سمینار ارشد مهندسی برق کنترل نیروگاه گازی با استفاده از DCS

اختصاصی از یارا فایل سمینار ارشد مهندسی برق کنترل نیروگاه گازی با استفاده از DCS دانلود با لینک مستقیم و پرسرعت .

 دانلود سمینار ارشد مهندسی برق کنترل نیروگاه گازی با استفاده از  DCS با فرمت PDF تعداد صفحات 114

این سمینار جهت ارایه در مقطع کارشناسی ارشد طراحی وتدوین گردیده است وشامل کلیه مباحث مورد نیاز سمینارارشد این رشته می باشد.نمونه های مشابه این عنوان با قیمت های بسیار بالایی در اینترنت به فروش می رسد.گروه تخصصی مااین سمینار رابا  قیمت ناچیزی جهت استفاده دانشجویان عزیز در رابطه با منبع اطلاعاتی در اختیار شما قرار می دهد.حق مالکیت معنوی این اثر    مربوط به نگارنده است وفقط جهت استفاده ازمنابع اطلاعاتی وبالا بردن سطح علمی شما دراین سایت ارایه گردیده است.          

تحقیق/مقاله آماده رشته برق درباره نیروگاه سد کارون 3 با فرمت ورد(word)

اختصاصی از یارا فایل تحقیق/مقاله آماده رشته برق درباره نیروگاه سد کارون 3 با فرمت ورد(word) دانلود با لینک مستقیم و پرسرعت .

نیروگاه کارون 3 دارای ژنراتور سنکرون با محور عمودی است . بخش قظعات مورد نیاز این پروژه توسط شرکت های داخلی مانند ماشین سازی اراک و پارس ژنراتور و هدکو تحت نظارت و پشتیبانی شرکت اتریشی ساخته شده است که بیشر 90 درصد قطعات ساخته شده ساخت داخل بوده که 10 درصد باقی مانده به دلیل تکنیک در مراحل ساخت از اتریش وارد شده است. ژنراتور خود دارای دو بخش عمده و اساسی می باشد یکی روتور و دیگری استاتور قطر روتور در این نیروگاه 2/9 متر بوده و قطر استاتور 13 متر بوده است که به طور کلی ارتفاع کلی 8/7 متر می باشد. میدان مغناطیسی در روتور ایجاد شده و در شین های استاتور القا می شود و از طریق باسداکت ها به ترانسفورماتور منتقل می شود. محور رابط ارتباط بین رانر توربین و روتور را بر عهده دارد عمل تثبیت موقعیت توسط یاتاقان اصلی صورت می گیرد که روغن ریزی اصطحکاک بین سطوح و سطح را کاهش می دهد این روغن ها بوسیله رادیاتور های خنک کننده توسط آب خنک میشود به دلیل اندازه بزرگ و وزن زیاد عمل مونتاژ در خود نیروگاه انجام می گیرد.

کلمات کلیدی :  ترانسفورماتور ، باسداکت ، ولتاژ القا شده ، ژنراتور آبی، ژنراتور سنکرون ،هیدروژنراتور سنکرون عمودی ،  سیستم تهویة ژنراتور، نصب فن محوری بر روی شفت ژنراتور، نصب فن شعاعی بر روی محور روتور، فن موتوری، سیســـتم ترمز مکانیکی ، سگمنت ترمز، سیستم روانکاری هیدرواستاتیک، مـــوتور پمپ   ، یاتاقان کف گرد ، سگمنت تراست بیرینگ ، روتور هاب، استاتور فریم یا قاب استاتور، سیم پیچ استاتور، دمپر

افزایش کارایی نیروگاه گازی توسط خنک سازی ورودی (fogging)

اختصاصی از یارا فایل افزایش کارایی نیروگاه گازی توسط خنک سازی ورودی (fogging) دانلود با لینک مستقیم و پرسرعت .

افزایش کارایی نیروگاه گازی توسط خنک سازی ورودی (fogging)

245 صفحه در قالب word

فهرست

فصل اول  -  انواع نیروگاهها1
نیروگاه آبی1
نیروگاه بخاری5
نیروگاه هسته ای11
نیروگاه  اضطراری16
نیروگاه گازی17

فصل دوم - ساختمان توربین گازی25
کمپرسور25
محفظه احتراق28
توربین36

فصل سوم - تعریف مسأله و ضرورت خنک کردن هوای ورودی کمپرسور  39
سیستمهای خنک کننده تبخیری42
1-سیستم air washer43
2-سیستم خنک کننده media43
3-سیستم فشار قوی fog44
سیستمهای خنک کننده برودتی46
1-چیلرهای تراکمی46
2-چیلرهای جذبی47
سیستمهای ذخیره سازی سرما49

فصل چهارم 51
سیستم تماس مستقیم53
سیستم غیر تماسی54
خنک سازی تبخیری به وسیله فاگینگ(مه پاشی54
تولید fog61
توزیع اندازه ذرات61
ملاحظات خوردگی در کمپرسورهای توربین گاز61
نحوه توزیع fog-فاکتور موثر بر تبخیر62
سیستم کنترل63
مکان نازلها در توربین گازی64
کیفیت اب مصرفی65
نمودار رطوبت سنجی پاشش ورودی66
شرایط محیطی و قابلیت کاربرد پاشش fog در ورودی 68
اسیب FOD69

موارد یخ زدگی70
تحریک کمپرسور70
تغییر شکل حرارتی ورودی71
مسایل مربوط به خراب شدن71
خوردگی در مجرای ورودی72
فرسودگی روکش کمپرسور73
انتخاب سیستم مناسب74.
بررسی اقتصادی74
 خنک سازی هوای دهانة ورودی - ویژگی طراحی و عوامل اقتصادی83
امور اقتصادی و مالی (تأمین بودجه94
راه حل  b/o /o در polar works95
سرمایه گذاری بلند مدت در مقابل سرمایه گذاری کوتاه مدت 101
راهکار POLAR WORKS110
مقایسه تکنولوژی فاگینگ در مقابل سیستم POLAR113
ظرفیت و گنجایش اضافی و عوامل اقتصادی و اعتباری آن 128
 ارزیابی بهینه سازی پروژه های نیروی جدید با خنک کردن هوای ورودی به توربین گازی128
سیستم خنک کننده مهی با روش نوری برای توربین گازی157
خنک سازی دهانه هوا برای توربینهای گازی با سیستم optiguide160
تزریق  swirl flashبرای بهبود کارکرد نیروگاه167

فصل پنجم 186
راه هوشمندانه‌ای برای رسیدن به قدرت بیشتر از یک توربین گازی وجود دارد
چکیده مطالب187
خنک سازی ورودی190
مه پاشی((fogging191
اثر فاگینگ در نیروگاه قم197
پیوست235
منابع 241  

فصل اول

انواع نیروگاهها:

            نیروگاههایی که به منظور تولید انرژی الکتریکی به کار برده می‌شوند را می‌توان به انواع زیر طبقه‌بندی کرد:

1-1- نیروگاه آبی

2-1- نیروگاه بخاری

3-1- نیروگاه هسته ای

4-1- نیروگاه  اضطراری

5-1- نیروگاه گازی

1-1- نیروگاه آبی

          تبدیل نیروی عظیم آب به نیروی الکتریکی از بدو پیدایش صنعت برق مورد توجه خاص قرار داشته است زیرا علاوه بر این که آب رایگان در اختیار نیروگاه و صنعت قرار می‌گیرد تلف نیز نمی‌شود و از بین نمی‌رود بخصوص موقعی که بتوان پس از تبدیل انرژی جنبشی آب به انرژی الکتریکی، در کشاورزی نیز از آن استفاده کرد ارزش چنین نیروگاهی دو چندان می‌شود.

            آن چیز که استفاده از نیروی آب را برای تولید انرژی الکتریکی محدود می‌کند و به آن شرایط خاصی می‌بخشد گرانی قیمت تأسیسات (سد و کانال کشی و غیره) می‌باشد. از این جهت است که در کشورهای مترقی و پیشرفته و صنعتی با وجود رودخانه‌های پر آب و امکانات آب فراوان هنوز قسمت اعظم انرژی الکتریکی توسط نیروگاههای حرارتی تولید می‌شود و نیروگاههای آبی فقط در شرایط خاص می‌تواند از نظر اقتصادی با نیروگاههای حرارتی رقابت کند.

استفاده از توربین‌های با عده دور مخصوص زیاد در ارتفاع ریزش آب زیاد بی‌حاصل است زیرا در اثر سرعت زیاد سیال، تلفات دستگاه زیاد و راندمان آن کم خواهد شد. لذا نیروگاههای آبی متناسب با ارتفاع ریزش آب به سه دسته زیر تقسیم می‌شوند:

نیروگاه آبی با فشار کم

نیروگاه آبی با فشار متوسط

نیروگاه آبی با فشار زیاد

نیروگاههای آبی را از نظر نوع آب به دو دسته زیر تقسیم میکنند :

الف: نیروگاه آب رونده

ب: نیروگاه انباره‌ای

نیروگاه آب رونده نیروگاهی است که از همان مقدار آب دائمی موجود در رودخانه و یا آبی که به دریاچه می‌ریزد بهره می‌گیرد و بدین جهت باید دائماً کار کنند و برق پایه شبکه را تأمین کند.

نیروگاه انباره‌ای در مناطق کوهستانی که مقدار آب رودخانه در فصول مختلف شدیداً متغیر است احداث شود در این نیروگاه از مقدار آب جریان‌دار استفاده نمی‌شود. بلکه از آبی که در پشت سد به صورت دریاچه انباشته شده برای تولید انرژی الکتریکی مصرف می‌شود. چنین نیروگاهی بیشتر برای تأمین برق پیک بکار برده می‌شود زیرا در مواقعی که احتیاج به نیروی برق زیاد نیست می‌توان از هرز رفتن آب جلوگیری کرد و آب را برای مواقع ضروری در پشت سد انباشت.

نیروگاههای ابی بسته به نوع توربین بکار رفته در ان به 3 دسته تقسیم میشوند:

1-نیروگاه ابی با توربین فرانسیس

2- نیروگاه ابی با توربین کاپلان

3- نیروگاه ابی با توربین پلتون

که این تقسیم بندی با توجه به ارتفاع ریزش اب صورت گرفته است.

ممکن است هنگام انتقال از فایل ورد به داخل سایت بعضی متون به هم بریزد یا بعضی نمادها و اشکال درج نشود ولی در فایل دانلودی همه چیز مرتب و کامل است

متن کامل را می توانید در ادامه دانلود نمائید

چون فقط تکه هایی از متن پایان نامه برای نمونه در این صفحه درج شده است ولی در فایل دانلودی متن کامل پایان نامه همراه با تمام ضمائم (پیوست ها) با فرمت ورد word که قابل ویرایش و کپی کردن می باشند موجود است

نیروگاه توس

اختصاصی از یارا فایل نیروگاه توس دانلود با لینک مستقیم و پرسرعت .

نیروگاه توس

78 صفحه در قالب word

پیش گفتار

امروزه در کلیه نیروگاههای بخاری ونیروگاههای سیکل ترکیبی کنترل سطح درام ازاهمیت ویژه ای برخوردارمی باشدازاین رو نصب وسایل ودستگاههای مهم ودقیق ضروری می باشد. درنیروگاههابرای کنترل سطح تانکها،سیستم های مختلفی درنظرگرفته می‌شود ویکی‌از تانکهای موجود درنیروگاه که کنترل سطح آن از اهمیت ویژه ای برخوردار است، «درام» می باشد. چون این تانک تحت فشار و درجه حرارت‌بالا می‌باشد،به این جهت کنترل والوهایی درنظرگرفته میشود که باتوجه به اطلاعات وارده سطح درام را کنترل میکند ولی باتوجه به تجربه نشان داده شده است که درمقادیربسیارکم آب تغذیه، کنترل سطح درام با کنترل والوی بزرگ بسیارمشکل است بنابراین جهت کنترل بهترسطح درام درتناژکم ازوالوکنترلی کوچکتراستفاده می‌شود. درتناژ معمولی کنترل والو 100% اصلی درمداراست ولی درصورت بروز نقص روی این کنترل  والو، نیازمبرم به کنترل والوی میباشد که واحدرا از تریپ حتمی نجات دهد وآن کنترل والو100% رزرو می باشد که سیستم آن موتوری‌بوده ومی‌تواند درزمانهای اضطراری جایگزین کنترل والو اصلی شود. بنابراین جهت کنترل بهتر سطح درام درمسیرآب تغذیه ازسه مسیر30%  ، 100% اصلی و100% رزرو استفاده می شود. لازم به ذکراست که اختلاف فشار دوطرف کنترل والو که به  معروف است ومعادل 5/7‌آتمسفر می باشد، بایستی کنترل گردد که این اختلاف فشاربرای پاسخگویی بهترسیستم جهت جبران لحظه ای تناژآب برای سطح درام می باشد. اساساً هدف اصلی ازسیستم کنترل آب تغذیه این است که مقدار آب ورودی به بویلر باتوجه به مقداربخارمصرفی تامین گردد وفلوی آب تغذیه(ورودی به بویلر) طوری تنظیم شود که درهربار و هرشرایط واحد، سطح دریک حد مشخص قرار گیرد و کنترل‌سطح درام ازاین نظر حائزاهمیت است که سطح درام  برروی درجه‌حرارت بویلر تاثیرمستقیم می گذارد، به طورمثال اگرسطح درام پایین بیفتد در درام حجم بیشتری بخارخواهیم داشت که در نهایت درجه حرارت بالا  می رود و بالعکس.  

تئوریهای علمی شغل مورد تصدِی

شرح سیستم آب تغذیه نیروگاه توس

سیستم آب تغذیه اصلی دردیاگرام MAS-E4-120 مشخص شده است. این سیستم برای آب تغذیه اصلی منظورشده که ازفیدواترتانک تااکونومایزر بویلر به این نام شناخته می شود سیستم آب تغذیه دارای وظایف زیر می باشد: - گرم کردن وهواگیری تقطیرات اصلی درداخل تانک اصلی «فیدواترتانک»  و دی‌اریتور RL01B010 توسط بخاربرداشتی شماره سه ازتوربین فشارمتوسط (ازخطRH30) انجام می شود. - آب اصلی جهت بویلرتوسط پمپ های اصلی سیکل (RL11/12/13D010) که ازفیدواترتانک تغذیه شده  و به درام بویلرمنتقل می شود، ضمن اینکه کمترین درجه‌حرارت آب ورودی به درام  135 درجه سانتی گرادمیباشد. - گرم کردن آب تغذیه سیکل توسط هیترهای فشار قوی شماره4و5(RL20B010/20) صورت می گیرد. - کنترل سطح درام دربویلر اصلی بوسیله کنترل والو30%(RL31S004) درطول زمان راه‌اندازی بطور دقیق انجام می شود. - تغذیه آب مورد نیاز آبزن های سوپرهیت(NA60/NA20) و ریهیت(NE21/NE22). - تغذیه آب تزریقی مورد نیاز برای بای‌پاس فشارقوی(RA20S010) درمواقع راه‌اندازی، تریپ توربین و یا زمانی که فشارخط کلدریهیت ازفشار طراحی آن(SETPOINT) افزایش یابد. - انتقال تقطیرات از هیتر شماره 4 به تانک تغذیه اصلی توسط خط (R P10/15Z010). - درهنگامی که بخاربرای بویلر کمکی ازواحدی گرفته شده باشدازطریق کلدریهیت پس ازمصرف تقطیرات آن ازطریق خط (0 RC70Z010) به تانک تغذیه همان واحد برگشت می کند. - گرم کردن هوای ورودی به بویلرتوسط بخارزیرکش ازتوربین ویا کلدریهیت دربالاتر از25% بارانجام می گیرد، تقطیرات این بخاروارد                               RECEPTION TANK(RK46B010) شده وازآنجا وارد تانک تغذیه اصلی از طریق خط (RK47Z020).(نقشهMAS-E4-120) می گردد.

«تجهیزات سیستم آب تغذیه اصلی»

1- تانک تغذیه اصلی(RL01B010) 2- پمپ های آب تغذیه اصلی60%*3(RL11/12/13D010) 3- هیترفشارقوی شماره 4 4- هیترفشارقوی شماره 5 5- کنترل والونئوماتیکی 100%(RL32S004) 6- کنترل والونئوماتیکی30%(RL31S004) 7- والوموتوری 100%(RL33S004)

تانک تغذیه اصلی با دی‌اریتور(RL01B010)

فیدواترتانک بعنوان یک هیتربازعمل می کند وگنجایش آن 125 مترمکعب می باشد. درحین استارت واحد، هوای موجود درآب و بخار داخل دی‌اریتوربه فلاش باکس (SD22B001) که به اژکتورهای کندانسورمتصل بوده، ازطریق خط(SD22)تخلیه می‌گردد. بدین منظوردرراه اندازی، اژکتورراه انداز(SL01D001) عمل کرده ونهایتاً گازهای غیرقابل تقطیر از داخل دی‌اریتورخارج می گردد. دربهره برداری معمولی هوازدائی دی‌اریتورفقط توسط لوله (RL01Z061) که مستقیمابه اتمسفرمتصل است بوسیله والو(RL01S210) انجام می گیرد و مسیر قبلی بسته می باشد. برای جلوگیری ازیخ‌زدگی آب داخل تانک اصلی تغذیه مبدلی در داخل تانک تعبیه شده است که بخار ازخط (RQ50Z010) وارد، کندانس آن ازخط (RK50Z010)خارج می گردد.

ممکن است هنگام انتقال از فایل ورد به داخل سایت بعضی متون به هم بریزد یا بعضی نمادها و اشکال درج نشود ولی در فایل دانلودی همه چیز مرتب و کامل است

متن کامل را می توانید در ادامه دانلود نمائید

چون فقط تکه هایی از متن برای نمونه در این صفحه درج شده است ولی در فایل دانلودی متن کامل همراه با تمام ضمائم (پیوست ها) با فرمت ورد word که قابل ویرایش و کپی کردن می باشند موجود است

ساختار نیروگاه های اتمی جهان

اختصاصی از یارا فایل ساختار نیروگاه های اتمی جهان دانلود با لینک مستقیم و پرسرعت .

ساختار نیروگاه های اتمی جهان

28 صفحه در قالب word

برحسب نظریه اتمی عنصر عبارت است از یک جسم خالص ساده که با روش های شیمیایی نمی توان آن را تفکیک کرد. از ترکیب عناصر با یکدیگر اجسام مرکب به وجود می آیند. تعداد عناصر شناخته شده در طبیعت حدود ۹۲ عنصر است.

هیدروژن اولین و ساده ترین عنصر و پس از آن هلیم، کربن، ازت، اکسیژن و... فلزات روی، مس، آهن، نیکل و... و بالاخره آخرین عنصر طبیعی به شماره ۹۲، عنصر اورانیوم است. بشر توانسته است به طور مصنوعی و به کمک واکنش های هسته ای در راکتورهای اتمی و یا به کمک شتاب دهنده های قوی بیش از ۲۰ عنصر دیگر بسازد که تمام آن ها ناپایدارند و عمر کوتاه دارند و به سرعت با انتشار پرتوهایی تخریب می شوند. اتم های یک عنصر از اجتماع ذرات بنیادی به نام پرتون، نوترون و الکترون تشکیل یافته اند. پروتون بار مثبت و الکترون بار منفی و نوترون فاقد بار است.

تعداد پروتون ها نام و محل قرار گرفتن عنصر را در جدول تناوبی (جدول مندلیف مشخص می کند. اتم هیدروژن یک پروتون دارد و در خانه شماره ۱ جدول و اتم هلیم در خانه شماره ۲ ، اتم سدیم در خانه شماره ۱۱ و... و اتم اورانیوم در خانه شماره ۹۲ قرار دارد. یعنی دارای ۹۲ پروتون است .
ایزوتوپ های اورانیوم
تعداد نوترون ها در اتم های مختلف یک عنصر همواره یکسان نیست که برای مشخص کردن آنها از کلمه ایزوتوپ استفاده می شود. بنابراین اتم های مختلف یک عنصر را ایزوتوپ می گویند . مثلاً عنصر هیدروژن سه ایزوتوپ دارد: هیدروژن معمولی که فقط یک پروتون دارد و فاقد نوترون است. هیدروژن سنگین یک پروتون و یک نوترون دارد که به آن دوتریم گویند و نهایتاً تریتیم که از دو نوترون و یک پروتون تشکیل شده و ناپایدار است و طی زمان تجزیه می شود .
ایزوتوپ سنگین هیدروژن یعنی دوتریم در نیروگاه های اتمی کاربرد دارد و از الکترولیز آب به دست می آید. در جنگ دوم جهانی آلمانی ها برای ساختن نیروگاه اتمی و تهیه بمب اتمی در سوئد و نروژ مقادیر بسیار زیادی آب سنگین تهیه کرده بودند که انگلیسی ها متوجه منظور آلمانی ها شده و مخازن و دستگاه های الکترولیز آنها را نابود کردند .
غالب عناصر ایزوتوپ دارند از آن جمله عنصر اورانیوم، چهار ایزوتوپ دارد که فقط دو ایزوتوپ آن به علت داشتن نیمه عمر نسبتاً بالا در طبیعت و در سنگ معدن یافت می شوند. این دو ایزوتوپ عبارتند از اورانیوم ۲۳۵ و اورانیوم ۲۳۸ که در هر دو ۹۲ پروتون وجود دارد ولی اولی ۱۴۳ و دومی ۱۴۶ نوترون دارد. اختلاف این دو فقط وجود ۳ نوترون اضافی در ایزوتوپ سنگین است ولی از نظر خواص شیمیایی این دو ایزوتوپ کاملاً یکسان هستند و برای جداسازی آنها از یکدیگر حتماً باید از خواص فیزیکی آنها یعنی اختلاف جرم ایزوتوپ ها استفاده کرد. ایزوتوپ اورانیوم ۲۳۵ شکست پذیر است و در نیروگاه های اتمی از این خاصیت استفاده می شود و حرارت ایجاد شده در اثر این شکست را تبدیل به انرژی الکتریکی می نمایند. در واقع ورود یک نوترون به درون هسته این اتم سبب شکست آن شده و به ازای هر اتم شکسته شده ۲۰۰ میلیون الکترون ولت انرژی و دو تکه شکست و تعدادی نوترون حاصل می شود که می توانند اتم های دیگر را بشکنند. بنابراین در برخی از نیروگاه ها ترجیح می دهند تا حدی این ایزوتوپ را در مخلوط طبیعی دو ایزوتوپ غنی کنند و بدین ترتیب مسئله غنی سازی اورانیوم مطرح می شود .
ساختار نیروگاه اتمی
به طور خلاصه چگونگی کارکرد نیروگاه های اتمی را بیان کرده و ساختمان درونی آنها را مورد بررسی قرار می دهیم .
طی سال های گذشته اغلب کشورها به استفاده از این نوع انرژی هسته ای تمایل داشتند و حتی دولت ایران ۱۵ نیروگاه اتمی به کشورهای آمریکا، فرانسه و آلمان سفارش داده بود. ولی خوشبختانه بعد از وقوع دو حادثه مهم تری میل آیلند (Three Mile Island) در ۲۸ مارس ۱۹۷۹ و فاجعه چرنوبیل (Tchernobyl) در روسیه در ۲۶ آوریل ۱۹۸۶ ، 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 موقتاً مجبور به تجدیدنظر در برنامه های اتمی خود کرد .
نیروگاه اتمی در واقع یک بمب اتمی است که به کمک میله های مهارکننده و خروج دمای درونی به وسیله مواد خنک کننده مثل آب و گاز، تحت کنترل درآمده است. اگر روزی این میله ها و یا پمپ های انتقال دهنده مواد خنک کننده وظیفه خود را درست انجام ندهند، سوانح متعددی به وجود می آید و حتی ممکن است نیروگاه نیز منفجر شود، مانند فاجعه نیروگاه چرنوبیل شوروی. یک نیروگاه اتمی متشکل از مواد مختلفی است که همه آنها نقش اساسی و مهم در تعادل و ادامه حیات آن را دارند. این مواد عبارت اند از :
1- ماده سوخت متشکل از اورانیوم طبیعی، اورانیوم غنی شده، اورانیوم و پلوتونیم است .
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 اورانیوم ۲۳۵ 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 دوتکه شکست و تعدادی نوترون می شود. تعداد متوسط نوترون ها به ازای هر ۱۰۰ اتم شکسته شده ۲۴۷ عدد است و این نوترون ها اتم های دیگر را می شکنند و اگر کنترلی در مهار کردن تعداد آنها نباشد واکنش شکست در داخل توده اورانیوم به صورت زنجیره ای انجام می 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 ۲۰۰ میلیون الکترون ولت است این مقدار انرژی در سطح اتمی بسیار ناچیز ولی در مورد یک گرم از اورانیوم در حدود صدها هزار مگاوات است. که اگر به صورت زنجیره ای انجام شود، در کمتر از هزارم ثانیه مشابه بمب اتمی عمل خواهد کرد .
اما اگر تعداد شکست ها را در توده اورانیوم و طی زمان محدود کرده به نحوی که به ازای هر شکست، اتم بعدی شکست حاصل کند شرایط یک نیروگاه اتمی به وجود می آید . به عنوان مثال نیروگاهی که دارای ۱۰ تن اورانیوم طبیعی است قدرتی معادل با ۱۰۰ مگاوات خواهد داشت و به طور متوسط ۱۰۵ گرم اورانیوم ۲۳۵ در روز در این نیروگاه شکسته می شود و همان طور که قبلاً گفته شد در اثر جذب نوترون به وسیله ایزوتوپ اورانیوم ۲۳۸ اورانیوم ۲۳۹ به وجود می آمد که بعد از دو بار انتشار پرتوهای بتا (یا الکترون) به پلوتونیم ۲۳۹ تبدیل می شود که خود مانند اورانیوم ۲۳۵ شکست پذیر است . در این عمل ۷۰ گرم پلوتونیم حاصل می شود. ولی اگر نیروگاه سورژنراتور باشد و تعداد نوترون های موجود در نیروگاه زیاد باشند مقدار جذب به مراتب بیشتر از این خواهد بودو مقدار پلوتونیم های به وجود آمده از مقدار آنهایی که شکسته می شوند بیشتر خواهند بود. در چنین حالتی بعد از پیاده کردن میله های سوخت می توان پلوتونیم به وجود آمده را از اورانیوم و فرآورده های شکست را به کمک واکنش های شیمیایی بسیار ساده جدا و به منظور تهیه بمب اتمی ذخیره کرد .
2- نرم کننده 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 به کار برده می شوند .
3- میله های مهارکننده : این میله ها از مواد جاذب نوترون درست شده اند و وجود آنها در داخل رآکتور اتمی الزامی است و مانع افزایش ناگهانی تعداد نوترون ها در قلب رآکتور می شوند. اگر این میله ها کار اصلی خود را انجام ندهند، در زمانی کمتر از چند هزارم ثانیه قدرت رآکتور چند برابر شده و حالت انفجاری یا دیورژانس رآکتور پیش می آید. این میله ها می توانند از جنس عنصر کادمیم و یا بور باشند .
4- مواد خنک کننده یا انتقال دهنده انرژی حرارتی : این مواد انرژی حاصل از شکست اورانیوم را به خارج از رآکتور انتقال داده و توربین های مولد برق را به حرکت در می آورند و پس از خنک شدن مجدداً به داخل رآکتور 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، هلیم گازی و یا سدیم مذاب باشند .

انواع راکتور

راکتورهای اتمی را معمولا برحسب خنک کننده، کند کننده، نوع و درجه غنای سوخت در آن طبقه بندی می کنند. معروفترین راکتورهای اتمی، راکتورهایی هستند که از آب سبک به عنوان خنک کننده و کند کننده و اورانیوم غنی شده(2 تا 4 درصد اورانیوم 235) به عنوان سوخت استفاده می کنند. این راکتورها عموما تحت عنوان راکتورهای آب سبک (LWR ) شناخته می شوند. راکتورهای WWER,BWR,PWR از این دسته اند. نوع دیگر، راکتورهایی هستند که از گاز به عنوان خنک کننده، گرافیت به عنوان کند کننده و اورانیوم طبیعی یا کم غنی شده به عنوان سوخت استفاده می کنند. این راکتورها به گاز - گرافیت معروفند. راکتورهای HTGR,AGR,GCR از این نوع می باشند. راکتور PHWR راکتوری است که از آب سنگین به عنوان کندکننده و خنک کننده و از اورانیوم طبیعی به عنوان سوخت استفاده می کند. نوع کانادایی این راکتور به CANDU موسوم بوده و از کارایی خوبی برخوردار می باشد. مابقی راکتورها مثل FBR ( راکتوری که از مخلوط اورانیوم و پلوتونیوم به عنوان سوخت و سدیم مایع به عنوان خنک کننده استفاده کرده و فاقد کند کننده می باشد ) LWGR( راکتوری که از آب سبک به عنوان خنک کننده و از گرافیت به عنوان کند کننده استفاده می کند) از فراوانی کمتری برخوردار می باشند. در حال حاضر، راکتورهای PWR و پس از آن به ترتیب PHWR,WWER,BWR فراوانترین راکتورهای قدرت در حال کار جهان می باشند .

به لحاظ تاریخی اولین راکتور اتمی در آمریکا بوسیله شرکت " وستینگهاوس" و به منظور استفاده در زیر دریائیها ساخته شد. ساخت این راکتور پایه اصلی و استخوان بندی تکنولوژی فعلی نیروگاههای اتمی PWR را تشکیل داد. سپس شرکت جنرال الکتریک موفق به ساخت راکتورهایی از نوع BWR گردید. اما اولین راکتوری که اختصاصا جهت تولید برق طراحی شده، توسط شوروی و در ژوئن 1954در "آبنینسک" نزدیک مسکو احداث گردید که بیشتر جنبه نمایشی داشت، تولید الکتریسیته از راکتورهای اتمی در مقیاس صنعتی در سال 1956 در انگلستان آغاز گردید. تا سال 1965 روند ساخت نیروگاههای اتمی از رشد محدودی برخوردار بود اما طی دو دهه 1966 تا 1985 جهش زیادی در ساخت نیروگاههای اتمی بوجود آمده است. این جهش طی سالهای 1972 تا 1976 که بطور متوسط هر سال 30 نیروگاه شروع به ساخت می کردند بسیار زیاد و قابل توجه است. یک دلیل آن شوک نفتی اوایل دهه 1970 می باشد که کشورهای مختلف را برآن داشت تا جهت تأمین انرژی مورد نیاز خود بطور زاید الوصفی به انرژی هسته ای روی آورند. پس از دوره جهش فوق یعنی از سال 1986 تاکنون روند ساخت نیروگاهها به شدت کاهش یافته بطوریکه بطور متوسط سالیانه 4 راکتور اتمی شروع به ساخت می شوند .

کشورهای مختلف در تولید برق هسته ای روند گوناگونی داشته اند. به عنوان مثال کشور انگلستان که تا سال 1965 پیشرو در ساخت نیروگاه اتمی بود، پس از آن تاریخ، ساخت نیروگاه اتمی در این کشور کاهش یافت، اما برعکس در آمریکا به اوج خود رسید. کشور آمریکا که تا اواخر دهه 1960 تنها 17 نیروگاه اتمی داشت در طول دهه های 1970 و 1980 بیش از 90 نیروگاه اتمی دیگر ساخت. این مسئله نشان دهنده افزایش شدید تقاضای انرژی در آمریکاست. هزینه تولید برق هسته ای در مقایسه با تولید برق از منابع دیگر انرژی در امریکا کاملا قابل رقابت می باشد. هم اکنون فرانسه با داشتن سهم 75 درصدی برق هسته ای از کل تولید برق خود درصدر کشورهای جهان قرار دارد. پس از آن به ترتیب لیتوانی(73درصد)، بلژیک(57درصد)، بلغارستان و اسلواکی(47درصد) و سوئد (8/46 درصد) می باشند. آمریکا نیز حدود 20 درصد از تولید برق خود را به برق هسته ای اختصاص داده است .

ممکن است هنگام انتقال از فایل ورد به داخل سایت بعضی متون به هم بریزد یا بعضی نمادها و اشکال درج نشود ولی در فایل دانلودی همه چیز مرتب و کامل است

متن کامل را می توانید در ادامه دانلود نمائید

چون فقط تکه هایی از متن برای نمونه در این صفحه درج شده است ولی در فایل دانلودی متن کامل همراه با تمام ضمائم (پیوست ها) با فرمت ورد word که قابل ویرایش و کپی کردن می باشند موجود است