4-2-6- هندسه در MCNP ……………………………………………………………………………………………………………………. 51
4-2-6-1- سلول‎ها …………………………………………………………………………………………………………………………………….. 53
4-2-6-2- تعیین نوع صفحه …………………………………………………………………………………………………………………. 55
4-2-6-1-3- تعیین پارامتر صفحه ……………………………………………………………………………………………………….. 55
4-3- فایل ورودی برای مسئله نمونه …………………………………………………………………………………………………………. 58
4-3-1- فایل ورودی INP …………………………………………………………………………………………………………………. 60
4-3-1- 1-کارت‎های سلول ……………………………………………………………………………………………………………. 61
4-3-1- 2-کارت‎های سطح ……………………………………………………………………………………………………………. 62
4-3-1- 3-کارت‎های داده …………………………………………………………………………………………………………….. 62
4-3-1-3-1- کارت نوع مسئله (MODE) ……………………………………………………………………………… 63
4-3-1-3-2- کارت‎های هندسی ……………………………………………………………………………………………… 64
4-3-1-3-3- کاهش واریانس ……………………………………………………………………………………………………. 69
4-3-1-3-4- مشخصات چشمه ………………………………………………………………………………………………… 72
4-3-1-3-5- مشخصات تالی ……………………………………………………………………………………………………… 78
4-3-1-3-6- کارت تالی Fna …………………………………………………………………………………………………… 80
4-3-1-3-7- مشخصات ماده و سطح مقطع …………………………………………………………………………….. 81
4-3-1-3-8- انرژی و رفتار حرارتی ………………………………………………………………………………………….. 82
4-3-1-3-9- مسائل انقطاع ……………………………………………………………………………………………………. 83
4-3-1-3-10 – آرایه‎های داده کاربر ……………………………………………………………………………………….. 83
فصل پنجم شبیه سازی قلب VVER 1000 با استفاده از کد MCNPX …………….. 85
5-1- مقدمه ………………………………………………………………………………………………………………………………………………… 85
5-2- شبیه سازی قلب ……………………………………………………………………………………………………………………………… 85
5-3- شبیه سازی بازتانده (reflectore) ……………………………………………………………………………………………….. 89
5-4- بحرانی ساختن راکتور VVER 1000 در حالت واقعی ………………………………………………………………. 91
5-5- بحرانی ساختن راکتور VVER 1000 در حالت شبیه سازی …………………………………………………….. 92
5-6- محاسبات بحرانی در MCNPX ………………………………………………………………………………………………….. 93
5-7- محاسبه کسر نوترون‎های تأخیری در راکتور ………………………………………………………………………………… 93
فصل ششم کد شبیه سازی و نتایج آن ………………………………………………………………………………………. 95
6-1- کد ………………………………………………………………………………………………………………………………………………………. 95
6-2- داده ها و نمودار محاسبه شده برای ضدیب تکثیر ……………………………………………………………………………. 108
6-3- محاسبه کسر نوترون‎های تأخیری در راکتور ẞeff ………………………………………………………………………….. 109
6-4- نتیجه گیری …………………………………………………………………………………………………………………………………………. 111
6-5- پیشنهاد برای کارهای آتی …………………………………………………………………………………………………………………… 112
فهرست شکل ها
شکل 2-1 مراحل فرایند شکافت ……………………………………………………………………………………………………………………. 8
شکل 2-2 طیف محصولات شکافت اورانیوم U^236 با نوترون حرارتی ………………………………………………………… 9
شکل 2-3 طیف انرژی نوترون شکافت ………………………………………………………………………………………………………….. 11
شکل 2-4 چرخه نوترون برای راکتور حرارتی ………………………………………………………………………………………………… 14
شکل 3-1 اصول کلی کار نیروگاه اتمی …………………………………………………………………………………………………………… 40
شکل 3-2 قلب راکتور VVER-1000 …………………………………………………………………………………………………………. 41
شکل 3-3 قرص سوخت ………………………………………………………………………………………………………………………………… 25
شکل 3-4 میله سوخت ……………………………………………………………………………………………………………………………………. 27
شکل 3-5 میله سم سوختی ……………………………………………………………………………………………………………………………. 29
شکل 3-6 میله‎های کنترل میله جاذب …………………………………………………………………………………………………………… 31
شکل 3-7 مجتمع سوخت ……………………………………………………………………………………………………………………………… 34
شکل 3-8 مجتمع سوخت نوع 16 و24 ………………………………………………………………………………………………………… 36
نوع 36 ………………………………………………………………………………………………………………… 36 شکل 3-9 مجتمع سوخت
شکل 3-10 مجتمع سوخت نوع 24B20 ……………………………………………………………………………………………………… 36
شکل 3-11 مجتمع سوخت نوع 36B36 ……………………………………………………………………………………………………… 36
شکل 3-12 نحوه چیدمان مجتمع های سوخت در سطح قلب ……………………………………………………………………… 37
شکل 3-13 موقعیت گروه میله های کنترل روی صفحه قلب ……………………………………………………………………….. 39
شکل 4-1 روش مونت کارلو …………………………………………………………………………………………………………………………….. 44
شکل4-2 سیستم راستگرد ………………………………………………………………………………………………………………………………. 52
شکل5-1 میله سوخت چیدمان قرص ها درون میله …………………………………………………………………………………….. 87
شکل 5-2 میله سم سوختیCrB_2+AL …………………………………………………………………………………………………… 87
شکل5-3 میله جاذب B_4 C+Dy_2 O_3 TiO_2 ……………………………………………………………………………………………. 87
شکل 5-4 مجتمع سوخت شبیه سازی شده ………………………………………………………………………………………………….. 88
شکل5-5 طرحی از بازتابنده راکتور VVER 1000 …………………………………………………………………………………. 90
شکل 5-6 طرح قلب راکتور VVER 1000 و بازتابنده ……………………………………………………………………………… 90
شکل 6-1 نمودار ضریب تکثیر بر حسب غلظت اسید بوریک ………………………………………………………………………. 1.9
فهرست جدول ها
جدول 2-1 تعداد نوترون های گسیلی در هر شکافت ……………………………………………………………………………. 10
جدول 2-2 انرژی گسیلی و بازیافتنی برای شکافت (_ ^235)U …………………………………………………………………….. 12
جدول 2-3 انواع راکتور های اصلی ………………………………………………………………………………………………………….. 17
جدول 3-1 مشخصات فنی اصلی و شرایط راه اندازی قلب راکتور WWER-1000 ……………………………… 22
جدول 3-2 مشخصات اصلی هندسی قلب راکتور WWER-1000 ……………………………………………………….. 24
جدول 3-3 مشخصات عملیاتی و هندسی میله سوخت …………………………………………………………………………… 27
جدول 3-4 مشخصات بسته های سم سوختی …………………………………………………………………………………………. 28
جدول 3-5 مشخصات میله‎های کنترل میله جاذب …………………………………………………………………………………. 30
جدول 3-6 مشخصات مجتمع سوخت ……………………………………………………………………………………………………….. 33
جدول 3-7 توصیف انواع مجتمع های سوخت برای بارگذاری اول ………………………………………………………. 35
جدول 4-1 راهنما برای تفسیر خطای نسبی R ………………………………………………………………………………………. 50
جدول 4-2 کارت‎های سطح MCNP ………………………………………………………………………………………………………. 57
جدول 4-3 زیر پارامترها کارت‎های هندسی MCNP …………………………………………………………………………….. 64
جدول 4-4 کارت‎های سطح MCNP ………………………………………………………………………………………………………. 69
جدول 4-5 کارت تعیین چشمه ……………………………………………………………………………………………………………….. 72
جدول 4-6 متغیر‎های چشمه …………………………………………………………………………………………………………………….. 74
جدول 4-7 متغیر‎های چشمه …………………………………………………………………………………………………………………….. 78
جدول 4-8 انواع تالی ها …………………………………………………………………………………………………………………………….. 80
جدول 4-9 انواع کارت ها ی ماده …………………………………………………………………………………………………………….. 81
جدول 4-10 کارت های کنترل ………………………………………………………………………………………………………………… 82
جدول 4-11 کارت های انقطاع ………………………………………………………………………………………………………………… 83
جدول 5-1 مشخصات هندسی بازتابنده …………………………………………………………………………………………………… 89
جدول 6-1 تغییرات ضریب تکثیر بر حسب غلظت اسید بوریک …………………………………………………………….. 108
فصل اول
مقدمه و کلیات
مقدمه :
رشد جمعیت و به موازات آن مصرف روز افزون و بکارگیری روش های جدید علمی و فنی باعث افزایش تولید محصولات مصرفی شده و این مرهون استفاده بالای منابع انرژی موجود در جهان می شود. مصرف بی رویه از منابع انرژی و پیامد های نامطلوب زیست محیطی آن تفکر چاره اندیشی را در بشر قوت بخشیده است. در حال حاظر اصلی ترین منبع انرژی (به طور متوسط در مقیاس جهانی نزدیک به % 70 ) را سوخت های فسیلی مثل زغال سنگ، نفت، و گاز طبیعی به خود اختصاص داده اند و به دنبال این ها منابع سوخت های هسته ای و منابع هیدرولیکی هستند که می توانند به عنوان تامین کننده منبع انرژی مد نظر باشند. سوخت های فسیلی جزء منابع انرژی تجدید نشدنی هستند. محدودیت ها و عدم امکان بازیافت سوخت های فسیلی، سوزاندن نامعقولانه و دیگر فاکتور های منفی نه تنها ضرورت استفاده بهینه و بجا از سوخت های فسیلی را می طلبد، بلکه ضرورت جایگزین کردن منابع انرژی دیگر را به جای سوخت های فسیلی به عنوان مسئله مهم وجدی مطرح می سازد. منابع هیدرولیکی نیز که مربوط به منابع انرژی تجدید شونده هستند مورد استفاده قرار می گیرند. اما هنوز نمی توانند به طور کامل مشخصا و تماما جایگزین سوخت های فسیلی شوند.
امید های فراوانی به سوخت هسته ای و انرژی هسته ای وجود دارد، جاییکه اورانیوم به عنوان سوخت مصرف می شود. اورانیوم نه تنها در سطح زمین بلکه در اعماق اقیانوس ها ی جهان به وفور یافت می شود. این امکان که بتوان تمامی ذخائر اورانیوم را به سوخت هسته ای قابل شکافت تبدیل کرد وجود دارد. با سوختن اورانیوم در راکتور های هسته ای سوخت ثانویه ای بنام پلوتونیوم به دست می آید. تولید سوخت هسته ای ثانویه می تواند موجب کاهش ضرورت استخراج اورانیوم طبیعی شود.
تاریخ پیشرفت و گسترش انرژی هسته ای نسبتا کوتاه است. می توان شروع آن را از راه اندازی اولین نیروگاه برق اتمی در اتحاد جماهیر شوروی سابق در ژانویه 1954 دانست. سپس در پی آن در بریتانیای کبیر 1956، ایالات متحده آمریکا 1958 و در ادامه در بسیاری از کشورهای جهان. عملا در دهه 1950 بود که اولین تجربه صنعتی استفاده از انرژی هسته ای با اهداف صلح آمیز صورت گرفت.
تولید قدرت بواسطه شکافت هسته ای در راکتور‎هایی که معمولا با سوخت اورانیوم بارگذاری شده است مستلزم یک واکنش زنجیره ای کنترل شده می‎باشد. عبارت واکنش ذنجیره ای کنترل شده بدین معنی است که سیستم بگونه ای مرتب شده است که تعداد نوترون‎هایی که باعث شکافت هسته ای در یک نسل (چرخه) می‎شوند دقیقا برابر با تعداد نوترون‎های نسل بعد باشند. در این حالت وضعیت راکتور در حالت تعادل یا به اصطلاح بحرانی است.
از یک طرف برای افزایش سطح قدرت، به تولید نوترون‎های اضافی به منظور بالا بردن جمعیت نوترونی و دوره‎های تکثیر و از طرف دیگر برای کاهش سطح قدرت و درنتیجه توقف راکتور به کاهش جمعیت نوترونی و پایین آوردن تکثیر آنها نیاز می‎باشد. همه این‎ها بواسطه وجود سیستم‎ها و تجهیزاتی که در طراحی یک راکتور هسته ای پیش بینی شده است صورت می‎گیرد. بیشتر راکتور‎ها با اورانیوم سوخت گیری می‎شوند. ایزوتوپ‎های ورانیوم طبیعی بدین قرار می‎باشند.
U_238=99/282 % U_235=0/712 % U_234=0/006 %
میزان اورانیوم U_235 برای راکتورهایی که با این ایروتوپ سوخت گیری می‎شوند را باید به صورت مصنوعی افزایش داد یعنی اورانیوم را به اصطلاح غنی کرد. تقسیم بندی راکتور‎ها با توجه به انرژی نوترونی که در واکنش زنجیره ای باعث شکافت می‎شود:
راکتور‎های نوترون سریع
راکتورهای متوسط
راکتور‎های کند (حرارتی)
در یک راکتور سریع عمل واکنش زنجیره ای توسط نوترون‎های سریع صورت می‎گیرد. انرژی نوترون‎های سریع حدود Mev 2 می‎باشد. این راکتور‎ها با اورانیوم U_235 و U_238 و یا Pu_(239 ) سوختگیری می‎شوند.
در راکتور‎های متوسط سرعت نوترون‎های حاصل از شکافت تا حد انرژی متوسط پایین آورده می‎شود. و در راکتور‎های حرارتی سرعت نوترون‎ها تا حدی کند می‎شوند که بتوانند در شکافتن U_235 شرکت کنند. انرژی هر نوترون حرارتی که باعث شکافت هسته اورانیوم U_235 می‎شود معادل ev 025/0 است[7].
مطالعه محاسباتی نوترونیک قلب راکتور را می‎توان روی کد‎های مشخص یا کد‎های مونت کارلو بنا کرد. مزیت اولیه این کد‎ها این است که آنها بسیار سریع و دقیق ولی تنها برای سیستم‎های کاملا شناخته شده مانند PWR UO_x (راکتور آب تحت فشار) یا FBR U/PU (راکتور سریع) می‎باشند. این کد‎ها معادله پخش را با گسستگی فضا و زمان با استفاده از مدل‎های فیزیکی مبنی بر فرضیات (که برای راکتور‎های موجود معتبرند) که به توصیفات هندسی ساده منجر می‎شود (لزوما دوبعدی) حل می‎کنند. مطالعه تغییرات راکتور‎ها، مستقل از نوع شان، به کدهای محاسباتی دقیقی با استفاده از تکنیک‎های مونت کارلو که تنها به کتابخانه داده‎های هسته ای (سطح مقطع‎ها و . . . ) وابسته است که توصیف کاملا سه بعدی هندسی دقیق را اعطا می‎کند نیاز دارد. کد‎های مونت کارلو زمان زیاد CPU برای محاسبات نیاز دارد و تنها مرجع برای تغییرات راکتور‎ها یا چرخه‎های سوخت هستند. در اینجا کد ترابرد مونت کاروی MCNP را برای محاسبات نوترونیک که یکی از کد‎های معتبر کاربردی در سراسر جهان است استفاده می‎شود.
MCNP یک کد چند منظوره کلی، انرژی پیوسته، با هندسه تعمیم یافته، وابسته به زمان است که برای ترابرد نوترون/ الکترون/ فوتون به روش مونت کارلو مربوط می شود. این کد می‎تواند در چندین روش ترابرد استفاده شود: فقط نوترون، فقط فوتون، فقط الکترون، ترابرد مرکب نوترون/ فوتون که فوتون‎ها توسط برهمکنش‎های نوترون تولید می‎شوند، نوترون/ الکترون/ فوتون، الکترون/فوتون، یا فوتون/ الکترون. محدوده انرژی نوترون از 〖10〗^(-11)MeV تا 20 MeV می‎باشد، و محدوده انرژی فوتون و الکترون از 1 KeV تا 1000 MeV هستند. همچنین قابلیت محاسبه ویژه‎مقادیر K_eff برای سیستم‎های شکافت‎پذیر یک مشخصه استاندارد است.کاربر یک فایل ورودی که بعدا توسط MCNP خوانده می‎شود ایجاد می‎کند. این فایل شامل اطلاعاتی درباره مسئله می‎شود، قسمت ‎های از قبیل:
مشخصات هندسه،
توصیف ماده و گزینش شماره سطح مقطع، محل و مشخصات چشمه نوترون، فوتون، یا الکترون،
نوع جواب‎ها یا تالی‎های خواسته شده، و
هر تکنیک کاهش واریانسی برای بهتر کردن بازدهی جواب ها [6].
فصل دوم
نوترون و برهمکنش آن با ماده
2-1- برهمکنش نوترون با هسته
یکی از خصوصیات اساسی و آشکار برهمکنش هسته- نوترون این است که نوترون، بار دار نمی‎شود، در مواجهه با هسته تحت تاثیر دافعه هسته قرار نمی‎گیرد. بنابراین این امکان برای نوترون وجود دارد که با هر انرژی می‎تواند با هسته برهمکنش کند و همانگونه که فرمی ‎کشف کرد نوترون‎های کم انرژی معمولا خیلی بهتر از نوترون‎های پر انرژی بر هم کنش می‎کنند. سه فرآیند برهمکنش اساسی میان نوترون‎ها و هسته‎ها وجود دارد، پراکندگی پتانسیلی، تشکیل هسته مرکب و برهمکنش مستقیم. برهمکنش مستقیم با نوترون های فرودی چندین Mev با برخورد مستقیم به آهستگی از هسته و پرتاب از آن صورت می گیرد.
2-1-1-پراکندگی پتانسیلی
پراکندگی پتانسیلی فرایندی است که در آن نوترون‎های فرودی پراکنده می‎شوند یا از روی هسته می‎جهد، و این را می‎توان مشابه برخورد دو گوی بیلیارد با جرم‎های مختلف در نظر گرفت. هسته در طی فرایندی که تنها مشمول یک انتقال انرژی بین نوترون و هسته است بدون تغییر و در حالت زمینه انرژیش می‎ماند. اغلب انرژی جنبشی نوترون فرودی خیلی بیشتر از انرژی جنبشی هسته است و بعنوان نتیجه برخورد نوترون با انرژی کاهش یافته ظاهر می‎شود. قوانین پایستگی انرژی و تکانه هردو برای این نوع برهمکنش برقرار است و به این دلیل اغلب به این برهمکنش پراکندگی کشسان گفته می‎شود.

2-1-2- تشکیل هسته مرکب
فرایند تشکیل هسته مرکب در ابتدا شامل جذب نوترون فرودی داخل هسته هدف است تا یک هسته مرکب را تشکیل دهد:
(_Z^A)X+(_0^1)n → (_Z^(A+1))X
وقتی هسته مرکب تشکیل شد این هسته بایست در سیستم مرکز جرم پایسته و در حال سکون باشد تا تکانه صفر پایسته بماند، و بنابراین انرژی جنبشی آن نیز صفر است. این مطلب به این نکته اشاره دارد که انرژی جنبشی جفت هسته- نوترون قبل از برهمکنش در سیستم مرکز جرم به انرژی برانگیختگی هسته مرکب تبدیل می‎شود.
2-1-3- گیر اندازی
هسته مرکب برانگیخته فورا واپاشیده می‎شود و یک ذره یا یک پرتو گاما یا هر دو را گسیل می‎کند، و این نتیجه واپاشی است که یک نوع برهمکنش هسته مرکب را از دیگری مشخص می‎کند. اگر هسته مرکب با ساتع کردن یک پرتو گامای تنها به حالت زمینه اش واپاشیده شود، پس برهمکنش کلی را گیر اندازی یا بعضی وقتها گیراندازی تابشی، یا برهمکنش (n,γ) نامیده می‎شود.
مثالی از این برهمکنش:
(_92^238)U+(_0^1)n→(_92^239)U^* →(_92^239)U+γ
2-1-4-پراکندگی غیرکشسان
اگر هسته مرکب با ساتع کردن یک نوترون واپاشیده شود، برهمکنش یک فرایند پراکندگی مؤثر است، اگرچه نوترون ساتع شده لزوما همان همان نوترون فرودی نیست. اگر هسته حاصل از ساتع کردن نوترون هنوز در یک حالت انرژی برانگیخته باشد، این هسته با ساتع کردن یک اشعه گاما به حالت زمینه اش وا می‎پاشد، و یک فرایند از این نوع به عنوان پراکندگی غیرکشسان شناخته می‎شود. قانون پایستگی انرژی در این فرایند از آنجا که مقداری از انرژی جنبشی اولیه به پرتو گاما منتقل می‎شود پایسته نیست. یک مشخصه مهم این برهمکنش، که تنها میان نوترون‎های نسبتا پر انرژی و هسته‎های میانه و سنگین واقع می‎شود، این است که نوترون‎ها یک مقدار متوسطی انرژی را در هر برخورد نسبت به حالت پراکندگی کشسان با هسته‎های مشابه از دست می‎دهند. اگر پس از ساتع شدن یک نوترون از هسته مرکب هسته هدف در انرژی حالت زمینه اش تشکیل شود پس انرژی جنبشی در برهمکنش پایسته می‎ماند و این برهمکنش پراکندگی کشسان مرکب نامیده می‎شود. بطور آشکار، نتیجه نهایی جمع بندی می‎شود به: پراکندگی پتانسیلی و پراکندگی کشسان مرکب را می‎توان بصورت برابر در نظر گرفت، و مجموع این دو فرایند معمولا به عنوان پراکندگی کشسان بیان می‎شود.

2-1-5-شکافت
شکافت در آلمان در سال 1938 توسط‎هاهن و استراسمن که در حال مطاله ایزوتوپ‎های رادیواکتیو به عنوان نتیجه بمباران اورانیوم با نوترون در تلاش برای تولید عناصر فرااورانیومی‎کشف شد. آزمایشات حضور چندین عنصر با عدد جرمی‎میان وزن را نشان داد, و وجود فرایند شکافت صریحا مشخص شد. همچنین چندی بعد نشان داده شد که نوترونها در این فرایند‎ها گسیل می‎شود و امکان یک واکنش زنجیری برای نوترون‎هایی که در یک شکافت ناگهانی گسیل می‎شوند قادر است که باعث شکافت بیشتر شود محقق شد.
ایزوتوپ اورانیوم که اصولا مسئول شکافت است، اورانیوم 235 می‎باشد که بطور طبیعی در حد 715/0 درصد اورانیوم موجود است. در این ایزوتوپ شکافت می‎تواند توسط نوترون‎هایی با هر انرژی رخ دهد، در حالی که نوترون‎های کم انرژی مؤثرترند. شکافت در اورانیوم 238، که 285/99 درصد اورانیوم طبیعی را تشکیل می‎دهد، تنها می‎تواند توسط نوترون‎هایی با انرژی بزرگتر از Mev 1 رخ دهد.

سه ایزوتوپ مهم دیگر که می‎تواند شکافت در آنها رخ دهد، نیز وجود دارد. توریوم 232 تنها ایزوتوپی که تنها بصورت طبیعی وجود دارد، با نوترون‎هایی با انرژی بزرگتر از حدود Mev 4/1 قابل شکافت است. و دو ایزوتوپ، اورانیوم 233 و پلوتونیوم 239 که بصورت طبیعی وجود ندارند اما می‎توان آن‎ها را بطور مصنوعی توسط برهمکنش‎های هسته ای تولید کرد، شکافت با نوترون‎هایی با هر انرژی در حالی که نوترون‎های کم انرژی مؤثرترند، امکان پذیر است. عادی است که پنج ایزوتوپ بالا را به عنوان ایزوتوپ‎های شکافت پذیر مورد توجه قرار داد، اما ایزوتوپ‎های شکافتنی را برای سه ایزوتوپ U^233 و U^235 , Pu^239 که شکافت با نوترون‎های کم انرژی رخ می‎دهد بکار می‎برند. تئوری شکافت فراتر از هدف این پایان‎نامه است، بهر‎حال یک توصیف واضح مدل کلی پذیرفته شده قطره مایع است که تصویری کیفی از فرایندها می‎دهد. نیروی هسته ای کوتاه برد، که شبیه کشش سطح یک قطره مایع است، هسته را در یک شکل کم و بیش کروی، مشابه روشی که یک قطره مایع کروی است، نگه می‎دارد. بهر‎حال اگر هسته برانگیخته شود، مانند با جذب یک نوترون، شکل هسته ممکن است از حالت کروی خارج شود.
در بیشتر حالات، انحراف هسته به عمل نیروهای هسته ای محدود می‎شود و پس از رفع برانگیختگی شکل کروی هسته بازگردانده می‎شود، بهر‎حال ممکن است که انحرافات به یک شکل دمبلی منجر شود به طوری که نیروی کلمبی دافعه میان دو نیمه دمبل بر نیروی هسته ای که توسط انحراف هسته تضعیف شده فایق آید. در این لحظه هسته به دو پاره شکافته می‎شود. خصوصیات شکافت با در نظر گرفتن اورانیوم 235 بیان می‎شود، بهر‎حال شکافت چهار ایزوتوپ دیگر نیز اساسا به همین ترتیب خواهد بود. مرحله اول برهمکنش جذب نوترون در اورانیوم 235 است تا اورانیوم 236 را به حالت برانگیخته تشکیل دهد. در حالت بعدی U^236 با گسیل یک پرتو گاما به حالت انرژی زمینه اش می‎رود. بهر‎حال در اکثر موارد هستهU^236 به صورتی که در بالا بیان شد شکافته می‎شود. محصولات شکافت دو پاره شکافت که عدد جرمی‎آن‎ها بین 70 تا 160 است، تعدادی نوترون متغییر بین صفر تا پنج تا، ذرات بتا، تابش گاما، نوترینو‎ و انرژی هستند. مراحل انجام شکافت که در بالا توضیح داده شد در شکل 2-1 نشان داده شده است.
شناسایی دقیق محصولات شکافت و تعداد نوترون‎های حاصل از شکافت از یک شکافت به شکافت دیگری متفاوت است:
(_92^235)U+(_0^1)n→(_92^236)U^* →X+Y+2. 5 (_0^1)n
طیف محصولات شکافت برای (_92^235)U در شکل 2-2 نشان داده شده است، که می‎توان آشکارا دید که عدد‎های جرمی‎ همه محصولات شکافت بین 70 تا 160 قرار دارند. عدد‎های جرمی ‎با احتمال بیشتر که در حدود 5/6 درصد از شکافت‎ها را شامل می‎دهند عددهای حدود 96 و 135 هستند، و شکافت متقارن با دو محصول به جرم 117 تنها یک شکافت در هر 20000 شکافت را شامل می‎شود.
شکل 2-2 طیف محصولات شکافت اورانیوم U^236 با نوترون حرارتی
محصولات شکافت همان‎طور که انتظار می‎رود (به دلیل اضافه نوترون، چرا که برای هسته‎های سنگین نسبت نوترون به پروتون 3 به 2 است در حالی که برای هسته‎های میان وزن این نسبت زیر 3 به 2 است ) همگی پرتوزا هستند. پرتوزایی محصولات شکافت مخاطرات جدی و مشکلات حفاظ گذاری را در راکتورها ایجاد می‎کند. همچنین مشکلات دیگری که در حالت تعداد کمی ‎از محصولات شکافت بروز می‎کند، تولید ایزوتوپ‎هایی در راکتور است که نوترون‎ها را در حد بالایی گیر می‎اندازند و حتی مقدار خیلی کمی ‎از آنها تأثیر جدی بر پیوستگی شکافت در راکتور دارد. به عنوان مثال (_ ^135)Xe از موادی است در راکتور‎ها به عنوان سم عمل می‎کند. اکثر نوترون‎ها گسیل شده در فرایند شکافت در لحظه اولیه شکافت آزاد می‎شوند، و به عنوان نوترون‎های آنی شناخته می‎شوند. تعداد نوترون‎های گسیلی در هر شکافت از یک رخداد به رخداد دیگر متغییر است، و همچنین این تعداد به ایزوتوپ تحت شکافت و انرژی نوترون فرودی بستگی دارد. تعدا متوسط نوترون‎های گسیلی در هر شکافت ν، یکی از پارامتر‎های خیلی مهم در مهندسی هسته ای است. تغییرات ν با انرژی کم وبیش با رابطه 1.2 داده می‎شود
ν(E)=ν_0+αE (1.2)
و برای برخی ایزوتوپ‎ها در جدول 2-1 داده شده است.
νانرژی نوترون فرودیایزوتوپ2. 42
2. 51 0. 025 eV
1 MeV(_ ^235)U2. 93
3. 040. 025 eV
1 MeV(_ ^239)Pu2. 49
2. 580. 025 eV
1 MeV(_ ^233)U2. 121. 5 MeV(_ ^235)Th2. 461. 1 MeV(_ ^238)U
نوترون‎های شکافت با انرژی متغییر که می‎توان آن را با یک توزیع پیوسته یا طیف انرژی نوترون‎های شکافت توصیف کرد گسیل می‎شوند. اگر S(E)dE کسر نوترون‎های شکافت با انرژی در محدوده E تا E+dE باشد، عبارت کلی پذیرفته برای S(E) بصورت زیر است:
S(E)=0. 771 √E e^(-0. 776E)
بطوری که انرژی متوسط نوترون‎های شکافت MeV 93/1 محاسبه می‎شود. شکل 2-3 طیف انرژی نوترون‎های شکافت را نشان می‎دهد.
تابش گاما در هر دو بصورت آنی در لحظه شکافت و در مرحله بعدی در طی واپاش محصولات شکافت گسیل می‎شود. تابش گاما و نوترینوها از واپاشی محصولات در طی شکافت گسیل می‎شوند. تابش گاما با قدرت نفوذ بالای خود مشکلات حفاظ سازی را وارد می‎کند، بهر‎حال راکتور‎ها معمولا به اندازه کافی بزرگ هستند که بیشتر تابش گاما را درون خود جذب کنند. تابش گاما نیز درون راکتور جذب می‎شود، اما نوترینو‎ها به بیرون نشت می‎کنند و انرژی خود را از دست می‎دهند، بهر‎حال آنها برای سلامتی مضر نیستند.
حالا انرژی آزاد شده به عنوان نتیجه ای از شکافت را در ارتباط با منحنی انرژی بستگی اشاره می‎کنیم. محاسبات خیلی تقریبی استوار بر روی این منحنی، بعضی تصورات را در مورد اندازه این انرژی می‎دهد. انرژی بستگی هر هسته (_ ^235)U در حدود MeV 6/7 است و انرژی بستگی هر نوکلئون هسته با عدد جرمی‎در ناحیه 117 در حدود MeV 5/8 است، بنابراین انرژی آزاد شده تقریبا 235×(8. 5-7. 6) که در حدود MeV 212 است. اندازه گیری با دقت بیشتر برای انرژی آزاد شده محاسبه شده که در جدول 2-2 داده شده است :
انرژی بازیافتنی (MeV)انرژی گسیلی (MeV)168168محصولات شکافت55نوترون‎های شکافت77تابش گامای آنی
8
7
8
7واپاشی محصولات شکافت
تابش گاما
تابش بتا012نوترینو50گیراندازی تابشی گاما200207کل
2-2- واکنش زنجیره ای و اصول راکتور‎های هسته ای
اکنون مناسب است تا الزامات لازم برای برهمکنش زنجیره ای و همچنین موضوعات دیگری که در گسترش انرژی هسته ای برای اهداف صلح آمیز دارای اهمیت می‎باشند را در نظر بگیریم.
دست یابی به یک سیستم کنترل شده و حفظ برهمکنش زنجیری شکافت از اولین الزامات است. سیستمی‎که واکنش زنجیره ای در آن واقع می‎شود یک راکتور هسته ای نامیده می‎شود و انواع زیادی راکتور بسته به مواد ساختاری و انرژی نوترون‎هایی که باعث شکافت می‎شوند وجود دارد.
2-2-1- واکنش زنجیره ای
شرایطی که برای پایداری لازم است، حفظ واکنش زنجیره ای، این است که دقیقا یک نوترون تولیدی در یک فرایند شکافت باعث یک شکافت دوم و از آن یک نوترون خارج شده و باعث شکافت سوم شود و به همین ترتیب ادامه یابد. در چنین واکنشی چگالی نوترون و آهنگ شکافت ثابت باقی می‎ماند. این شرط را می‎توان به وسیله یک ضریب تکثیر k، که بصورت نسبت تعداد نوترون‎های در یک نسل به تعداد نوترون‎ها در نسل قبل تعریف می‎شود بیان کرد. وقتی این ضریب دقیقا یک باشد شرط یک واکنش زنجیره ای پایدار محقق می‎شود و گفته می‎شود که راکتور بحرانی است. اگر این ضریب بزرگتر از یک باشد راکتور فوق بحرانی است یک واکنش زنجیره ای زاینده وجود دارد بطوریکه چگالی نوترون و آهنگ شکافت افزایش می‎یابد همانند آهنگ انفجاری در یک بمب اتمی. اگر ضریب تکثیر کوچکتر از یک باشد راکتور زیر بحرانی است و واکنش زنجیره ای کاهش می‎یابد.
2-2-2- چرخه نوترون در یک راکتور حرارتی
محاسبات دقیق ضریب تکثیر برای هر راکتوری بایست همه فرایند‎های درگیر نوترون را از وقتی که آنها توسط شکافت تولید می‎شوند تا وقتی که بصورت اتفاقی هریک با جذب یا نشت از راکتور ناپدید می‎شوند به طور کامل به حساب آورد. این رویکرد اگر جنبه‎های مختلف زمان عمر نوترون بصورت جدا در نظر گرفته شود، ساده می‎شود، و این روش را برای یک راکتور حرارتی با ابعاد محدود که با اورانیوم طبیعی یا غنی شده پر شده است بکار خواهیم برد. چرخه نوترون برای چنین راکتوری در شکل 2-4 نشان داده شده است.
n نوترون در انرژی MeV 2 حاصل از شکافت حرارتی (_ ^235)U را در نظر بگیرید. قبل از اینکه نوترون ها به زیر MeV 1 کند شوند امکان کمی ‎برای تعدادی شکافت, به عنوان شکافت سریع در (_ ^238)U وجود دارد. ضریب شکافت سریع، ϵ, بصورت زیر تعریف می‎شود:
تعداد نوترون‎های که از نوترون‎های حاصل از شکافت حرارتی به زیر MeV 1 کند می‎شوند.
حال تعداد nϵ نوترون به زیر MeV 1 کند می‎شوند و به عنوان یک نتیجه اساسی برخورد پراکندگی الاستیک با کند کننده، کند شدن ادامه می‎یابد. در طی فرایند کند شدن برخی از نوترون‎ها به بیرون راکتور نشت می‎کنند و بعضی از نوترون‎ها در رزونانس‎های (_ ^238)U گیراندازی می‎شوند. احتمال فرار از رزونانس، P، بصورت زیر تعریف می‎شود:
کسری از نوترون‎ها که از گیراندازی در رزونانس‎های (_ ^238)U در طی فرایند کند شدگی در راکتور فرار می‎کنند.
احتمال غیر نشت سریع، P_NLf، بصورت زیر تعریف می‎شود:
کسری از نوترون‎ها که طی فرایند کند شدگی به بیرون راکتور نشت نمی‎کنند.
تعداد نوترون‎های که کند می‎شوند و حرارتی می‎شوند بصورت nϵPP_NLf است.
از آنجا که فرایند کند شدگی کامل است و نوترون‎ها حرارتی شده اند آنها در راکتور پخش خواهند شد تا اینکه جذب شوند یا به بیرون نشت کنند. تنها کسری از نوترون‎ها جذب در سوخت می‎شوند، و برخی از نوترون‎ها در کند کننده، خنک کننده یا مواد ساختاری قلب گیر اندازی می‎شوند. احتمال غیر نشت حرارتی، P_NLth، بصورت زیر تعریف می‎شود:
کسر از نوترون‎های حرارتی که به بیرون از راکتور نشت نمی‎کنند.
ضریب سودمندی حرارتی، f، بصورت زیر تعریف می‎شود:
کسری از نوترون‎ها حرارتی جذب شده در راکتور که در سوخت جذب می‎شوند. بدیهی است که تعداد نوترون‎هایی که در سوخت جذب، nϵfPP_NLf P_NLth است. همه این نوترون‎ها باعث شکافت نمی‎شوند، در واقع در اورانیوم طبیعی محاسبات ما بر این دلالت دارد که در حدود 55 درصد از نوترون‎های حرارتی جذب شده در سوخت باعث شکافت می‎شود. این کمیت، تعداد متوسط نوترون‎های شکافت حاصل از هر نوترون جذب شده در سوخت با نشانه η اتا مشخص می‎شود.
نهایتا، در شروع چرخه(نسل) دوم تعداد nϵηfPP_NLf P_NLth نوترون شکافت از n نوترون شکافت در شروع چرخه اول تولید می‎شود. با توجه به تعریف ضریب تکثیر، که بیشتر برای یک راکتور محدود ضریب تکثیر مؤثر، k_eff، نامیده می‎شود، می‎توان بصورت زیر نوشت:
k_eff=nϵfPP_NLf P_NLth
همچنین ضریب تکثیر برای یک راکتور بی نهایت بزرگ از آنجا که نوترون‎ها از راکتور نشت نمی‎کنند بصورت بصورت زیر است:
k_∞=nϵfP
2-2-3- دسته بندی انواع راکتور‎ها
می‎توان راکتور‎های هسته ای را که امروزه در دنیا در حال گسترش اند به انواع مختلفی خلاصه کرد. دسته بندی راکتور‎ها مطابق با انتخاب سوخت و دیگر مواد ساختاری، شامل کند کننده است. یکی از انواع دسته بندی راکتور‎های هسته ای که امروزه در دنیا در حال گسترش اند در جدول 2-3 نشان داده شده است[1].
خنک کنندهکند کنندهسوختنام راکتورکشور مبداآب بدون جوشآباورانیوم دی اکسیدراکتور آب تحت فشار(PWR)آمریکاآب جوشآباورانیوم دی اکسیدراکتور آب جوشان(BWR)آمریکاکربن دی اکسیدگرافیتاورانیومراکتور خنک شونده گازی (GCR)انگلستانکربن دی اکسیدگرافیتاورانیوم دی اکسیدراکتور خنک شونده گازی پیشرفته (AGR)انگلستانهلیومگرافیتاورانیوم دی اکسیدراکتور خنک شونده گازی دما بالا (HTGR)انگلستان آمریکاآب سنگین بدون جوشآب سنگیناورانیوم دی اکسیدراکتور آب سنگین تحت فشار(PHWR)کاناداآب جوشانآب سنگیناورانیوم دی اکسیدراکتور کند کننده آب سنگین زاینده (SGHWR)انگلستانآب جوشانگرافیتاورانیوم دی اکسیدراکتور آب جوشان کند کننده گرافیت (RBMK)روسیهسدیم مایعهیچاورانیوم اکسید
+
پولوتونیوم اکسیدراکتور زاینده سریع(FBR)متنوع
فصل سوم
معرفی قلب راکتور VVER _1000 و مشخصات آن
3-1- اصول کلی کار نیروگاه اتمی
در حال حاضر انواع نیروگاه‎های هسته ای در کشور‎های مختلف در حال بهره برداری هستند. این نیروگاه‎ها علاوه بر اینکه نسبت به یکدیگر تفاوت‎های زیادی دارند، دارای مشترکاتی نیز هستند. هدف ما در این مجموعه شبیه سازی نیروگاه هسته ای VVER-1000 مدل V-320 است. طراحی نیروگاه‎های VVER-1000 حدودا از سال 1970 میلادی شروع شد و پس از 10 سال اولین واحد آن در شهر نوو – ورونج 1در کشور روسیه به بهره برداری رسید. راکتوری که از این پس در مورد آن صحبت می‎شود از نوع راکتور با سیکل آب بسته، پوسته ای با آب تحت فشار می‎باشد. این راکتور دارای توان حرارتی 3000 مگاوات است. راکتور هسته ای در واقع دستگاه، یا وسیله ای است که برای سازماندهی و کنترل واکنش شکافت زنجیره ای هسته اتم اختصاص یافته است. در نتیجه شکافت زنجیره ای است که انرژی هسته ای آزاد شده و به انرژی حرارتی تبدیل می‎شود. در شکل 3-1 طرح چنین راکتوری را مشاهده می کنید. در راکتور هسته ای، انرژی درون هسته ای آزاد شده به انرژی گرمایی تبدیل می‎شود. راکتور از طریق لوله‎هایی به مولد بخار متصل می‎شود. ماده خنک کننده (آب + اسید بوریک) درون این لوله‎ها مسیر راکتور و مولد‎های بخار را در یک مدار بسته دور می‎زند. این عمل توسط پمپ‎هایی به نام پمپ اصلی مدار اول انجام می‎شود. خنک کننده گرم شده وارد مولد بخار می‎شود. مجموعه راکتور، مولد بخار، پمپ اصلی و خطوط لوله ارتباط دهنده آن‎ها یک مدار بسته را تشکیل می‎دهند، که آن را مدار اول می‎نامند. در سوی دیگر مدار دوم وجود دارد. مولد بخار بعنوان یک دستگاه هم به مدار اول و هم به مدار دوم تعلق دارد. بنابراین مولد بخار، توربین بخار، سرد کتتده (condenser)، پمپ سرد کننده، گرمکن‎ها خطوط لوله ارتباط دهنده آن‎ها مدار دوم را تشکیل می‎دهد. در مدار دوم نیز آبی وجود دارد که با وارد شدن به مولد بخار و در گذر از اطراف لوله‎های حاوی آب مدار اول گرم می‎شود. و بواسطه این انتقال حرارت دمای آب مدار دوم به دمای جوش می‎رسد و به بخار تبدیل می‎شود. این بخار پس از خشک شدن وارد توربین بخار شده، کار روی پره‎های توربین و چرخاندن پره‎ها را انجام می‎دهد. بخار کارکرده از انتهای توربین راهی سرد کننده می‎شود، کندانس شده، توسط پمپ‎های سرد کننده از گرمکن‎های فشار ضعیف عبور می‎کند و سپس توسط پمپ‎های تغذیه از گرمکن‎های فشار قوی نیز می‎گذرد و نهایتا به مولد بخار بر می‎گردد. بدین ترتیب مدار دوم نیز یک چرخه بسته را طی می‎کند. چرخش پره‎های توربین توسط بخار منجر به چرخش محور متصل به ژنراتور گردیده و انرژی مکانیکی چرخش پره‎های توربین را به انرژی الکتریکی مبدل می‎سازد. تبدیل انرژی گرمایی بخار آب به انرژی مکانیکی چرخش پره‎های توربین و نهایتا کسب انرژی الکتریکی، همگی در توربوژنراتور صورت می‎گیرد. این نیروگاه هسته ای را اصطلاحا دو مداره می‎گویند. نیروگاه‎های هسته ای می‎توانند در ارتباط با نوع راکتور، نیروگاه‎های یک مداره، دو مداره یا سه مداره باشند. [7]
شکل 3-1 اصول کلی کار نیروگاه اتمی
3-2- قلب راکتور
در قلب نیروگاه هسته‌ای بوشهر، راکتور VVER-1000 ساخت روسیه به کار رفته است. این راکتور آب پرفشار که با آب سبک کار می‌کند و کارکرد تسلیحاتی ندارد، 1000 مگاوات توان دارد، طراحی آن در سال 1975 / 1354 انجام شده و استانداردهای ایمنی، کنترل خودکار و سازه این راکتور منطبق بر نسل سوم راکتورهای اروپای غربی است. در راکتورهای VVER-1000، قلب راکتور در استخر عظیمی‎از آب تحت فشار فرو رفته و محفظه فولادی عظیمی‎آن را در بر گرفته است. آب درون استخر در فشار 15 مگاپاسکال نگهداری می‌شود تا نتواند در بازه دمایی فعالیت راکتور که بین 220 تا 300 درجه سانتی‌گراد است، جوش بیاید. آب در اینجا هم نقش خنک‌کننده و هم نقش تعدیل‌کننده را ایفا می‌کند. نمای کلی این راکتور را می‌توانید در شکل 3-2 مشاهده کنید.

در این سایت فقط تکه هایی از این مطلب با شماره بندی انتهای صفحه درج می شود که ممکن است هنگام انتقال از فایل ورد به داخل سایت کلمات به هم بریزد یا شکل ها درج نشود

شما می توانید تکه های دیگری از این مطلب را با جستجو در همین سایت بخوانید

ولی برای دانلود فایل اصلی با فرمت ورد حاوی تمامی قسمت ها با منابع کامل

اینجا کلیک کنید

شکل 3-2 قلب راکتور VVER-1000
قلب راکتور VVER-1000، شامل 163 مجتمع سوخت، هر یک از مجتمع‎ها نیز دارای سیستم محافظت و کنترل، میله‎های کنترل یا زهر‎های مصرف شدنی مرتب می‎شوند. این قلب راکتور مطابق با طرح یک قلب در حال قدرت ساخته شده است. مجتمع‎های سوخت توسط قطعات انتهایی مجتمع در یک منشور شش گوشه در بخش نگه دارنده لوله و در ته خمره قلب داخلی راکتور از یکدیگر فاصله گرفته اند. جلوگیری از در رفتن و لرزش مجتمع‎های سوخت از طریق فشار الاستیکی فنر‎هایی که در بالای هر مجتمع سوخت قرار دارد و به سر بالای راکتور متصل است تضمین می‎شود. مشخصات فنی اصلی و شرایط راه اندازی قلب راکتور VVER-1000 (V-446) در جدول 3-1 نشان داده شده است.
مقادیرپارامتر‎ها3000 MeV
84800 m³/h
64000 m³/h
0. 144±0. 02 MPa
0. 113 MPa
5. 6 m/s
15. 7 MPa
17. 6 MPa
24. 5 MPa
19. 5 MPa
291 °‎C
321 °‎C
130 °‎C
3…4 سال
30000 ساعت
7000 ساعت
448 W/cm
75/1
30/1
2/1 … 4 ثانیه
02/0
1. 8 ×〖10〗^(-5) β_eff s^(-1)
0. 033 β_eff s^(-1)
≤0. 07 β_eff s^(-1)
0. 77 … 0. 87
0. 70 … 0. 85
1. 00 … 1. 20
120 °‎Cقدرت قلب حرارتی هدف
میزان جریان خنک کننده از راکتور
— با چهار دستگاه پمپ خنک کننده در حال کار
— با سه دستگاه پمپ خنک کننده در حال کار
اختلاف فشار قلب تحت شرایط اسمی‎
— با چهار دستگاه پمپ خنک کننده در حال کار
— با سه دستگاه پمپ خنک کننده در حال کار
متوسط سرعت خنک کننده در ورودی قلب
کل فشار خنک کننده در خروجی قلب با سه یا چهار دستگاه پمپ خنک کننده در حال کار
اسمی
هدف
فشار خنک کننده در طی تست آزمایشی اندازه گیری
برای قدرت
برای استحکام
دمای اسمی‎خنک کننده در طول عمل قدرت
در ورودی راکتور
در خروجی راکتور
بیشترین دمای خنک کننده در طی تست آزمایشی
زمان اسمی‎که مجتمع سوخت در قلب قرار دارد (عمر سوخت)
بیشترین زمان مجاز برای اقامت مجتمع سوخت در قلب
زمان موثر پرتوافکنی مجتمع بین سوخت گیری‎ها
بیشترین آهنگ حرارت خطی
انحراف از نسبت جوش هسته ای
با پارامتر‎های اسمی‎
با پارامتر‎های انحراف یافته از مقادیر اسمی‎
زمانی که میله‎های کنترل در راکتور پایین می‎رود
سرعت حرکت میله جاذب سیستم محافظت و کنترل تحت شرایط بارگزاری اسمی
آهنگ راکتیویته اضافی با گروه کنترل سیستم محافظت و کنترل
بیشترین آهنگ راکتیویته اضافی در طی کار تمام میله جاذب سیستم محافظت و کنترل تحت
مقصود
محدود
ارزش انتگرالی گروه‎های کنترلی میله جاذب سیستم محافظت و کنترل تحت
برای گروه 10
برای گروه 9
برای گروه 8
کمترین دما در راکتور که در حالت زیر بحرانی که در طی خنک سازی قرار می‎گیرد تا در صحت آنالیز پذیرفته شود.
مشخصات اصلی هندسی قلب راکتور VVER-1000 در جدول 3-2 زیر داده شده است:
مقادیرپارامتر‎ها163 مجتمع
121 میله
85 میله
103 میله
42 میله
18 میله
4/14 m²
3/16 m
0/236 m
3/53 mتعداد مجتمع‎های سوخت در قلب
تعداد میله‎های کنترل متحرک
تعداد میله جاذب سیستم محافظت و کنترل تحت
برای شارژ سوخت اولیه
برای شارژ سوخت پایا
تعداد مجتمع‎های سوخت با زهر‎های مصرف شدنی
برای شارژ سوخت اولیه
برای شارژ سوخت پایا
مساحت گردش قلب
قطر معادل قلب

دسته بندی : پایان نامه ارشد

پاسخ دهید