انتقال حرارت در راكتورهاي نیروگاه هسته اي، پایان نامه تحلیل و عملکرد | شبیه سازی، برنامه نویسی، پایان نامه

پایان نامه تحلیل و عملکرد انتقال حرارت در راکتورهای نیروگاه هسته ای، مهندسی مکانیک

عنوان:  پایان نامه تحلیل و عملکرد انتقال حرارت در راکتورهای نیروگاه هسته ای، مهندسی مکانیک

رشته:  پروژه پایانی دوره کارشناسی‌،مهندسی مکانیک گرایش حرارت و سیالات

فرمت فایل: WORD (قابل ویرایش)

تعداد صفحه: ۱۳۲

چکیده:
در این پروژه درباره تولید گرما در داخل سوخت و برداشت حرارت از درون راکتور و همچنین چگونگی انتقال حرارت به آب تحت فشار و سپس انتقال آن به آب درون مولد بخار( دو مدار مجزا از هم ) و نیز تولید بخار و هدایت بخار به مجموعه توربین ها و در نهایت چرخاندن محور توربین و به واسطه کوپل آن به محور ژنراتور و تولید انرژی الکتریکی بحث می شود.
در فصل اوّل این مجموعه سعی شده است که راجع به واکنش های هسته ای توضیحات مختصری ارائه گردد. فصل دوم شامل معرفی انواع رآکتورهای هسته ای و بررسی اجزای تشکیل دهنده آن ها به طور تقریباً کامل در زمینه انتقال حرارت می باشد. قابل ذکر است در مبحث رآکتور سعی شده بیشتر راجع به اجزاء قلب رآکتور صحبت شود تا جهت تحقیق به سمت بررسی های انتقال حرارتی در قلب رآکتور معطوف شود و زمینه برای بررسی های بیشتر در فصول بعدی فراهم گردد. در فصل سوم پیرامون منابع انرژی و جریان های سیالاتی موجود در رآکتور و همچنین انتقال حرارت جاری بین سیال خنک کننده و میله های سوخت به بحث می نشینیم. فصل چهارم نگاهی دارد به دما و حرارت های بحرانی که باعث تخریب رآکتور می شوند. در فصل پنجم به تئوریهای محاسبه هیدروگرمایی قلب رآکتورهای هسته ای خصوصاً رآکتور PWR-440 یا همان VVER1000 می پردازد که از جمله آنها می توان به معرفی ضریب مبدل حرارتی در بسته های سوخت و محاسبه توزیع سرعت و همچنین محاسبه دما در میله های سوخت اشاره کرد. در پایان(فصل ششم) با ارائه پارامترهایی از یک نیروگاه اتمی، ضریب های مبدل حرارتی و یک سری از محاسبات مورد نیاز که در طول پروژه به آن پرداختیم را با تقریب خوبی به دست می آوریم.

فهرست مطالب
عنوان
مقدمه
فصل اول: واکنش های هسته ای
۱-۱- تعریف واکنش های هسته ای
۱-۱-۱- هسته
۱-۱-۲- اجزای اصلی هسته
۱-۱-۳- روش های انجام واکنش های هسته ای
۱-۲- راه های مختلف تولید انرژی هسته ای
۱-۲-۱- شکافت هسته‌ای
۱-۲-۱-۱- شکافت هسته های اورانیوم
۱-۲-۱-۲- مراحل شکست اورانیوم ۲۳۵
۱-۲-۱-۳- مواد قابل شکست
۱-۲-۱-۴- محصولات شکست اورانیوم
۱-۲-۲- گداخت(همجوشی) هسته‌ای
۱-۲-۲-۱- خورشید و ستارگان
۱-۲-۲-۲- محصور سازی
۱-۲-۲-۳- رسیدن به دمای بالا
۱-۲-۲-۴- انواع واکنش ها
فصل دوم: رآکتور و انواع آن
۲-۱- تاریخچه
۲-۲- سوخت رآکتور
۲-۲-۱- اورانیوم
۲-۲-۲- پلوتونیوم
۲-۲-۳- توریوم
۲-۳- خنک کننده
۲-۴- کند کننده
۲-۴-۱- انواع کند کننده
۲-۵- انواع رآکتورهای گرمایی
۲-۵-۱- رآکتور آب تحت فشار( PWR )
۲-۵-۲- رآکتور آب جوشان( BWR )
۲-۵-۳- رآکتور D2G
۲-۵-۴- راکتورهای با کند کننده آب سنگین (CANDU )
۲-۵-۵- راکتور های سریع (FBR)
۲-۶- اجزاء مختلف رآکتور
۲-۶-۱- پوسته رآکتور
۲-۶-۲- بخش درونی پوسته
۲-۶-۳- محافظ لوله
۲-۶-۴- قلب رآکتور
۲-۶-۵- تأثیر ضریب k:
۲-۶-۶- بلوک الکترو مغناطیسی
۲-۶-۷- بلوک فوقانی:
فصل سوم: حرارت شکافت در رآکتورهای هسته ای
۳-۱- منابع انرژی
۳-۲- توزیع انرژی حاصل از شکافت در رآکتور
۳-۳- برداشت گرما از راکتور
۳-۴- انتشار حرارت در کانال های همراه با انرژی حرارتی شکافت
۳-۵- حرارت ناشی از شکافت در سازه
۳-۶- جریان های اجباری در کانال ها
۳-۷- انتقال حرارت در جریان های چرخشی

فصل چهارم: جوشش هسته ای
۴-۱- جوشش هسته ای
۴-۲- تأثیر فاکتورهای متفاوت بر روی حالت بحرانی
فصل پنجم:روش های محاسبه هیدروگرمایی قلب رآکتورهای هسته ای
۵-۱- روابط اصلی مابین پارامترهای هیدروگرمایی
۵-۲- محاسبات هیدرو حرارتی قلب رآکتور در جریان های تک فازی
۵-۳- ارتباطات بین کانالی
۵-۴- محاسبه توزیع سرعت (دبی)
۵-۵- محاسبه افزایش دمای سیال عامل
۵-۶- محاسبه اختلاف دمایی سطح با سیال
۵-۷- محاسبه دما در میله های سوخت
۵-۸- تغییرات دما در حین تغییرات پروسه های حرارتی رآکتور
فصل ششم: محا سبات
۶-۱- محاسبات
۶-۲- قطرهای هیدرولیکی:
۶-۳- افت دمایی مابین پوسته غلاف و شکافت گازی:
منابع :
فهرست اشکال
عنوان
شکل ۱-۱: نمایی از یک اتم و از یک اتم اورانیم
شکل ۱-۲: شکافت هسته‌ای
شکل ۱-۳: پاره های شکافت
شکل ۱-۴: هسته های اورانیوم
شکل ۱-۵: مراحل شکست اورانیوم ۲۳۵
شکل ۱-۶: محصولات شکست اورانیوم
شکل ۱-۷: گداخت(همجوشی) هسته‌ای
شکل ۱-۸: شکل یک همجوشی هسته ای
شکل ۱-۹: شکل شماتیک واکنش همجوشی هسته
شکل ۱-۱۰: انواع واکنش ها
شکل ۲-۱: راکتور هسته‌ای
شکل ۲-۲: شماتیک نیروگاه اتمی آب تحت فشار نوع روسی VVER
شکل ۲-۳: شماتیک راکتور با آب جوشان
شکل ۲-۴: رآکتور D2G
شکل ۲-۵: راکتور گرافیتی
شکل ۲-۶: دیاگرام راکتور گرافیتی روسی
شکل ۲-۷: راکتور گرافیتی روسی
شکل ۲-۸: شکل راکتور کندو
شکل ۲-۹: شکل راکتور BN
شکل ۲-۱۰: راکتور سریع
شکل ۲-۱۱: نمای چرخه بخار رآکتور PFR بلایارسک
شکل ۲-۱۲: پوسته رآکتور به لحاظ محدودیت در حمل و نقل از طریق راه آهن دارای
شکل ۲-۱۳: بخش درونی پوسته
شکل ۲-۱۴: ناحیه اکتیو جزء گروه تجهیزات بهره برداری نرمال و دسته اوّل مقام در برابر زلزله می باشد.
شکل ۲-۱۵: میله های تنظیم کننده به هنگام فعال شدن سینگال های حادثه
شکل ۲-۱۶: تأثیر ضریب k
شکل ۲-۱۷: اجزای جاذب نوترون
شکل ۲-۱۸: بلوک الکترو مغناطیسی
شکل ۳-۱ : انرژی پیوندی با هسته در نوکلئون ها
شکل ۳-۲ : انتشار جریان حجم نوترون ها (جرم حجمی انرژی ناشی از شکافت) در قلب رآکتور به فرم سیلندری شکل (بدون سطوح منعکس کننده) و مواد افزودنی فوق العاده صیقلی.
شکل ۳-۳: انتشار جریان حجمی نوترون ها در رآکتور با منعکس کننده ها
شکل ۳-۴: مقدار ضریب میکرو نایکنواختی انرژی شکافت در بسته های سوخت در کناره ها با منعکس کننده ها (آب) . a – منعکس کننده b- قلب رآکتور
شکل ۳-۵: نمایی از توزیع دمای سیال خنک کننده در طول کانال
شکل ۳-۶: اجزاء طول کانال dz برای خنک کننده جریان یک فازی
شکل ۳-۷: ضخامت غلاف سوخت
شکل ۳-۸: طرح غلاف های سوخت سیلندری شکل و افت حرارت در آنها.
شکل ۳-۹: توزیع دمای سیال عامل و غلاف های سوخت در طول کانال رآکتورهای .
شکل ۳-۱۰: توزیع دمای سیال عامل و غلاف های سوخت در طول کانال رآکتورهای نوترون سریع.
شکل ۳-۱۱: حالات قرار گیری میله های سوخت fuel assembly نسبت به همدیگر.
شکل ۳-۱۲ : متدهای افزایش راندمان حرارتی غلاف های سوخت خنک شونده توسط گاز با استفاده از اشکال مختلف لبه ها.
شکل ۳-۱۳: اشکال مختلف اجزاء جهت ایجاد جریان های چرخشی.
شکل ۴-۱: تغییرات آنتالپی نسبت به طول در سلول های مختلف از بسته های سوخت.
شکل ۴-۲: تأثیرات سرعت و مخلوط بخار بر ضریب اختلاط در بسته های حاوی میله های سوخت .
شکل ۵-۱: طرح جابجایی بین کانالی و توزیع حرارتی بین کانال ها.
شکل ۵-۲: جریان سیال عامل در بسته های سوخت با میله های دارای لبه.
شکل ۵-۳ : نمایی از تقابلات جریان جرمی از سلول i در ارتباط با سلول های مجاور و ۳,۲,۱ j= و ۳,۲,۱ k= سطح میله های سوخت در ارتباط سلولi .
شکل ۵-۴: ضریب پر شدن بسته های سوخت
شکل ۵-۵: مقایسه های نقاط حاصل شده در مورد تبادل حرارت مایع با در میله های شبکه سه گوشه ای با نتایج محاسبات با فرمول های تجربی برای مختلف.
شکل ۵-۶ : تبادل حرارت فلزات مایع به صورت میله های شبکه منظم
شکل ۵-۷: ساختار سیلندری شکل میله های سوخت
شکل ۵-۸: ماکزیمم دمای سوخت (۱) دما در سطح قلب (۲) در ارتباط با توان میله های سوخت (۴۰۰-PWR) 3- دمای ذوب در وضعیت ابتدایی ۴- دمای ذوب بعد از سوختن سوخت در حدود
شکل ۵-۹: ماکزیمم دمای قابل حصول در میله های سوخت سیلندری شکل، خنک شونده توسط آب با سوخت و با بدنه از آلیاژ زیر کونیوم.
شکل۵-۱۰: سطح مقطع میله های سوخت سیلندری شکل و افت دما در آنها.
شکل ۵-۱۱: قابلیت انتقال حرارت
شکل ۵-۱۱: تأثیرات ضریب انتقال حرارت معادل میله های سوخت ( ) در نایکنواختی دمایی در پیرامون میله های سوخت.
شکل ۵-۱۲: تأثیر عدد پکلت بر نایکنواختی دمایی میله های سوخت برای رآکتورهای با خنک کننده آب.
شکل ۵-۱۳: تأثیر اجرایی فرم میله های سوخت برنحوه توزیع حرارتی میله های سوخت (ثابت = pe).
شکل ۵-۱۴: جابجایی در کانال ها یک یا چند گروه از میله های سوخت
شکل ۵-۱۵: توزیع حرارت در میله های سوخت بدون پوسته و غلاف
شکل ۵-۱۶: تغییرات دمای متوسط میله های سوخت (t) به هنگام افزایش خطی دمای یکسان.
شکل ۵-۱۷: توزیع حرارتی در میله های سوخت با شکاف گازی مابین سوخت و بدنه
شکل ۶-۱: نمودار برای محدوده
شکل ۶-۲: نمودار Re-Nu فرض اینکه متغیر
شکل ۶-۳: نمودار برای x<101
شکل ۶-۴: نمودار با توجه به
شکل ۶-۵: نمودار با توجه به
شکل ۶-۶: نمودار Re –Nu با توجه به

مقدمه

منبع اصلی انرژی در دسترس در حال حاضر برای تولید برق در مقیاس وسیع با قیمت اقتصادی، سوخت های فسیلی (زغال سنگ، نفت و گاز طبیعی)، آب در ارتفاع و سوخت های هسته ای هستند. دو منبع اوّلی به ترتیب انرژی شیمیایی و پتانسیل خود را از خورشید می گیرند که حرارت آن از امتزاج هسته های سبک تولید می شود، واقعی ست اگر بگوییم تمام انرژی های عمده وابسته به انرژی هسته ای می‌باشند. در واقع تنها عملی که ارتباطی به شکافتن یا امتزاج ندارد انرژی جزر و مدّی است، که با چند استثناء در دسترس است و با هزینه سرمایه گذازی زیاد می تواند با سه منبع ذکر شده در بالا رقابت کند.
در مقایسه با نیروگاههای حرارتی که در آنها انرژی از فرایند احتراق که یک واکنش شیمیایی است و نیازمند مقدار زیادی اکسیژن می باشند، شکافتن هسته های اورانیوم یا پلوتونیوم نیاز به اکسیژن ندارد.
در نیروگاه های حرارتی محصولات احتراق گرما را به سیال عامل (آب – بخار) در بویلر منتقل و سپس از طریق دودکش به اتمسفر خارج می کند، در راکتور هسته ای انرژی بوسیله انتقال گرما از طریق یک واسطه که می تواند گاز یا مایع باشد انتقال می یابد. این واسطه خنک کن اولیه نامیده می شود که در یک مدار بسته بعد از انتقال گرما از راکتور به آب – بخار مدار دوم گردش می کند. یک استثناء وجود دارد که در راکتور هسته ای آّب جوشان (BWR)توربین قسمتی از مدار اولیه است. حتّی در این صورت نیز خنک کننده در یک مدار بسته گردش می کند. پاسخگویی به نیازهای بشری نیاز به وجود منابع انرژی در حدّ کافی می باشد که با توجه به محدود بودن سوخت فسیلی، توجه به منابع انرژی جدید، امری اجتناب ناپذیر است. تعدادی از منابع جدید انرژی که به نام انرژی نو خوانده می شود، عبارتند از: انرژی اقیانوس، انرژی باد، جذر و مد یا زمین گرمایی ژئوترمال، خورشیدی و…
کسب این نوع انرژی ها هم از نظر تکنولوژی، گران و هم محدود می باشد و مخارج آنها بیش از آن است که در آینده نزدیک، درصد قابل ملاحظه ای از کل انرژی تولید شده را تشکیل دهند. به همین خاطر است که توجه انسان به سوی انرژی های ناشی از شکافت هسته ای و همجوشی هسته ای جلب شد.
نیروگاه های هسته ای از جمله منابع انرژی الکتریکی در سیستم های قدرت هستند که براساس واکنش شکافت هسته ای عمل می کنند. بیش از ۱۷ درصد کل انرژی الکتریکی تولیدی در جهان به وسیله این نوع نیروگاه ها تولید می شود.
با توجه به نقش حیاتی انرژی الکتریسیته در ساختار زیربنایی صنعت و اقتصاد کشور، لزوم توجه به نیروگاه های برقی به عنوان منبع اصلی تولید انرژی الکتریکی اهمیّت بسیاری پیدا می کند. توان تولیدی این نیروگاه ها از طریق شبکه سراسری به شهرها و مراکز صنعتی، کشاورزی، تجاری و ….. منتقل می شود تا چرخه اقتصاد و صنعت کشور به حرکت درآید. مقدار الکتریسیته تولید شده نسبت مستقیمی با پیشرفت صنعتی و رشد اقتصادی و اجتماعی یک ملّت دارد. تولید انرژی الکتریکی ارزان قیمت و بدون وقفه و آماده داشتن آن بقدر کافی لازمه صنعتی شدن کشور است.
دغدغه اصلی جهان عادت کرده به مصرف انرژی، در دو دهه آینده، تولید انرژی و ساخت نیروگاه اتمی به عنوان تنها راه خروج از بحران انرژی در دهه های آینده است. در این بین از آن جا که ساخت یک نیروگاه اتمی اغلب علوم و فنون را به کار می گیرد، این کاربری به مفهوم توسعه و پیشرفت در همه علوم و فنون است. از طرفی هم می توان ادّعا کرد که نیروگاه برق اتمی، اقتصادی ترین نیروگاهی است که امروز در دنیا احداث می شود. دلایل مهمّی برای استفاده از نیروگاه اتمی برای تولید برق وجود دارد که از مهم ترین آنها می توان به پاکیزه بودن این روش، عدم تولید گازهای گلخانه ای و دیگر آلاینده های زیست محیطی اشاره کرد. سوخت های فسیلی مانند زغال سنگ، مقدار قابل توجهی از انواع آلاینده ها همانند ترکیبات کربن و گوگرد را وارد محیط زیست می سازند که برای سلامت انسان زیانبار است. از سوی دیگر با توجه به افزایش مصرف برق و پایان پذیر بودن منابع سوخت فسیلی به نظر می رسد استفاده از انرژی هسته ای بهترین گزینه موجود باشد.
هدف بیشتر مهندسین راکتورهای هسته ای در ارتباط با فرایند برداشت حرارت از درون راکتور و رسیدن به یک تعادل بین عوامل ناسازگار به منظور رسیدن به اقتصادی ترین راه حل، می باشد.

این پایان نامه با آیین نامه نحوه نگارش و تدوین پایان نامه تهیه شده و آماده ارائه میباشد.