طراحی یک راکتور

طراحی یک راکتور


طراحی یک راکتور

در همه راکتورها، قلب راکتور که دمای بسیار زیادی دارد باید خنک شود. در یک نیروگاه هسته ای، سیستم خنک ساز به نوعی طراحی میشود که از گرمای آزاد شده به بهترین شکل ممکن استفاده شود. در اغلب این سیستمها از آب استفاده میشود. اما آب نوعی کند کننده هم محسوب میشود و از این رو نمی تواند در راکتورهای سریع مورد استفاده قرار گیرد. در راکتورهای سریع از سدیم مذاب یا نمک های سدیم استفاده میشود و دمای عملیاتی خنک ساز بالاتر است. در راکتورهایی که برای تبدیل مورد طراحی شده اند، به راحتی گرمای آزاد شده را در محیط آزاد میکنند. در یک نیروگاه هسته ای، راکتور کند منبع آب را گرم میکند و آن را به بخار تبدیل میکند. بخار آب توربین بخار را به حرکت در میآورد ، توربین نیز ژنراتور را میچرخاند و به این ترتیب انرژی تولید میشود. این آب و بخار آن در تماس مستقیم با راکتور هسته ای است و از این رو در معرض تابش های شدید رادیواکتیو قرار میگیرند. برای پیشگیری از هر گونه خطر مرتبط با این آب رادیواکتیو، در برخی راکتورها بخار تولید شده را به یک مبدل حرارتی ثانویه وارد میکنند و از آن به عنوان یک منبع گرمایی در چرخه دومی از آب و بخار استفاده میکنند. بدین ترتیب آب و بخار رادیواکتیو هیچ تماسی با توربین نخواهند داشت.

انواع راکتورهای گرمایی
در راکتورهای گرمایی علاوه برکند کننده، سوخت هسته ای ( ایزوتوپ قابل شکافت القایی)، مخزن بخار و لوله های منتقل کننده آن، دیواره های حفاظتی و تجهیزات کنترل و مشاهده سیستم راکتور نیز وجود دارند. البته بسته به این که این راکتورها از کانالهای سوخت فشرده شده، مخزن بزرگ بخار یا خنک کننده گازی استفاده کنند، میتوان آنها را به سردسته تقسیم کرد:
الف – کانالهای تحت فشار در راکتورهای RBMK و CANDU استفاده میشوند و میتوان آنها را در حال کارکردن راکتور، سوخت رسانی کرد.
ب – مخزن بخار پرفشار داغ، رایج ترین نوع راکتور است و در اغلب نیروگاههای هسته ای و راکتورهای دریایی ( کشتی، ناوهواپیمابر یا زیردریایی ) از آن استفاده میشود. این مخزن میتواند به عنوان لایه حفاظتی نیز عمل کند.
ج – خنک سازی گازی در این راکتورها به جای آب، از یک سیال گازی شکل برای خنک کردن راکتور استفاده میشود. این گاز در یک چرخه گرمایی با منبع حرارتی راکتور قرار میگیرد و معمولاً از هلیوم برای آن استفاده میشود، هر چند که نیتروژن و دی اکسید کربن نیز کاربرد دارند. در برخی راکتورهای جدید، راکتور به قدری گرما تولید میکند که گاز خنک کن میتواند مستقیما یک توربین گازی را بچرخاند، در حالی که در طراحی های قدیمی تر گاز خنک کن را به یک مبدل حرارتی میفرستادند تا در یک چرخه دیگر، آب را به بخار تبدیل کند و بخار داغ، یک توربین بخار را بگرداند.

بقیه اجزای نیروگاه هسته ای
غیر از راکتور که منبع گرمایی است، تفاوت اندکی بین نیروگاه هسته ای و یک نیروگاه حرارتی تولید برق با سوخت فسیلی وجود دارد. مخزن بخار تحت فشار معمولا درون یک ساختمان بتونی تعبیه میشود که این ساختمان به عنوان یک سد حفاظتی در برابر تابش رادیواکتیو عمل میکند. این ساختمان هم درون یک مخزن بزرگتر فولادی قرار میگیرد. هسته راکتور و تجهیزات مرتبط با آن درون این مخزن فولادی قرار گرفته اند و کارکنان میتوانند راکتور را تخلیه یا سوخت رسانی کنند. وظیفه این مخزن فولادی، جلوگیری از نشت هر گونه گاز یا مایع رادیواکتیو از درون سیال است. در نهایت این مخزن فولادی هم به وسیله یک ساختمان بتونی خارجی محافظت میشود. این ساختمان به قدری محکم است که در برابر اصابت یک هواپیمای جت مسافربری ( مشابه حادثه یازده سپتامبر ) هم تخریب نمی شود. وجود این ساختمان حفاظتی دوم برای جلوگیری از انتشار مواد رادیواکتیو در اثر هرگونه نشت از حفاظ اول ضروری است. در حادثه انفجار چرنوبیل، فقط یک ساختمان حفاظتی وجود داشت و همان موجب شد موادراکتیو در سطح اروپا پخش شود.

راکتورهای هسته ای طبیعی
در طبیعت هم میتوان نشانه هایی از راکتور هسته ای پیدا کرد، البته به شرطی که تمام عوامل مورد نیاز به طور طبیعی در کنار هم قرار گرفته باشند. تنها نمونه شناخته شده یک راکتور هسته ای طبیعی دو میلیارد سال پیش در منطقه اوکلو در کشور گابون ( قاره آفریقا ) فعالیتش را آغاز کرده است. البته دیگر چنین راکتورهایی روی زمین شکل نمی گیرند، زیرا واپاشی رادیواکتیو این مواد ( به خصوص U-235 ) در این زمان طولانی ۵/۴ میلیارد ساله ( سن زمین )، فراوانی U-235 را در منابع طبیعی این راکتورها بسیار کاهش داده است، به طوری که مقدار آن به پایین تر از حد مورد نیاز آغاز یک واکنش زنجیره ای رسیده است. این راکتورهای طبیعی زمانی شکل گرفتند که معادن غنی از اورانیوم به تدریج از آب زیرزمینی یا سطحی پر شدند. این آب به صورت کند کننده عمل کرد و واکنش های زنجیره ای شدیدی به وقوع پیوست. با افزایش دما، آب کند کننده بخار میشد و راکتور خاموش شد. پس از مدتی، این بخارها به مایع تبدیل میشدند و دوباره راکتور به راه میافتاد. این سیستم خودکار و بسته، یک راکتور را کنترل میکرد و برای صدها هزار سال، این رآکتور را فعال نگاه میداشت. مطالعه و بررسی این رآکتورهای هسته ای طبیعی بسیار ارزشمند است، زیرا میتواند به تحلیل چگونگی حرکت مواد رادیواکتیو در پوسته زمین کمک کند. اگر زمین شناسان بتوانند را از این حرکتها را شناسایی کنند، میتوانند راه حل های جدیدی برای دفن زباله های هسته ای پیدا کنند تا روزی خدای ناکرده، این ضایعات خطرناک به منابع آب سطح زمین نشت نکنند و فاجعه ای بشری به بار نیاورند.
انواع رآکتورهای گرمایی
الف – کند سازی با آب سبک:
a- رآکتور آب تحت فشار (Pressurized Water Reactor(PWR
b- رآکتور آب جوشان (Boiling Water Reactor(BWR
c- رآکتور D2G
ب – کند کنندگی با آب سنگین:
 SGHW_a
 CANDU_b

رآکتور آب تحت فشار PWR
راکتور PWR یکی از رایج ترین راکتورهای هسته ای است که از آب معمولی هم به عنوان کند ساز نوترونها و هم به عنوان خنک ساز استفاده میکند. در یک PWR، مدار خنک اولیه از آب تحت فشار استفاده میکند. آب تحت فشار، در دمایی بالاتر از آب معمولی به جوش میاید، از این دوچرخه خنک ساز اولیه را به گونه ای طراحی میکنند که آب با وجود آنکه دمایی بسیار بالا دارد، جوش نیاید و به بخار تبدیل نشود. این آب داغ و تحت فشار در یک مبدل حرارتی، گرما را به چرخه دوم منتقل میکند که یک نوع چرخه بخار است و از آب معمولی استفاده میکند. دراین چرخه آب جوش میاید و بخار داغ تشکیل میشود، بخار داغ یک توربین بخار را میچرخاند، توربین هم یک ژنراتور و در نهایت ژنراتور، انرژی الکتریکی تولید میکند. PWR به دلیل دارابودن چرخه ثانویه با BWR تفاوت دارد. از گرمای تولیدی در PWR به عنوان سیستم گرم کننده درنواحی قطبی نیز استفاده شده است. این نوع راکتور، رایج ترین نوع راکتورهای هسته ای است و در حال حاضر، بیش از ۲۳۰ عدد از آنها در نیروگاههای هسته ای تولید برق و صدها رآکتور دیگر برای تأمین انرژی تجهیزات دریایی مورد استفاده قرار میگیرند.

خنک کننده
همان طور که میدانید، برخورد نوترونها با سوخت هسته ای درون میله های سوخت، موجب شکافت هسته اتم ها میشود و این فرآیند هم به نوبه خود، گرما و نوترونهای بیشتری آزاد میکند. اگر این حرارت آزاد شده منتقل نشود، ممکن است میله های سوخت ذوب شوند و ساختار کنترلی رآکتور از بین برود ( و البته خطرهای مرگ آوری که به دنبال آن روی میدهند. ) در PWR، میله های سوخت به صورت یک دسته در ساختاری، ترسیمی قرار گرفته اند و آب از کف راکتور به بالا جریان پیدا میکند. آب از میان این میله های سوخت عبور میکند و به شدت گرم میشود، به طوری که به دمای ۳۲۵ درجه سانتی گراد میرسد. درمبدل حرارتی، این آب داغ موجب داغ شدن آب در چرخه دوم میشود و بخاری با دمای ۲۷۰ درجه سانتی گراد تولید میکند تا توربین را بچرخاند.

کند کننده
نوترونهای حاصل از یک شکافت هسته ای بیش از آن حدی گرمند که بتوانند یک واکنش شکافت هسته ای را آغاز کنند. انرژی آنها را باید کاهش داد تا با محیط اطراف خود به تعادل گرمایی برسند. محیط اطراف نوترونها ( قلب رآکتور ) دمایی در حدود ۴۵۰ درجه سانتی گراد دارد. در یک PWR، نوترونها در پی برخورد با مولکولهای آب خنک ساز، انرژی جنبشی خود را از دست میدهند؛ به طوری که پس از ۸ تا ۱۰ برخورد ( البته به طور متوسط ) با محیط هم دما میشوند. در این حالت، احتمال جذب نوترونها از سوی هسته U-235 بسیار زیاد است ودر صورت جذب، بالافاصله هسته U-236 جدید دچار شکافت میشود. مکانیسم حساسی که هر رآکتور هسته ای را کنترل میکند، سرعت آزاد سازی نوترونها در طول یک فرآیند شکافت است به طور متوسط از هر شکافت، دونوترون و مقدار زیادی انرژی آزاد میشود. نوترونهای آزاد شده اگر با هسته U-235 دیگری برخورد کنند، شکافت دیگری را سبب میشوند و در نهایت یک واکنش زنجیره ای روی میدهد. اگر تمام این نوترونها در یک لحظه آزاد شوند، تعدادشان به قدری زیاد میشود که باعث ذوب شدن راکتور خواهد شد. ( تعداد ذرات پر انرژی، دمای یک سیستم را تعیین میکند. معادله بوتنرمن، این ارتباط را توصیف میکند. ) خوشبختانه برخی از این نوترونها پس از یک بازه زمانی نه چندان کوتاه ( حدود یک دقیقه ) تولید میشوند و سبب میشوند دیگر عوامل کنترل کننده از این تاخیر زمانی استفاده کرده، اثر خود را داشته باشند. یکی از مزیت های استفاه از آب در PWR، این است که اثر کند سازی آب با افزایش دما کاهش مییابد. در حالت عادی، آب در فشار ۱۵۰ برابر فشار یک اتمسفر قرار دارد ( حدود ۱۵ مگا پاسکال ) و در قلب راکتور به دمای ۳۲۵ درجه سانتی گراد میرسد. درست است که آب با فشار پانزده مگا پاکسال در این دما جوش نمی آید، ولی به شدت از خاصیت کند کنندگی اش کاسته مشود، بنابراین آهنگ واکنش شکافت هسته ای کاهش مییابد، حرارت کمتری تولید میشود و دما پایین میآید. دما که کاهش یابد، توان رآکتور افزایش مییابد و دما که افزایش یابد توان راکتور کاهش مییابد؛ پس خود سیستم PWR دارای یک سیستم خود تعادلی در رآکتور است و تضمین میکند توان رآکتور در کمترین میزان مورد نیاز برای تأمین گرمای سیستم بخار ثانویه است. در اغلب رآکتورهای PWR، توان رآکتور را در دوره فعالیت معمولی با تغییرات غلظت بورون ( در شکل اسید بوریک ) در چرخه خنک کننده اولیه کنترل اولیه کنترل میکنند سرعت جریان خنک کننده اول در رآکتورهای PWR معمولی ثابت است. بورون یک جذب کننده قوی نوترون است و با افزایش یا کاهش غلظت آن، میتوان شدت فعالیت راکتور را کاهش یا افزایش داد. برای این کار، یک سیستم کنترلی پیچیده شامل پمپ های فشار بالا که آب را در فشار ۱۵ مگا پاسکال از چرخه خارج میکند، تجهیزات تغییر غلظت اسید بوریک و تزریق مجدد آب به چرخه خنک ساز مورد نیاز است. یکی از اشکالات راکتورهای شکافت، این است که حتی پس از توقف واکنش شکافت، هنوز هم واپاشی های رادیواکتیوی انجام میشود و حرارت زیادی آزاد میشود که میتواند راکتور را ذوب کند. البته سیستم های حفاظتی و پشتیبانی متعددی برای جلوگیری از این واقعه وجود دارند، با این حال ممکن است در اثر پیچیدگی های این سیستم، برهمکنش های پیش بینی نشده یا خطاهای عملیاتی مرگ آفرینی در شرایط اضطراری روی دهند. در نهایت، هر رآکتور با یک حفاظ ساختمانی بتونی احاطه شده است که آخرین سد در برابر تشعشعات رادیواکتیو است.

رآکتور آب جوشان BWR
در راکتور آب جوشان، از آب سبک استفاده میشود. آب سبک، آبی است که در آن فقط هیدروژن معمولی وجود دارد. ) BWR اختلاف زیادی با رآکتور آب تحت فشار ندارد، غیر از اینکه در BWR فقط یک چرخه خنک کننده وجود دارد و آب مستقیما در قلب راکتور به جوش میآید. فشار آب در BWR کمتر از PWR است، به طوری که در بیشترین مقدار به ۷۵ برابر فشار جو میرسد ( ۵/۷ مگا پاسکال ) و بدین ترتیب آب در دمای ۲۸۵ درجه سانتی گراد به جوش میاید. راکتور BWR به شکلی طراحی شده که بین ۱۲ تا ۱۵ درصد آب درون قلب رآکتور به شکل بخار در قسمت بالای آن قرار میگیرد. بدین ترتیب عملکرد بخش بالایی و پایینی هسته راکتور با هم تفاوت دارند. در بخش بالایی قلب راکتور، کند سازی کمتری صورت میگیرد و در نتیجه بخش بالایی کمتر است. در حالت کلی دو مکانیسم برای کنترل BWR وجود دارد: استفاده از میله های کنترل و تغییر جریان آب درون راکتور. الف – بالا بردن یا پایین آوردن میله های کنترل، روش معمولی کنترل توان رآکتور در حالت راه اندازی رآکتور تا رسیدن به ۷۰ درصد حداکثر توان است. میله های کنترل حاوی مواد جذب کننده نوترون هستند؛ در نتیجه پایین آوردن آنها موجب افزایش جذب نوترون در میله ها، کاهش جذب نوترون در سوخت و درنهایت کاهش آهنگ شکافت هسته ای و پایین آمدن توان رآکتور میشود. بالا بردن میله های سوخت دقیقاً نتیجه معکوس میدهد. ب – تغییرات جریان آب درون رآکتور، زمانی برای کنترل رآکتور مورد استفاده قرار میگیرد که راکتور بین ۷۰ تا صد درصد توان خود کار میکند. اگر جریان آب درون راکتور افزایش یابد، حباب های بخار در حال جوش سریع تر از قلب راکتور خارج میشوند و آب درون قلب راکتور بیشتر میشود. افزایش مقدار آب به معنی افزایش کندسازی نوترون و جذب بیشتر نوترونها از سوی سوخت است و این یعنی افزایش توان راکتور. با کاهش جریان آب درون راکتور، حبابها بیشتر در راکتور باقی میمانند، سطح آب کاهش مییابد و به دنبال آن کندسازی نوترونها و جذب نوترون هم کاهش مییابد و در نهایت توان رآکتور کاهش مییابد. بخار تولید شده در قلب رآکتور از شیرهای جدا کننده بخار و صفحات خشک کن ( برای جذب هر گونه قطرات آب داغ ) عبور میکند و مستقیماً به سمت توربین های بخار که بخشی از مدار رآکتور محسوب میشوند، میرود. آب اطراف رآکتور همواره در معرض تابش و آلودگی رادیواکتیو است و از آنجا که توربین هم در تماس مستقیم با این آب است، باید پوشش حفاظتی داشته باشد. اغلب آلودگی های درون آب عمر کوتاهی دارند ( مانند N16 که بخش اعظم آلودگی های آب را تشکیل میدهد و نیمه عمرش تنها ۷ ثانیه است )، بنابراین مدت کوتاهی پس از خاموش شدن راکتور میتوان به قسمت توربین وارد شد. در راکتور BWR، افزایش نسبت بخار آب به آب مایع درون راکتور موجب کاهش گرمای خروجی میشود. با این حال، یک افزایش ناگهانی در فشار بخار، سبب بروز یک کاهش ناگهانی در نسبت بخار به آب مایع درون راکتور میشود که خود، سبب افزایش توان خروجی میشود. این شرایط و دیگر حالت های خطرساز، موجب شده است از سیستم کنترلی اسید بوریک ( بورون ) نیز استفاده شود، بدین شکل که در سیستم پشتیبان خاموش کننده اضطراری، محلول اسید بوریک با غلظت بالا به چرخه خنک کننده تزریق میشود. خوبی این سیستم این است که اسید اوریک، یک خورنده قوی است و معمولا در PWR سبب میشود تلفات ناشی از خوردگی قابل توجه باشد. در بدترین شرایط اضطراری که تمام سیستم های امنیتی از کار افتاد، هر راکتور به وسیله یک ساختمان حفاظتی از محیط اطراف جدا شده است. در یک راکتور BWR جدی، حدود ۸۰۰ دسته واحد سوخت قرار میگیرد و در هر دسته بین ۷۴ تا ۱۰۰ میله سوخت قرار میگیرد. این چنین حدود ۱۴۰ تن اورانیوم در قلب راکتور ذخیره میشود.


شنبه 24 تیر 1396 13:13 توسط آلینداس با موضوع اخبار عمومی
ارسال نظر
نام:  
ایمیل(اختیاری):
(ایمیل شما منتشر نخواهد شد)
نظر شما:

در کمتر از 20 ثانیه عضو شوید و بیش از 200 آموزش رایگان در اختیار شماست.
عضویت و دریافت آموزشهای ویدئویی
نظر ها
دیدگاهی ثبت نشده است
آیا مایل به نظر دادن هستید؟ بله خیر
آلینداس چیست

آلینداس چیست ؟

مجموعه مدرن و تخصصی آلینداس اولین مرجع اینترنتی نقد ، بررسی و فروش تجهیزات صنعتی در کشور است که بر خلاف اغلب سایت های فروش موجود در دنیا امکان جست و جویی عمیق بر روی جزیی ترین ویژگی های تخصصی یک محصول را پیش از خرید در اختیار مشتری قرار داده و وی را در خریدی مطمئن ، آسان ، هوشمندانه و بی اشتباه یاری می رساند .

Copyright © 2017 Alindas Inc. All rights reserved. Terms of Use Updated Privacy Policy