شکل ‏۵‑۲۰: اختلاف PPF محاسبه شده توسط PARCS و آلبوم برای شرایط Teff=70.0 eff.day, H10 = 80%, N = 75%Nnom 80
شکل ‏۵‑۲۱:میزان کل راکتیویته موجود در قلب در ۱% قدرت نامی ۸۲
شکل ‏۵‑۲۲:میزان راکتیویته اعمال شده توسط میله کنترل در ۱% قدرت نامی ۸۲
شکل ‏۵‑۲۳: تغییرات ماکزیمم دمای سوخت در ۱% قدرت نامی ۸۳
شکل ‏۵‑۲۴:میزان کل راکتیویته موجود در قلب در ۷۱% قدرت نامی ۸۴
شکل ‏۵‑۲۵:میزان راکتیویته اعمال شده توسط میله کنترل در ۷۱% قدرت نامی ۸۴
شکل ‏۵‑۲۶: تغییرات ماکزییم دمای سوخت ۸۵
فهرست اختصارات
FA Fuel Assembly
PPF Power Peaking Factor
PMAXS Purdue Macroscopic cross section
DBA Design basic accident
BDBA Beyond Design basic accident
PARCS Purdue Advance Reactor Core Simulator
HZP Hot Zero Power
ANM Analytical Nodal Method
NEM Nodal Expansion Method
GenPMAXS Generation of the Purdue Macroscopic XS set
فصل اول
هدف از انجام تحقیق
از آنجایی که پیامد های حوادث هسته ای بطور بالقوه احتمال دارد منجر به رخدادهای فاجعه باری برای کارکنان و ساکنان اطراف نیروگاه ها گردد لذا ، ایمنی مهمترین مسئله مربوط به نیروگاه های هسته ای می باشد تا مقبولیت عمومی استفاده از تکنولوژی هسته ای را در کنار صرفه های اقتصادی در فرهنگ مردم نهادینه سازد . در این راستا پژوهشگران سعی می کنند تأسیسات هسته ای را هر چه بیشتر به سوی ایمنی مطلق ببرند.
بخشی از ایمنی راکتور مربوط به ساختار نوترونیک و فیزیک هسته ای و پرتویی می باشد و جنبه دیگر از ایمنی راکتور مربوط به قسمت انتقال حرارت و ساختار ترموهیدرولیک نیروگاه های هسته ای می باشد .دیدن این دو جنبه در کنار هم می باشد که می تواند حاشیه خوبی از ایمنی نیروگاه های هسته ای را فراهم آورد. برای تحقق بخشیدن این مهم و پیش بینی رفتار راکتور های هسته ای از کد هایی که نیروگاه را بطور کلی یا جزئی شبیه سازی می کنند، استفاده می شود. کدها ی رایج در آنالیز حوادث هسته ای به دو دسته انتگرالی و دیفرانسیلی تقسیم می شود. کد های انتگرالی پاسخ کل نیروگاه هسته ای را شبیه سازی می کند که این همان پاسخ سیستم خنک کننده راکتور ، محفظه راکتور[۱] و خیلی مهمتر منبع ورود مواد رادیواکتیو به محیط زیست را در بر می گیرد. کد های دیفرانسیلی که قادر هستند بینش عمیقی را نسبت به جزئیات حادثه فراهم آورند. در این پایان نامه تمرکز بر روی قسمت نوترونیک می باشد.
به نظر می رسد بکار گیری ثوابت گروهی بصورت خام و پردازش نشده در کد هایی استفاده می شود که چندان قدرت مانور برای شبیه سازی سناریو های با تغییرات شدید را ندارند. از آنجا که خود این کدها قابلیت دریافت یک کتابخانه با قابلیت دربگیری داده ها برای حالت های مختلف و دیگر ویژگی ها که مورد بحث این پایان نامه می باشد ،را دارا نمی باشند ، لذا از قدرت لازم برای مدل کردن شرایط هایی نزدیک به واقعیت فی ذات ناتوانند. به نظر می رسد که کد های هسته ای نسل جدید برای بالا بردن توانایی خود از یک فرمت مشخص داده های ورودی بهره خواهند برد که کد PARCS از این جمله می باشد. PARCS علاوه بر دریافت داده های ورودی بصورت مستقیم قادر است داده ها را بصورت فرمت خاصی به نام PMAXS دریافت کند.
از آنجایی که کد PARCS از کد های جدید و معتبر در زمینه محاسبات قلب راکتور است ، تأکید زیادی بر استفاده از این کد در آنالیز حوادث گذرا می باشد. [۳] همچنین با توجه به اینکه کد PARCS از روش های پیشرفته محاسباتی و کم هزینه از لحاظ زمانی استفاده می کند ، می توان روش های مورد استفاده از این کد را در آینده مورد مطالعه قرار داد و راه های توسعه کد و نقاط قوت و ضعف آن را بررسی کرد. تهیه فرمت PMAXS با استفاده از کد WIMSD5 ، آشنایی و بکارگیری کد PARCS در محاسبات قلب راکتور VVER-1000 مهمترین اهداف این پایان نامه می باشند. خصوصیت مهم این کد که محاسبات نوترونیک و ترموهیدرولیک را بصورت یکپارچه انجام می دهد نیز بر اهمیت این مطالعه افزوده است.
فصل دوم
– مبانی نظری تحقیق:
راکتور VVER-1000 :
می توان شهر novo-voronejh در روسیه، در سال ۱۹۶۳ را محل بحرانی شدن اولین راکتور آب تحت فشار دانست. این نیروگاه از نوع VVER-210 بوده و قدرت آن کمتر از ۲۶۵ مگاوات بود. توان دومین راکتور از همین نوع به ۳۳۶ مگاوات افزایش یافت. در واقع تا این زمان این نیروگاه ها به عنوان طرح های آزمایشی برای پیش برد نسلVVER مورد طراحی قرار گرفته بودند.
با استفاده از تجربیاتی که از مدل های قبلی بدست آمده بود ، دو مدل دیگر V213 و V230 با توان نامی ۴۴۰ مگاوات طراحی شده و مورد بهره برداری قرار گرفت. از سال ۱۹۷۰ به بعد تعداد ۱۶ واحد از نیروگا های VVER- 440/V230 در کشور های شوروی سابق، فنلاند، بلغارستان، چکسلواکی آلمان شرقی ساخته شده است. در طراحی مدل V213 کمبودهای مدل V230 نظیر سیستم کنترل کننده اضطراری و یک برج خنک کننده برای مواجهه با حادثه LOCA به ت‍أسیسات نیروگاه افزوده شد. اما کمبودهایی نظیر فقدان دستگاه های اندازه گیری( ( I&Cباقی می ماند. نیروگاه های VVER-1000 پس از ۱۹۷۰ وارد مراحل طراحی و ساخت شد. در این نوع نیروگاه ها راکتور دارای چهار مدار خنک کننده برای برداشت حرارت است که همگی درون یک محفظه ایمنی قرار دارند. اولین نیروگاه ها ۱۰۰۰ مگاواتی در سال ۱۹۸۰ در شهر نواورونژ به بهره برداری رسید. به برخی از ویژگی های این نوع نیروگاه اشاره شده است:
به علاوه راکتور دارای یک محفظه ایمنی دو جداره که جداره خارجی آن از بتن پیش فشرده می‌باشد. جداره داخلی آ ن فلزی است، که فشاری معادل ۴/۵۶ بار ودمای ۱۴۵۰ د

این را هم حتما بخوانید :
تحقیق - نقش مدیران، کارکنان و مشتریان در ایجاد ارزش- قسمت ۶

دانلود کامل پایان نامه در سایت pifo.ir موجود است.

رجه سانتی گراد را تحمل می کند.
پوشش جداره داخلی دیگ فشار[۲] از یک لایه فولاد ضد زنگ برای جلوگیری از خوردگی.
استفاده از مکانیسم الکترو مغناطیسی برای حرکت میله های کنترل.
افزایش چگالی قدرت با یکنواخت تر کردن انتقال حرارت در حجم قلب و افزایش سرعت سیال خنک کننده.
استفاده از دو روش کنترلی اسید بوریک به همراه میله های کنترل.
استفاده از یک توربین ۱۰۰۰ مگاواتی با دو توربین موازی .
این تغییرات بطور آهسته خود را در مدل های بعدی راکتور روسی از جمله V187 وV302 نشان دادند. در راکتور های روسی از اواخر دهه ۸۰ از طرح راکتورهای جدید V240 و V392 استفاده شده است. ایده اصلی طراحی راکتور VVER-1000 از راکتورهای PWR غربی گرفته شده است . که تفاوت هایی را نسبت به آنها دارد :
در راکتور های VVER مبدل بخار از نوع افقی اما در نوع غربی مبدل بخار از نوع عمودی می باشد.
شکل قلب در VVER از نوع هگزاگونال بوده اما در مدل غربی از نوع مربعی می باشد.
قلب VVER نسبت به PWR کوچکتر بوده، در نتیجه دارای چگالی توان تولیدی بیشتر می باشد.
به منظور افزایش ایمنی وکاهش دمای سوخت قرص های در VVER دارای یک حفره مرکزی بوده که در مدل غربی این حفره وجود ندارد.
و بعلاوه تفاوتهایی در ساختار کلی نیروگاههای مبتنی بر این دو راکتور وجود دارد. نیروگاههای PWR از نظر تکنولوژی پیشرفته تر و دارای راندمان بالاتری میباشند. [۱]