwest Laboratory, BNWL-SA-

[۱۲] Sharp, T. (2004). “The Design of High Power Density Annualr Fuel for LWRs.” Journal of Nuclear Eng. & Design., Vol. 234: 898-

[۱۳] Lewis, E. E. (1977). Nuclear Power Reactor Safety. New York: Wiley-Interscience publication

[۱۴] Duderstad, J. J., Hamilton, L. J. (1976). Nuclear Reactor Analysis.Canada: John Wiley&Sons, Inc

[۱۶] MIT open course ware at: http://ocw.mit.edu/OcwWeb/Nuclear-Engineering/index.htm

[۱۶] Final Safety Analysis Report of  Bushehr Nuclear Power Plant. (2003). Chapter 4, Reactor

۱- مقدمه ای بر راکتور های هسته ای

۱-۱- 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  ۱۰۰۰ مگاواتی حدود ۵۰۰ میلیون دلار و هزینه ساخت یک نیروگاه هسته ای حدود ۵۰۰۰ میلیون دلار میباشد. اما این هزینه سرمایه  گذاری اضافی درطی  ۱۰ سال  با هزینه های کمتری که برای سوخت میشود جبران می شود[۱]

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 [۱]EIA  مصرف انرژی جهانی تا سال۲۰۲۵ به % ۵۷ مقدار کنونی افزایش خواهد یافت که دراین میان مصرف انرژی ناشی از تولید هسته ای از ۲۵۶۰ میلیارد کیلو وات ساعت به ۳۳۰۰ میلیارد کیلو وات ساعت می رسد

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 % ۹۰رسیده اند[۱]، 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

۱- افزایش تعداد دسته های سوخت درون قلب ­(که این کار مستلزم طراحی مجدد و تغییرات vessel راکتور می باشد(

۲- 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

۱-۲- انواع راکتورهای هسته ای

 راکتورهای هسته ای را میتوان به دو نوع کلی زیر تقسیم کرد

الف ) راکتورهای حرارتی که در آنها حدود ۶۰ درصد فیژن بوسیله نوترونهای حرارتی روی میدهد

ب) راکتورهای سریع که در آنها حدود ۹۸ درصد فیژنها بوسیله نوترونهای  سریع روی میدهد

درهمه راکتورها، قلب راکتور که دمای بسیار زیادی دارد باید خنک شود. دریک نیروگاه هسته ای، سیستم خنک ساز به نوعی طراحی می شود که از گرمای آزاد شده به بهترین شکل ممکن استفاده شود. دراغلب این سیستمها از آب استفاده می شود. اما آب نوعی کندکننده برای راکتورهای حرارتی  نیز محسوب می شود و از این رو نمی تواند درراکتورهای سریع مورد استفاده قرار گیرد. درراکتورهای سریع عمدتا از سدیم مذاب یا نمک های سدیم و در نوع گازی راکتورهای سریع از گاز  CO2 و  هلیم استفاده می شود ودمای کاری خنک ساز نیز بالاتر است[۱]

دریک نیروگاه هسته ای، توسط گرمای تولیدی از فعل و انفعالات هسته ای آب گرم می شود و به بخار تبدیل میگردد. بخار آب توربین بخار را به حرکت درمی آورد، توربین نیز ژنراتور را می چرخاند وبه این ترتیب انرژی تولید می شود . این آب و بخار آن درتماس مستقیم با راکتور هسته ای هستند وازاین رو درمعرض تابش های شدید رادیواکتیو قرار میگیرند. برای پیشگیری از هرگونه خطرمرتبط بااین آب آلوده به رادیواکتیو، دربرخی راکتورها بخارتولیدشده را به یک مبدل حرارتی ثانویه وارد میکنند واز آن به عنوان یک منبع گرمایی درچرخه دوم استفاده می کنند. بدین ترتیب آب و بخارآلوده به مواد رادیواکتیو هیچ تماسی با توربین نخواهند داشت

۱Energy Information Administration