مبانی راکتورهای اتمی

برنامه استفاده از انرژی هسته‌ برای تولید برق در ایران در سال 1353 آغاز شد و پس از مشکلات ناشی از جنگ تحمیلی، لزوم بازنگری برنامه های قبلی و مسائل اقتصادی که کشور ما با آن روبرو است دوباره در صدر برنامه های دولت قرار گرفته است از طرف دیگر استفاده از انرژی هسته ای در جهان و ساخت نیروگاههای هسته ای در 40 سال گذشته بطور پیوسته ادامه داشته و در حال حاض

دسته بندی	فیزیک
فرمت فایل	doc
حجم فایل	4159 کیلو بایت
تعداد صفحات فایل	80

دریافت فایل

فروشنده فایل

کد کاربری 8044

تمام فایل ها

فهرست مطالب

عنوان صفحه

مقدمه .............................. 1

فصل اول: مبانی راکتورهای هسته ای

بخش اول: فیزیک اتمی و هسته ای:

اتم و هسته:............. 5

ایزوتوپ ها:............. 5

واکنشهای هسته ای ........ 6

واکنش زنجیره ای.......... 8

دسته بندی انواع راکتورها: 9

چرخة نوترون در راکتورهای حرارتی: 10

بخش دوم: اصول فیزیکی ساختمان راکتورهای هسته ای:

تولید برق:................ 13

راکتورهای برق هسته ای:.... 16

راکتورهای آب سبک:......... 17

راکتورهای آب تحت فشار..... 21

راکتورهای آب جوشان:....... 24

راکتورهای آب سنگین:....... 25

راکتور کاندور:............ 25

راکتور آب سنگین مولد بخار: 26

راکتور کند شونده با گرافیت:.. 26

راکتورهای ماگنوس:............ 27

راکتور پیشرفت خنک شونده با گاز 30

راکتورهای سریع زاینده:....... 30

فصل دوم: مبانی نیروگاههای هسته ای:

نیروگاه هسته ای:.............. 33

راکتور هسته ای:............... 35

انرژی هسته ای:................ 38

فصل سوم: کنترل راکتور

بخش اول: اثرهای سیستم کنترل راکتور

شکل زهر کنترل:................ 42

سیستم های کنترل در راکتور..... 47

بحرانی کردن راکتور............ 49

بخش دوم: کارگردانی راکتورها

زهرهای حاصل از شکافت:......... 51

تشکیل محصولات شکافت: .......... 53

فصل چهارم: ایمنی هسته ای و حفاظت در برابر تابش:

ایمنی هسته ای: ................ 55

حفاظت در برابر تابش............ 56

فصل پنجم: مواد مورد نیاز در راکتورهای هسته ای:

بخش اول: سوخت:

اورانیوم:...................... 60

پلوتونیوم:...................... 60

بخش دوم:

سوخت هسته ای:.................... 62

غنی سازی اورانیوم:............... 62

آبشار .......................... 63

فاکتور جداسازی:.................. 63

قدرت جداسازی:.................... 64

بخش سوم :

روش های غنی‌سازی : ............... 65

روش الکترومغناطیسی: ............. 65

روش پخش گازی:................... 66

روش سانتریفوژ:................... 69

فرایند جت:....................... 70

روش غنی سازی با لیزر:............ 71

هزینة غنی سازی:.................. 72

ذخایر جهانی اورانیوم: ........... 75

فصل آخر: نتیجه گیری

منابع و مأخذ

اصطلاحات انگلیسی

مقدمه:

برنامه استفاده از انرژی هسته‌ برای تولید برق در ایران در سال 1353 آغاز شد و پس از مشکلات ناشی از جنگ تحمیلی، لزوم بازنگری برنامه های قبلی و مسائل اقتصادی که کشور ما با آن روبرو است دوباره در صدر برنامه های دولت قرار گرفته است. از طرف دیگر استفاده از انرژی هسته ای در جهان و ساخت نیروگاههای هسته ای در 40 سال گذشته بطور پیوسته ادامه داشته و در حال حاضر 17% از انرژی برق در جهان از انرژی هسته ای تأمین می شود. کشورهای در حال توسعه، چه آنهایی که منبع انرژی دیگری در اختیار ندارند و چه کشورهایی که همراه با منابع دیگر می خواهند از این تکنولوژی جدید نیز برای تولید انرژی برق استفاده کنند، با مسائل خاصی مواجه هستند. کمبود سرمایه، فقدان نیروی انسانی کاردان، ضعف ارگان های تشکیلاتی و مقرراتی، عدم آمادگی صنایع محلی برای مشارکت و بالاخره موضوعات سیاسی در رابطه با انتقال دانش فنی و نظام منع گسترش سلاح هسته ای مهمترین موضوعات در رابطه با ساخت و بهره برداری از نیروگاههای هسته ای است.

پیش بینی مصرف برق، لزوم توسعة وسیع ظرفیت تولید موجود را نشان می دهد با توجه به اهمیت ذخیرة انرژی و بهبود بازدهی استفاده از آن، انرژی هسته ای به عنوان گزینه ای اجتناب ناپذیر با نقشی مهم در برآوردن نیاز آیندة انرژی برق در جهان تجلی می کند.

نیازهای فزایندة جهان به انرژی همراه با مسایل محیطی ناشی از گسترش روزافزون باکارگیری منابع سوخت فسیلی و نیز کاهش سریع این منابع، عواملی هستند که احتمالاً خط مشی های آتی انرژی در کشورهای عضو آژانس را تحت تأثیر قرار خواهند داد.

در منابع انگلیسی زبان بخصوص آمریکایی عبارت nuclear power یا قدرت هسته‌ای بجای انرژی هسته ای بکار می رود. چون معنای واقعی این عبارت انرژی هسته ای است و در ایران نیز رایج تر است، در این جا عبارت nuclear power به عبارت انرژی هسته ای بکار می رود.

فصل اول :

مبانی رآکتورهای هسته ای

بخش اول : فیزیک اتمی و هسته ای

- واکنشهای هسته ای، پرتوزایی و ...

این نوشته ها و اطلاعات پیرامون نظریه و نحوة کار رآکتورهای هسته می باشند.

ساختمان اتم

اتم و هسته:

اتمهای تمام عناصر که زمانی که تصور می شد ذرات بنیادی طبیعت باشند، متشکل از سه ذره بنیادی ترپروتون، نوترون، و الکترون اند. آرایش این ذرات در درون اتم، به ویژه تعداد پروتون ها و الکترون ها، ماهیت شیمیایی عنصر را تعیین می کند. اتم از هسته ای تشکیل شده است، که تمام پروتون های با بار مثبت و نوترون های بدون بار در آن گرد هم آمده اند، و تعدادی الکترون با بار منفی، در مدارهایی حول آن می‌چرخند.

ایزوتوپ ها:

اتمهایی که دارای عدد اتمی، Z، یکسان ولی عدد نوترونی متفاوت N می باشند، ایزوتوپ های عنصر با عدد اتمی z، نامیده می شوند، تمام عناصر دارای تعدادی ایزوتوپ هستند، و در مواردی این تعداد به 20، یا بیشتر می رسد. عناصر طبیعی هر کدام دارای یک یا چند ایزوتوپ پایدار هستند که به طور طبیعی یافت می شوند و سایر ایزوتوپ ها که پرتوزا یا ناپایدار هستند را می توان به روشهای مصنوعی تولید کرد.

خواص شیمیایی ایزوتوپ های مختلف یک عنصر شبه هم است، که عجیب هم نیست زیرا پیوندهای شیمیایی بین الکترون ها برقرار اند.

به عنوان مثال علامت ایزوتوپی از اکسیژن را نشان می دهد که هستة آن دارای 8 پروتون و 8 نوترون است. هستةآن دارای 8 پروتون و 8 نوترون است. هستة ایزوتوپ دارای 8 پروتون و 9 نوترون است.

هیدروژن عنصر مهمی در مهندسی هسته ای است. هیدروژن طبیعی متشکل از دو ایزوتوپ، 985 و 99 درصد و 015/0 درصد ، موسوم به هیدروژن سنگین یا دو تریم، است. ایزوتوپ سومی از هیدروژن به نام تریتیم هم وجود دارد که پرتوزاست.

واکنشهای هسته ای:

تعداد واکنشهای هسته ای ممکن بسیار زیاد است، اما فقط تعداد کمی از آنها مورد توجه ما هستند. این واکنشها توسط بر هم کنش ذرات سبک از قبیل نوترون ها، پروتون ها یا دوترون ها (هسته های دوتریم)، یا تابش گاما با هسته های اتمی پدید می آیند به عنون مثال، می توان واکنشی را در نظر گرفت که در مهندسی هسته از اهمیت زیادی برخوردار است و از بر هم کنش بین نوترون های انرژی- پایین و بور 10 نتیجه می شود:

چهار قانون بنیادی بر کلیة واکنشهای هسته ای حاکم است:

1- بقای نوکلئون ها. تعداد کل نوکلئون ها قبل و بعد از واکنش ثابت است.

2- بقای بار الکتریکی، حاصل جمع بارهای کل ذرات قبل و بعد از واکنش یکسان است.

3- بقای تکانة خطی، چون در حین انجام واکنش هیچ نیروی خارجی اعمال نمی‌شود، تکانة ذرات قبل و بعد از واکنش ثابت است.

4- بقای جرم و انرژی، اصل انیشتین نافذ است، و هر اتلاف جرمی در طی واکنش توأم با آزاد شدن انرژی است، یا بالعکس. حاصل جمع جرم و انرژی قبل و بعد از واکنش ثابت است.

واکنش زنجیره ای و اصول رآکتورهای هسته ای:

دستیابی به دستگاهی که در آن یک واکنش کنترل شده و خود نگهدار شکافت زنجیره‌ای رخ بدهد، اولین شرط است، زیرا از این راه است که انرژی شکافت به صورت کنترل شده آزاد و مصرف می شود. دستگاهی که در آن واکنش زنجیره ای رخ می دهد رآکتور هسته ای نامیده می شود و بسته به نوع مواد ساختمانی آن و انرژی نوترون هایی که باهث شکافت می شوند، رآکتورها به انواع مختلفی تقسیم می شوند. بعضی راکتورهای هسته ای برای حصول به واکنش زنجیره ای نیازمند اورانیم سختی شده هستند، از این رو فرآیند های غنی سازی را به اختصار توضیح خواهم داد:

کار بست بهینة منابع اورانیوم جهان برای تولید انرژی، یکی از جنبه های مهم نیروی هسته ای است، و بررسی این موضوع، به تشریح انواع راکتورها و چرخه های سوخت، که باعث خواهند شد نه تنها اورانیوم، بلکه توریسم نیز به عنوان یک منبع انرژی طولانی مدت مورد استفاده قرار بگیرد، منجر خواهد شد.

واکنش زنجیره ای:

شرط لازم برای یک واکنش زنجیره ای پایدار و خود نگهدار آن است که دقیقاً یکی از نوترون های تولید شده در یک شکافت، منجر به وقوع شکافت دوم، و یکی از نوترون‌های این نسل، منجر به شکافت سوم، و الا آخر، شود. در چنین واکنشی، چگالی نوترون و آهنگ شکافت ثابت باقی می مانند. این شرط را می توان با ضریب تکثیر، K، که به صورت نسبت تعداد نوترون ها در یک نسل به تعداد نوترون های نسل پیش از آن تعریف می شود، بیان کرد.

وقتی این ضریب دقیقاً برابر 1 باشد، شرط واکنش زنجیره ای پایدار برقرار است و اصطلاحاً گفته می شود رآکتور «بحرانی» است. اگر این ضریب بزرگتر از 1 شود، رآکتور «فوق بحرانی» است و یک واکنش زنجره ای واگرا وجود دارد که طی آن چگالی نوترون و آهنگ شکافت، احتمالاً با یک آهنگ انفجاری نظیر آنچه در بمب اتمی رخ می دهد، زیاد می شوند. اگر ضریب تکثیر کوچکتر از 1 باشد، رآکتور «زیر بحرانی» است و واکنش زنجیره ای کاهش یافته و نهایتاً از بین می رود. رآکتور هسته ای، مجموعه ای است از مؤلفه های بسیاری که، در این مرحله، باید به چند مورد از مهم ترین آنها اشاره کنیم. مهم ترین قسمت هر رآکتور، سوخت است که شکافت در آن رخ می دهد و انرژی، به شکل حرارت، آزاد می شود. در حال حاضر اورانیوم بیشترین کاربرد را به عنوان سوخت هسته ای دارد. اما اهمیت ایزوتوپ هم رو به افزایش است.

و بالاخره، غلافهای سوخت برای حصر و نگهداری سوخت و جلوگیری از رها شدن فراورده های پرتوزای شکافت مورد نیاز هستند. همچنین در تمام رآکتورها، جز آنهایی که در توان خیلی پایین کار می کنند، خنک کننده ای لازم است که با حرکت چرخشی و گذر از قلب رآکتور، حرارت آزاد شده در سوخت را به مبادله کن های گرمای خارجی منتقل می کند.

دسته بندی انواع رآکتورها:

انواع مختلف رآکتورهایی را که تا کنون در جهان ساخته شده اند می توان خلاصه کرد و آنها را بر حسب نوع سوخت و مواد ساختاری دیگر، از جمله کند کنندة، آنها دسته‌بندی نمود. سوخت اورانیوم را به شکلهای مختلفی می توان در رآکتور بکار برد. یک امکان، اورانیوم خالص است که فلزی چگال شناختی می شود، و این بیشترین دمای کار برای اورانیوم فلزی به منظور حذف امکان تغییر شکل ناشی از تغییر فاز است. راه بدیل و خیلی متداول تر کاربرد اورانیوم، استفاده از اکسید اورانیوم (uo) است، که پودری است که می توان آن را به صورت ساچمه هایی در آورد و در لوله هایی از جنس فولاد زنگ نزن یا آلیاژ زیر کو نیم انباشت و به شکل میله های سوخت در آورد. اکسید اورانیوم دارای نقطة ذوب بالایی، حدود ، است و رآکتورهایی که این نوع سوخت را مصرف می کنند می توانند در دماهای سوخت بالاتری نسبت به رآکتورهایی که اورانیوم فلزی مصرف می کنند کار کنند.

چرخة نوترون در رآکتورهای حرارتی:

در محاسبات دقیق ضریب تکثیر هر رآکتور با تمام رویدادهای مربوط به نوترون ها بتن زمان تولید آنها در شکافت و زمان ناپدید شدن آنها، خواه به صورت جذب و خواه به صورت فرار از رآکتور، کاملاً به حساب آینده اگر بخشهای مختلف عمر یک نوترون را جداگانه بررسی کنیم این کار ساده تر می شود، و ما این روش را بر یک رآکتر حرارتی با ابعاد متناهی که با اورانیوم می شود، و ما این روش را بر یک رآکتور حرارتی با ابعاد متناهی که با اورانیوم طبیعی یا غنی شده تغذیه می شود اعمال می کیم. که بدین شکل نشان داده شده است.

انواع اصلی رآکتورهای هسته ای

فرض کنید در اثر شکافت حرارتی ، n نوترون با انرژی متوسط 2mev به وجود آیند پیش از اینکه این نوترون ها به انرژیهای زیر Mev 1 کند بشوند، احتمال دارد که چندتایی از آنها باعث شکافت در شوند، که این شکافتها را شکافت سریع می نامیم. ضریب شکافت سریع، 4 را به صورت زیر تعریف تعداد نوترون هایی که به ازای هر نوترون حاصل از شکافت حرارتی به زیر mev1 می رسند. اکنون، 4n نوترون به زیر mev1 می رسند و کند شدن آنها، عمدتاً در اثر برخوردهای پراکندگی با کند کننده. ادامه می یابد. در خلال فرآیند کند شدن، بعضی نوترون ها به خارج از رآکتور نشت می کنند، و بعضی در تشدیدهای گیر می افتند.

مبانی راکتورهای اتمیاتم و هستهراکتورهای برق هسته اینیروگاه هسته ایایزوتوپ ها

** توجه: شما دوستان میتوانید از اینجا وارد فروشگاه بزرگ الماس شده و دیگر محصولات و پروژه های مشابه را جست جو نمایید... هدف ما رضایت شماست