ورود به حساب ثبت نام جدید فراموشی کلمه عبور
برای ورود به حساب کاربری خود، نام کاربری و کلمه عبورتان را در زیر وارد کرده و روی «ورود به سایت» کلیک کنید.





اگر فرم ورود برای شما نمایش داده نمیشود، اینجا را کلیک کنید.









اگر فرم ثبت نام برای شما نمایش داده نمی‌شود، اینجا را کلیک کنید.









اگر فرم بازیابی کلمه عبور برای شما نمایش داده نمی‌شود، اینجا را کلیک کنید.





کاربران برچسب زده شده

نمایش نتایج: از 1 به 8 از 8
  1. #1
    2006/03/24
    ECA
    2,422
    220

    نيروگاه هاي هسته اي

    طراحی یک رآکتور




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

    انواع رآکتورهای گرمایی
    در در رآکتورهای 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 رآکتور نیز وجود دارند. البته بسته به این که این رآکتورها از کانالهای سوخت فشرده شده، مخزن بزرگ بخار یا خنک کننده گازی استفاده کنند، می*توان آنها را به سردسته تقسیم کرد.
    الف - کانالهای تحت فشار در رآکتورهای RBMK و CANDU استفاده می*شوند و می*توان آنها را در حال کارکردن رآکتور، سوخت رسانی کرد.
    ب - مخزن بخار پرفشار داغ، رایج ترین نوع رآکتور است و در اغلب نیروگاههای هسته ای و رآکتورهای دریایی ( کشتی، ناوهواپیمابر یا زیردریایی ) از آن استفاده می*شود. این مخزن می*تواند به عنوان لایه حفاظتی نیز عمل کند.
    ج - خنک سازی گازی: در این رآکتورها به جای آب، از یک سیال گازی شکل برای خنک کردن رآکتور استفاده می*شود. این گاز در یک چرخه گرمایی با منبع حرارتی راکتور قرار می*گیرد و معمولاً از هلیوم برای آن استفاده می*شود، هر چند که نیتروژن و دی اکسید کربن نیز کاربرد دارند. در برخی رآکتورهای جدید، رآکتور به قدری گرما تولید می*کند که گاز خنک کن می*تواند مستقیما یک توربین گازی را بچرخاند، در حالی که در طراحی های قدیمی تر گاز خنک کن را به یک مبدل حرارتی می*فرستادند 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 رآکتور 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 می*شود که این ساختمان به عنوان یک سد حفاظتی در برابر تابش رادیواکتیو عمل می*کند. این ساختمان هم درون یک مخزن بزرگتر فولادی قرار می*گیرد. هسته رآکتور و تجهیزات مرتبط با آن درون این مخزن فولادی قرار گرفته اند و کارکنان می*توانند 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 می*شود. 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.

    رآکتورهای هسته ای طبیعی
    در طبیعت هم می*توان نشانه هایی از رآکتور 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 رآکتور هسته ای طبیعی دو میلیارد سال پیش در منطقه اوکلو در کشور گابون ( قاره آفریقا ) فعالیتش را آغاز کرده است. البته دیگر چنین رآکتورهایی روی زمین شکل نمی گیرند، زیرا واپاشی رادیواکتیو این مواد ( به خصوص U-235 ) در این زمان طولانی 5/4 میلیارد ساله ( سن زمین )، فراوانی U-235 را در منابع طبیعی این رآکتورها بسیار کاهش داده است، به طوری که مقدار آن به پایین تر از حد مورد نیاز آغاز یک واکنش زنجیره ای رسیده است.
    این رآکتورهای 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 می*شد و رآکتور خاموش شد. پس از مدتی، این بخارها به مایع تبدیل می*شدند و دوباره رآکتور به راه می*افتاد. این سیستم خودکار و بسته، یک رآکتور را کنترل می*کرد و برای صدها هزار سال، این رآکتور را فعال نگاه می*داشت.
    مطالعه و بررسی این رآکتورهای هسته ای طبیعی بسیار ارزشمند است، زیرا می*تواند به تحلیل چگونگی حرکت مواد رادیواکتیو در پوسته زمین کمک کند. اگر زمین شناسان بتوانند را از این حرکت*ها را شناسایی کنند، می*توانند 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 سازی با گرافیت:
    a- ماگنوس Magnox
    b- رآکتور پیشرفته با خنک کنندی گازی Advanced Gas-Coaled Reactor (AGR)
    c- RBMK
    d- PBMR

    ج - کند کنندگی با آب سنگین:
    a - SGHWR
    b - CANDU

    رآکتور آب تحت فشار، PWR
    رآکتور 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 می*کند. در یک PWR، مدار خنک اولیه از آب تحت فشار استفاده می*کند. آب تحت فشار، در دمایی بالاتر از آب معمولی به جوش می*آید، از این دوچرخه خنک ساز اولیه را به گونه ای طراحی می*کنند 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 می*کند. دراین چرخه آب جوش می*آید و بخار داغ تشکیل می*شود، بخار داغ یک توربین بخار را می*چرخاند، توربین هم یک ژنراتور و در نهایت ژنراتور، انرژی الکتریکی تولید می*کند.
    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 رآکتور، رایج ترین نوع رآکتورهای هسته ای است و در حال حاضر، بیش از 230 عدد از آنها در نیروگاههای هسته ای تولید برق و صدها رآکتور دیگر برای تأمین انرژی تجهیزات دریایی مورد استفاده قرار می*گیرند.

    خنک کننده
    همان طور که می*دانید، برخورد نوترونها با سوخت هسته ای درون میله های سوخت، موجب شکافت هسته اتمها می*شود و این فرآیند هم به نوبه خود، گرما و نوترونهای بیشتری آزاد می*کند. 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 می*دهند. ) در PWR، میله های سوخت به صورت یک دسته در ساختاری، ترسیمی قرار گرفته اند و آب از کف رآکتور به بالا جریان پیدا می*کند. آب از میان این میله های سوخت عبور می*کند و به شدت گرم می*شود، به طوری که به دمای 325 درجه سانتی گراد می*رسد. درمبدل حرارتی، این آب داغ موجب داغ شدن آب در چرخه دوم می*شود و بخاری با دمای 270 درجه سانتی گراد تولید می*کند 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 450 درجه سانتی گراد دارد.
    در یک PWR، نوترونها در پی برخورد با مولکولهای آب خنک ساز، انرژی جنبشی خود را از دست می*دهند؛ به طوری که پس از 8 تا 10 برخورد ( البته به طور متوسط ) با محیط هم دما می*شوند. در این حالت، احتمال جذب نوترونها از سوی هسته U-235 بسیار زیاد است ودر صورت جذب، بالافاصله هسته U-236 جدید دچار شکافت می*شود.
    مکانیسم حساسی که هر رآکتور هسته ای را کنترل می*کند، سرعت آزاد سازی نوترونها در طول یک فرآیند شکافت است به طور متوسط از هر شکافت، دونوترون و مقدار زیادی انرژی آزاد می*شود. نوترونهای آزاد شده اگر با هسته U-235 دیگری برخورد کنند، شکافت دیگری را سبب می*شوند و در نهایت یک واکنش زنجیره ای روی می*دهد. اگر تمام این نوترونها در یک لحظه آزاد شوند، تعدادشان به قدری زیاد می*شود که باعث ذوب شدن راکتور خواهد شد. ( تعداد ذرات پر انرژی، دمای یک سیستم را تعیین می*کند. معادله بوتنرمن، این ارتباط را توصیف می*کند. ) خوشبختانه برخی از این نوترونها پس از یک بازه زمانی نه چندان کوتاه ( حدود یک دقیقه ) تولید می*شوند و سبب می*شوند 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 می*یابد. در حالت عادی، آب در فشار 150 برابر فشار یک اتمسفر قرار دارد ( حدود 15 مگا پاسکال ) و در قلب رآکتور به دمای 325 درجه سانتی گراد می*رسد. درست است که آب با فشار پانزده مگا پاکسال در این دما جوش نمی آید، ولی به شدت از خاصیت کند کنندگی اش کاسته می*شود، بنابراین آهنگ واکنش شکافت هسته ای کاهش می*یابد، حرارت کمتری تولید می*شود و دما پایین می*آید. دما که کاهش یابد، توان رآکتور افزایش می*یابد و دما که افزایش یابد توان راکتور کاهش می*یابد؛ پس خود سیستم PWR دارای یک سیستم خود تعادلی در رآکتور است و تضمین می*کند 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 می*کنند 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، می*توان 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 15 مگا پاسکال از چرخه خارج می*کند، 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 می*شود و حرارت زیادی آزاد می*شود که می*تواند 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 رآکتور آب جوشان، از آب سبک استفاده می*شود. 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 می*آید. فشار آب در BWR کمتر از PWR است، به طوری که در بیشترین مقدار به 75 برابر فشار جو می*رسد ( 5/7 مگا پاسکال ) و بدین ترتیب آب در دمای 285 درجه سانتی گراد به جوش می*آید.
    رآکتور BWR به شکلی طراحی شده که بین 12 تا 15 درصد آب درون قلب رآکتور به شکل بخار در قسمت بالای آن قرار می*گیرد. بدین ترتیب عملکرد بخش بالایی و پایینی هسته رآکتور با هم تفاوت دارند. در بخش بالایی قلب رآکتور، کند سازی کمتری صورت می*گیرد 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 70 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 می*شود. بالا بردن میله های سوخت دقیقاً نتیجه معکوس می*دهد.
    ب - تغییرات جریان آب درون رآکتور، زمانی برای کنترل رآکتور مورد استفاده قرار می*گیرد که راکتور بین 70 تا صد درصد توان خود کار می*کند. اگر جریان آب درون رآکتور افزایش یابد، حباب های بخار در حال جوش سریع تر از قلب راکتور خارج می*شوند و آب درون قلب رآکتور بیشتر می*شود. 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 رآکتور، حباب*ها بیشتر در رآکتور باقی می*مانند، سطح آب کاهش می*یابد و به دنبال آن کندسازی نوترونها و جذب نوترون هم کاهش می*یابد و در نهایت توان رآکتور کاهش می*یابد.
    بخار تولید شده در قلب رآکتور از شیرهای جدا کننده بخار و صفحات خشک کن ( برای جذب هر گونه قطرات آب داغ ) عبور می*کند و مستقیماً به سمت توربین های بخار که بخشی از مدار رآکتور محسوب می*شوند، می*رود. 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 می*دهد و نیمه عمرش تنها 7 ثانیه است )، بنابراین مدت کوتاهی پس از خاموش شدن رآکتور می*توان به قسمت توربین وارد شد.
    در رآکتور BWR، افزایش نسبت بخار آب به آب مایع درون رآکتور موجب کاهش گرمای خروجی می*شود. با این حال، یک افزایش ناگهانی در فشار بخار، سبب بروز یک کاهش ناگهانی در نسبت بخار به آب مایع درون رآکتور می*شود که خود، سبب افزایش توان خروجی می*شود. 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 می*شود. خوبی این سیستم این است که اسید اوریک، یک خورنده قوی است و معمولا در PWR سبب می*شود تلفات ناشی از خوردگی قابل توجه باشد. در بدترین شرایط اضطراری که تمام سیستم های امنیتی از کار افتاد، هر رآکتور به وسیله یک ساختمان حفاظتی از محیط اطراف جدا شده است. در یک رآکتور BWR جدی، حدود 800 دسته واحد سوخت قرار می*گیرد و در هر دسته بین 74 تا 100 میله سوخت قرار می*گیرد. این چنین حدود 140 تن اورانیوم در قلب رآکتور ذخیره می*شود.

    • رآکتور D2G
    رآکتور هسته ای D2G را می*توان در تمام ناوهای دریایی ایالات متحده می*توان پیدا کرد. D2G مخفف عبارت زیراست:
    رآکتور ناو جنگی D=Destroyer-sized reactor
    نس دوم 2=Second Geneation
    ساخت جنرال الکتریک G= General - Electric built
    بدین ترتیب، D2G را می*توان مخفف این عبارت دانست: رآکتور هسته ای نسل دوم ویژه ناوهای جنگی ساخت جنرال الکتریک. این رآکتور برای تولید حداکثر 150 مگا وات انرژی الکتریکی و عمر مفید 15 سال مصرف معمولی طراحی شده است.
    در این رآکتور، برای مخزن بخار دو رآکتور وجود دارد و طوری طراحی شده که بتوان هر دو اتاق توربین را با یک رآکتور به راه انداخت. اگر هر دو رآکتور فعال باشند، ناو به سرعت 32 گره می*رسد. اگر یک رآکتور فعال باشد و توربین*ها متصل به هم باشند، سرعت ناو به 25 تا 27 گره خواهد رسید و اگر فقط یک رآکتور فعال باشد ولی توربین*ها جدا باشند، سرعت فقط 15 گره خواهد بود.

    مهمان عزیز شما حق دیدن لینک ها را ندارید

    عضویت

    مهمان عزیز شما حق دیدن لینک ها را ندارید

    عضویت

    مهمان عزیز شما حق دیدن لینک ها را ندارید

    عضویت

    مهمان عزیز شما حق دیدن لینک ها را ندارید

    عضویت


  2. #2
    2006/03/24
    ECA
    2,422
    220

    شکافت هسته اي

    شکافت هسته ای
    اگر نوترون منفردی به یک قطعه ایزوتوپ 235U نفوذ کند، در اثربرخورد به هسته اتم 235U ، اورانیوم به دو قسمت شکسته می*شود که اصطلاحا شکافت هسته*ای نامیده می*شود.

    مقدمه

    در واکنشهای شکافت هسته*ای مقادیر زیادی نیز انرژی آزاد می*گردد (در حدود 200Mev)، اما مسئله مهمتر اینکه نتیجه شکستن هسته 235U ، آزادی دو نوترون است که می*تواند دو هسته دیگر را شکسته و چهار نوترون را بوجود آورد. این چهار نوترون نیز چهار هسته 235U را می*شکند. چهار هسته شکسته شده تولید هشت نوترون می*کنند که قادر به شکستن همین تعداد هسته اورانیوم می*باشند. سپس شکست هسته*ای و آزاد شدن نوترونها بصورت زنجیروار به سرعت تکثیر و توسعه می*یابد. در هر دوره تعداد نوترونها دو برابر می*شود، در یک لحظه واکنش زنجیری خود بخودی شکست هسته*ای شروع می*گردد. در واکنشهای کنترل شده هسته*ای تعداد شکست در واحد زمان و نیز مقدار انرژی بتدریج افزایش یافته و پس از رسیدن به مقداری دلخواه ثابت نگهداشته می*شود.

    انرژی شکافت هسته*ای

    کشف انرژی هسته*ای در جریان جنگ جهانی دوم صورت گرفت و اکنون برای شبکه برق بسیاری از کشورها هزاران کیلو وات تهیه می کند (نیروگاه هسته ای). بحران انرژی بر اثر بالارفتن قیمت نفت در سال 1973 استفاده از انرژی شکافت هسته*ای بیشتر وارد صحنه کرد. در حال حاضر ممالک اروپایی انرژی هسته*ای را تنها انرژی می*داند. که می*تواند در اکثر موارد جایگزین نفت شود. استفاده از انرژی شکافت هسته*ای که بر روی یک ماده قابل احتراق کانی که بصورت محدود پایه گذاری می*شود. برای سایر کشورها خطرات بسیار دارد در حال حاضر تولید الکتریسته با استفاده از شکافت هسته*ای کنترل شده به میزان زیادی توسعه یافته و مورد قبول واقع شده است. تولید انرژی هسته*ای در کشورهای توسعه یافته بخش مهمی از طرح انرژی ملی را تشکیل می*دهد.

    انرژی بستگی هسته*ای

    می*توان تصور کرد که جرم هسته ، M ، با جمع کردن Z (تعداد پروتونها) ضربدر جرم پروتون و N تعداد نوترونها ضربدر جرم نوترون بدست می*آید.




    M = Z×Mp + N×Mn

    از طرف دیگر M همیشه کمتر از مجموع جرمهای تشکیل دهنده*های منزوی هسته است. این اختلاف به توسط فرمول انیشتین توضیح داده می*شود که رابطه بین جرم و انرژی هم ارزی جرم و انرژی را برقرار می*سازد. اگر یک دستگاه مادی دارای جرم باشد در این صورت دارای انرژی کلی E است. E = M C2 که در آن C سرعت نور در خلا و M جرم کل هسته مرکب از نوکلئونها و E مقدار انرژیی است که در اثر فروپاشی جرم M تولید می*شود. بنابر این اصول انرژی هسته*ای بر آزاد سازی انرژی پیوندی هسته استوار است. هر سیستمی که دارای انرژی پیوندی بیشتر باشد پایدار می*باشد. در واقع جرم مفقود شده در واکنشهای هسته*ای طبق فرمول E = M C2 به انرژی تبدیل می*شود. پس انرژی بستگی اختلاف جرم هسته و جرم نوکلئونهای تشکیل دهنده آن است، که معرف کاری است که باید انجام شود تا نوکلئونها از هم جدا شوند.

    مواد شکافتنی

    مواد ناپایدار برای اینکه به پایداری برسند، انرژی گسیل می*کنند تا به حالت پایدار برسد. معمولا عناصری شکافت پذیر هستند که جرم اتمی آنها بالای 150 باشد ،235U و 238U در معادن یافت می*شود. 99.3 درصد اورانیوم معادن 238U می*باشد.و تنها 7% آن 235U می*باشد. از طرفی 235U با نوترونهای کند پیشرو واکنش نشان می*دهد. 238Uتنها با نوترونهای تند کار می*کند، البته خوب جواب نمی*دهد. بنابر این در صنعت در نیروگاههای هسته*ای 235U به عنوان سوخت محسوب می*شود. ولی به دلایل اینکه در طبیعت کم یافت می*شود. بایستی غنی سازی اورانیوم شود، یعنی اینکه از 7 درصد به 1 الی 3 درصد برسانند.

    شکافت 235U

    در این واکنش هسته*ای وقتی نوترون کند بر روی 235U برخورد می کند به 236U تحریک شده تبدیل می*شود. نهایتا تبدیل به باریوم و کریپتون و 3 تا نوترون تند و 177 Mev انرژی آزاد می*شود. پس در واکنش اخیر به ازای هر نوکلئون حدود 1 Mev انرژی آزاد می*شود. در واکنشهای شیمیایی مثل انفجار به ازای هر مولکول حدود 30 Mev انرژی ایجاد می*شود. لازم به ذکر است در راکتورهای هسته*ای که با نوترون کار می*کند، طبق واکنشهای به عمل آمده 2 الی3 نوترون سریع تولید می*شود. حتما این نوترونهای سریع باید کند شوند.

    منبع http://daneshnameh.roshd.ir

    مهمان عزیز شما حق دیدن لینک ها را ندارید

    عضویت

    مهمان عزیز شما حق دیدن لینک ها را ندارید

    عضویت

    مهمان عزیز شما حق دیدن لینک ها را ندارید

    عضویت

    مهمان عزیز شما حق دیدن لینک ها را ندارید

    عضویت


  3. #3
    2005/12/12
    T A B R I Z
    212
    1

    پاسخ : نيروگاه هاي هسته اي

    آقا فرشاد لطف كنيد در مورد نيروگاه هاي هسته اي نسل چهارم نيز توضيحي بدهيد
    در ضمن نيروگاهك بوشهر نسل چندم است :question:
    [move]

    [size=23pt]
    URMO LAKE IS [s]THIRSTY[/s] DEAD
    [/size]
    [/move]
  4. #4
    2006/03/24
    ECA
    2,422
    220

    پاسخ : نيروگاه هاي هسته اي

    دوست عزيز من هم مثل شما !!
    با كمال تاسف ، در مورد نيروگاههاي هسته اي خيلي خيلي خيلي كم مطالب وجود داره ( حتي به زبانهاي ديگه ! ) تا اونجا هم كه من مي دونم و فكر مي كنم مال ايران همون نسل اوله !!
    قرار دادش مال قبل انقلابه و يه نمه ساختن و بعد از اون موند تا الان !!

    من خودم علاقه شديدي به تجهيزات داخلي اونا دارم !! مثل سانتريفيوژ !! اگر مطلبي بود حتما اينجا مي زارم تا بقيه دوستان هم استفاده بكنند

    مهمان عزیز شما حق دیدن لینک ها را ندارید

    عضویت

    مهمان عزیز شما حق دیدن لینک ها را ندارید

    عضویت

    مهمان عزیز شما حق دیدن لینک ها را ندارید

    عضویت

    مهمان عزیز شما حق دیدن لینک ها را ندارید

    عضویت


  5. #5
    2005/12/12
    T A B R I Z
    212
    1

    پاسخ : نيروگاه هاي هسته اي

    [move]

    [size=23pt]
    URMO LAKE IS [s]THIRSTY[/s] DEAD
    [/size]
    [/move]
  6. #6
    2007/05/26
    5
    0

    پاسخ : نيروگاه هاي هسته اي

    نقل قول نوشته اصلی توسط farshad
    با كمال تاسف ، در مورد نيروگاههاي هسته اي خيلي خيلي خيلي كم مطالب وجود داره ( حتي به زبانهاي ديگه ! ) تا اونجا هم كه من مي دونم و فكر مي كنم مال ايران همون نسل اوله !!
    قرار دادش مال قبل انقلابه و يه نمه ساختن و بعد از اون موند تا الان !!

    من خودم علاقه شديدي به تجهيزات داخلي اونا دارم !! مثل سانتريفيوژ !! اگر مطلبي بود حتما اينجا مي زارم تا بقيه دوستان هم استفاده بكنند
    كاملاً درسته. اطلاعات خيلي كمه. چون اين تكنولوژي با وجود گذشت 60 سال ازش هنوز استراتژيك به شمار مياد. اما يه چيزي. خودتون بهتر از من ميدونين كه ساختار نيروگاه هسته اي همون ساختار نيروگاه بخاره كه فقط سوخت اون عوض شده. وگرنه همون بخار سوپرهيت هستش كه توربين رو مي چرخونه. بنابراين براي ما برقيها با نيروگاه بخار خيلي فرق نداره. سانتريفيوژ هم مربوط به غني سازي اورانيومه كه هيچ ربطي به خود نيروگاه نداره. ولي من شنيدم كه واقعاً دستگاه خفنيه. من 30000 دور در دقيقه رو شنيدم. البته راست و دروغش گردن گوينده. اما اگه بخواي شايد بتونم يه اطلاعاتي در مورد دستگاهش برات در بيارم.
  7. #7
    2006/03/24
    ECA
    2,422
    220

    پاسخ : نيروگاه هاي هسته اي

    همون 30000 دورشه كه شديد ذهن آدموبه خودش مشغول مي كنه !
    من مطلبي براش گير نياوردم ، اگر مطلبي از ساختار داخلي اون و طرز كارش بتونين بزارين خيلي خيلي ممنون يم شم ( و خيلي هاي ديگه ! )

    حت يمن شنيدم كه اونارو يه بار روشن مي كنن و تمام ! تا آخر عمرشون ديگه خاموش نميشن !

    مهمان عزیز شما حق دیدن لینک ها را ندارید

    عضویت

    مهمان عزیز شما حق دیدن لینک ها را ندارید

    عضویت

    مهمان عزیز شما حق دیدن لینک ها را ندارید

    عضویت

    مهمان عزیز شما حق دیدن لینک ها را ندارید

    عضویت


  8. #8
    2012/09/23
    7
    0

    پاسخ : نيروگاه هاي هسته اي

    مقدمه:

    نیروگاه اتمی در واقع یک بمب اتمی است که به کمک میلهآ*های مهارکننده و خروج دمای درونی بوسیله مواد ‏خنک کننده مثل آب و گاز ، تحت کنترل در آمده است. اگر روزی این میلهآ*ها و یا پمپهای انتقال دهنده مواد ‏خنک کننده وظیفه خود را درست انجام ندهند، سوانح متعددی بوجود میآ*آید و حتی ممکن است نیروگاه نیز ‏منفجر شود، مانند فاجعه نیروگاه چرنوبیل شوروی سابق.

    دید کلی:

    طی سالهای گذشته اغلب کشورها به استفاده از این نوع انرژی هستهآ*ای تمایل داشتند و حتی دولت ایران 15 ‏نیروگاه اتمی به کشورهای آمریکا ، فرانسه و آلمان سفارش داده بود.

    ولی خوشبختانه بعد از وقوع دو حادثه ‏مهمتری میل آیلند (Three Mile Island) در 28 مارس 1979 و فاجعه چرنوبیل (Tchernobyl) در روسیه ‏در 26 آوریل 1986، نظر افکار عمومی نسبت به کاربرد اتم برای تولید انرژی تغییر کرد و ترس و وحشت از ‏جنگ اتمی و به خصوص امکان تهیه بمب اتمی در جهان سوم، کشورهای غربی را موقتا مجبور به تجدید نظر در ‏برنامهآ*های اتمی خود کرد.
    ساختار نیروگاه اتمی:

    نیروگاه اتمی از مواد مختلفی شکل گرفته است که همه آنها نقش اساسی و مهم در تعادل و ادامه حیات آن را دارند. ‏این مواد عبارتند از:
    ماده سوخت

    ماده سوخت متشکل از اورانیوم طبیعی ، اورانیوم غنی شده ، اورانیوم و پلوتونیوم است. که سوختن اورانیوم بر ‏اساس واکنش شکافت هستهآ*ای صورت میآ*گیرد.‏


    نرم کنندهآ*ها

    ‎‏نرم کنندهآ*ها موادی هستند که برخورد نوترون های حاصل از شکست با آنها الزامی است و ‏برای کم کردن انرژی این نوترون ها به کار می روند. زیرا احتمال واکنش شکست پی در پی به ازای ‏نوترون های کم انرژی بیشتر می شود. آب سنگین (D2O) یا زغال سنگ (گرافیت) به عنوان نرم کننده نوترون ‏بکار برده میآ*شوند.‏


    میلهآ*های مهارکننده

    این میلهآ*ها از مواد جاذب نوترون درست شدهآ*اند و وجود آنها در داخل راکتور اتمی ‏الزامی است و مانع افزایش ناگهانی تعداد نوترونها در قلب راکتور میآ*شوند. اگر این میلهآ*ها کار اصلی خود را ‏انجام ندهند، در زمانی کمتر از چند هزارم ثانیه قدرت راکتور چند برابر شده و حالت انفجاری یا دیورژانس ‏راکتور پیش میآ*آید. این میله ها می توانند از جنس عنصر کادمیم و یا بور باشند.‏


    مواد خنک کننده یا انتقال دهنده انرژی حرارتی

    این مواد انرژی حاصل از شکست اورانیوم را به خارج ‏از راکتور انتقال داده و توربینهای مولد برق را به حرکت در می آورند و پس از خنک شدن مجدداً به داخل ‏راکتور برمی گردند. البته مواد در مدار بسته و محدودی عمل می کنند و با خارج از محیط رآکتور تماسی ندارند. ‏این مواد می توانند گاز CO2 ، آب ، آب سنگین ، هلیوم گازی و یا سدیم مذاب باشند.‏
    طرز کار نیروگاه اتمی:

    عمل سوختن اورانیوم در داخل نیروگاه اتمی متفاوت از سوختن زغال یا هر نوع سوخت فسیلی دیگر است. در ‏این پدیده با ورود یک نوترون کم انرژی به داخل هسته ایزوتوپ 235U عمل شکست انجام می گیرد و ‏انرژی فراوانی تولید می کند. بعد از ورود نوترون به درون هسته اتم ، ناپایداری در هسته به وجود آمده و بعد از ‏لحظه بسیار کوتاهی هسته اتم شکسته شده و تبدیل به دو تکه شکست و تعدادی نوترون میآ*شود.

    بطور متوسط تعداد نوترونها به ازای هر 100 اتم شکسته شده 247 عدد است و این نوترونها اتمهای ‏دیگر را میآ*شکنند و اگر کنترلی در مهار کردن تعداد آنها نباشد واکنش شکست در داخل توده اورانیوم به ‏صورت زنجیرهآ*ای انجام میآ*شود که در زمانی بسیار کوتاه منجر به انفجار شدیدی خواهد شد. در واقع ورود ‏نوترون به درون هسته اتم اورانیوم و شکسته شدن آن توام با انتشار انرژی معادل با ‏‎ Mev‎‏200 میلیون الکترون ‏ولت است.

    جهت مطالعه ادامه مطلب به لینک زیر مراجعه نمایید:
    http://www.elmicro.ir/index.php/sundry/knowledg/technology/57-2012-09-23-15-02-53
نمایش نتایج: از 1 به 8 از 8

موضوعات مشابه

  1. نيروگاه هاي توليدكننده برق
    توسط hosein-eghbali در انجمن مفاهیم پایه برق و الکترونیک
    پاسخ: 1
    آخرين نوشته: 2012/07/14, 18:41
  2. سوال در مورد ارت نيروگاه
    توسط Heyran در انجمن حفاظت سیستمهای قدرت
    پاسخ: 7
    آخرين نوشته: 2009/04/26, 18:58
  3. نيروگاه بادي
    توسط فرشاد اکرمی در انجمن توليد
    پاسخ: 9
    آخرين نوشته: 2006/12/15, 00:26
  4. نيروگاه حرارتي
    توسط فرشاد اکرمی در انجمن توليد
    پاسخ: 0
    آخرين نوشته: 2006/09/25, 01:32
  5. نيروگاه هسته اي
    توسط فرشاد اکرمی در انجمن توليد
    پاسخ: 1
    آخرين نوشته: 2006/08/29, 20:43

کلمات کلیدی این موضوع

علاقه مندي ها (Bookmarks)

علاقه مندي ها (Bookmarks)

مجوز های ارسال و ویرایش

  • شما نمیتوانید موضوع جدیدی ارسال کنید
  • شما امکان ارسال پاسخ را ندارید
  • شما نمیتوانید فایل پیوست کنید.
  • شما نمیتوانید پست های خود را ویرایش کنید
  •