تحقیق درباره راگتورهای هسته ای

لینک دانلود و خرید پایین توضیحات

فرمت فایل word و قابل ویرایش و پرینت

تعداد صفحات: 27

2-1- تاریخچه راکتورهای VVER

اولین نیروگاه هسته ای با راکتور آب تحت فشار شوروی سابق، در شهر Novovoronezh در سال 1963 وارد مرحله بهره برداری شد. این نیروگاه VVER-210 نامیده شد و قدرت الکتریکی آن 265 مگاوات بود. این طرح در تکنولوژی وستینگهاوس الهام گرفته شده بود و نسبت به آن تفاوتها و کمبودهای زیادی داشت. دومین راکتور از همین نوع به قدرت 336 مگاوات در همان شهر یعنی Novovoronezh ساخته شد. در این دو نیروگاه که اولین نسل از نیروگاههای VVER بود پوشش ایمن برای راکتور در نظر گرفته نشده بود. در واقع این دو نیروگاه را می‎توان به عنوان نیروگاههای آزمایشی برای جمع آوری اطلاعات فنی و تجربیات اولیه جهت توسعه نیروگاههای VVER بعدی در نظر گرفت.

براساس تجربیاتی که از این راکتورهای نوع اول بدست آمد طرح استاندارد یک نیروگاه جدید به قدرت 440 مگاوات با راکتور آب تحت فشار از نوع VVER-230 ریخته شد و دو واحد از این نیروگاه در سال 1972 و 1973 در همان شهر Novovoronezh وارد مرحله بهره برداری شدند.

براساس تجربیاتی که از نسل اول و دوم نیروگاههای VVER بدست آمد طرح راکتورهای V-213 تهیه شد و بخشی از کمبودهای مدل V230 جبران شد.

دو واحد 440 مگاواتی از نوع V-213 که در شهر Lovisa فنلاند ساخته شده بخصوص از نظر تکامل نیروگاههای VVER جالب توجه بود. این دو واحد که از طرف شوروی سابق ساخته می‌شد با تکنولوژی پیشرفته کشورهای غربی بهبود یافت. انجام این تغییرات در تحول بعدی نیروگاههای VVER کاملاً مشهود بود.

از سال 1970 طراحی نیروگاههای VVER به قدرت 1000 مگاوات شروع شد و چند سال بعد ساخت اولین نمونه آن آغاز شد.

اولین نیروگاه 100 مگاواتی شوروری سابق در سال 1980 Novovoronezh به بهره برداری رسید. با اعمال تغییراتی در طراحی نیروگاه که در دوران توسعه راکتورهای 440 مگاواتی بدست آمده بود، منجر به بهبودهای اساسی در طراحی راکتور VVER-1000 شد. از جمله نوآوریهایی که در این نوع راکتورها اعمال شده که در مدلهای جدید راکتورهای 440 مگاواتی نیز به کار رفته است می‎توان به موارد زیر اشاره کرد.

ایجاد یک پوشش ایمنی دوجداره که جدار خارجی آن از بتن پیش فشرده می‎باشد.

پوشانیدن جدار داخلی دیگ فشار از یک لایه فولاد ضد زنگ برای جلوگیری از خوردگی

افزایش چگالی قدرت قلب راکتور با یکنواخت تر کردن انتقال حرارت در حجم قلب و افزایش سرعت آب خنک کننده.

بکارگیری مکانیسم های الکترومغناطیسی برای حرکت دادن چنگک های کنترل

استفاده از اسید بوریک علاوه بر میله های کنترل برای کنترل راکتور

استفاده از یک توربین واحد 1000 مگاواتی یا دو توربین موازی.

توربین ژنراتورهای هر راکتور در ساختمانی جداگانه و به صورت یک مجموعه مجزا در کنار ساختمان راکتور قرار می گیرند.

این تغییرات به تدریج در مدلهای V-302 , V-187 و مدل جدید V-3205 انجام شده است. در طرحهای جدید نیروگاه 1000 مگاواتی روسی، از اواخر دهه 80 از طرح راکتورهای جدید V-410 و V-392 استفاده شد و طرحهای مربوط به آنها به ترتیب NPP-92 , NPP-91 نام گرفته اند. [3]

2-3-3- دیگ فشار

دیگ فشار قسمتی از راکتور هسته ای است که شامل قلب راکتور، بازتابنده های نوترون، لوله های عبور دهنده آب خنک کننده و موارد دیگر می‎باشد. برای ساخت دیگ فشار از آلیاژهای فولاد با ترکیب معینی از منگنز- نیکل و مولیبدن استفاده می‎شود.

دیگ فشار به صورت استوانه ها و قطعاتی که بعداً به یکدیگر جوش داده می‎شوند ساخته می‎شود. این دیگ از دو قسمت بالا و پائین تشکیل شده است. قسمت بالا یا سرپوش