دانلود تحقیق راکتورهای هسته ای

اختصاصی از فی گوو دانلود تحقیق راکتورهای هسته ای دانلود با لینک مستقیم و پر سرعت .

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

تحقیق در مورد راکتورهای هسته ای

اختصاصی از فی گوو تحقیق در مورد راکتورهای هسته ای دانلود با لینک مستقیم و پر سرعت .

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

مبانی راکتورهای هسته ای

اختصاصی از فی گوو مبانی راکتورهای هسته ای دانلود با لینک مستقیم و پر سرعت .

مقدمه:

برنامه استفاده از انرژی هسته‌ برای تولید برق در ایران در سال 1353 آغاز شد و پس از مشکلات ناشی از جنگ تحمیلی، لزوم بازنگری برنامه های قبلی و مسائل اقتصادی که کشور ما با آن روبرو است دوباره در صدر برنامه های دولت قرار گرفته است. از طرف دیگر استفاده از انرژی هسته ای در جهان و ساخت نیروگاههای هسته ای در 40 سال گذشته بطور پیوسته ادامه داشته و در حال حاضر 17% از انرژی برق در جهان از انرژی هسته ای تأمین می شود

تعداد صفحه:110

فرمت:DOC

دانلود پاورپوینت بررسی و مدل سازی راکتورهای Hollow fiber

اختصاصی از فی گوو دانلود پاورپوینت بررسی و مدل سازی راکتورهای Hollow fiber دانلود با لینک مستقیم و پر سرعت .

مشخصات این فایل
عنوان: بررسی و مدل سازی راکتورهای Hollow fiber
فرمت فایل: پاورپوینت
تعداد اسلاید: 30

این مقاله درمورد بررسی و مدل سازی راکتورهای Hollow fiber می باشد.

خلاصه آنچه در مقاله بررسی و مدل سازی راکتورهای Hollow fiber می خوانید : 

- فرایندهای انتقال

• سه اصل بنیادی برای فرایندهای انتقال وجود دارد این مکانیسمها ، انتقال ممنتم (اندازه حرکت)، انتقال حرارت و انتقال جرم می باشد
• انتقال جرم
• برای یک سیستم غشایی ، فرآیند انتقال جرم، به وسیلۀ سه مقاومت انتقال جرم در سری ها یعنی مقاومت در فاز گازی ، مقاومت مربوط به غشاء و مقاومت مایع ، قابل تعیین است
• ( ۪۪C- J=K(C  
• :J شار مواد شیمییایی در سطح مشترک
• K : ثابت انتقال جرم 
• : C غلظت گونه ها در سطح مشترک
• ۪۪C : غلظت توده
• قانون اول فیک ، ثابت انتقال جرم کل را به عنوان مجموعه ای از سه مقاومت معرفی می کند که اندازۀ هر مقاومت به و سیلۀ ثابت های انتقال جرم مربوط به خودش به دست می آید .

نوع و آرایش غشاء:
مشخصات غشاء ، مثل انتقال جرم ، نفوذپذیری ، محدودیتهای فشاری و عمر غشاء ، از فاکتورهای مهم و قابل ملاحظه برای انتخاب آن است.

• روشهای هوادهی غشاء
• الف) روش dead-end : غشاء توسط گاز تحت فشار قرار می گیرد و یک انتهای رشته بسته می شود در جریان این روش، گاز به طور پیوسته به داخل رشته های توخالی پمپ می شود و برای بالا نگهداشتن فشار جزئی اکسیژن در طول غشاء سوراخی در آن قرار می گیرد . مزیت این روش آن است که از ورود گازها به داخل اتمسفر جلو گیری می شود و انتقال گاز 100% انجام می شود
• ب) روش flow through : غشاءیی که به این روش عمل می کند از تراکم بخار در درون رشته های غشاء جلوگیری می شود و فشارهای بالاتر برای افزایش سرعت انتقال جرم یک سیستم به کار می رود و وقتی گاز تخلیه شود راندمان کامل انتقال به دست نمی آید و ممکن است ترکیبات آلی فرار صاف شوند و وارد اتمسفر شوند و این ترکیبات به علت اثر زیان بار آنها برای محیط زیست موجب نگرانی است
• -میکرو اورگانیسمها :
• - فتو تروف (نور گرا )
• - شیمی گرا

برنامه کامپیوتری

• خروجی عددی برنامه غلظت سوبستراها و محصولات خروجی از رآکتور در هر زمان مورد مورد نظر می باشد . علاوه بر این ، برنامه غلظت سوبستراها و محصولات را در تمام (n+1) قسمت رآکتور در هر لحظه از زمان محاسبه می نماید .

• از اطلاعات موجود در شکل 5-1 این طور به نظر میرسد که کسر تبدیل به دست آمده وابستگی زیادی به مقدار n دارد به ویژه پیش از آنکه حالت پایدار حاصل گردد. این وابستگی عملا در حالت پایدار کاهش می یابد . روند دیگری که در شکل 5-1 مشاهده می شود این است که عملکرد رآکتور برای مقادیر 5

بخشی از فهرست مطالب مقاله بررسی و مدل سازی راکتورهای Hollow fiber

مقدمه
- روش های جداسازی
غشاء ها :
خصوصیات غشاء ها :
انواع بیوراکتورها:
-میکرو اورگانیسمها
نیتریفیکاسیون
بیوفیلم ها :
سیستم و عملیات آن :  
فرضیات اساسی :
مدل ریاضی :
روش محاسبه :
برنامه کامپیوتری
پیشنهاد

دانلود تحقیق راکتورهای هسته ای

اختصاصی از فی گوو دانلود تحقیق راکتورهای هسته ای دانلود با لینک مستقیم و پر سرعت .

مقدمه

در  نیروگاهها ی برق ابتداآب را گرم می کنند تا به بخار تبدیل گردد وازفشار بخار آببرای بکار انداختن توربین های ژنراتورهای مولد برق استفاده میشود .

گرمای لازم  در نیروگاههای فسیلی با سوزاندن زغال سنگ یا نفت  بدست می آید ولی در نیروگاههای اتمی این گرما با ایجاد پدیده شکافت در هسته اورانیم بدست می آید. و از آنجاییکه انرژی حاصل از یک کیلوگرم اورانیم معادل انرژی یک میلیون لیتر نفت یا ده هزار تن زغال سنگ است . استفاده از انرژی اتمی بسیار جذابتر به نظر می رسد.

راکتورهای هسته ای

امروزه دو نوع راکتور متداولند راکتورهای  با فشار آب و  راکتورهای آب جوشان

اجزای ساختمان یک راکتور با فشارآب pwr عبارتند از:

۱- راکتورreactor:د ستگاهی که در آن شکافت هسته ای رخ می دهد

۲-ماده سوخت اورانیم غنی شده ۲ تا ۳٪ nuclear fuel:

از انجاییکه اورانیم طبیعی شامل ۳/۹۹٪ اورانیم ۲۳۸ و ۷/. ٪ اورانیم ۲۳۵ است اورانیم طبیعی را باید غنی سازی نمودیعنی  ۲ تا ۳٪ایزوتوپ اورانیم۲۳۵در آن بایدوجود داشته باشد. ماده سوخت مورد استفاده در راکتور ممکن است شامل صدها میله سوخت  باشد که درون این میله ها اورانیم غنی شده بصورت قرص هایی قراردارند وامادهاند مه با برخورد نوترونهای کند پدیده زنجیره ای شکافت را انجام دهند.

۳- منبع آب: 

اورانیم غنی شده مطابق شکل زیر بصورت میله های سوخت در یک منبع آب قرار داده می شود. . ازانجاییکه هر چقدر نوترونهای شکافنده کند با شند احتمال شکافت هم زیادتر خواهد بود   آب نه تنها کار انتقال گرمای حاصل از شکافت را برعهده دارد بلکه نقش کند  ساز نوترونهای تولید شده را هم انجام می دهد و انرژی انها را کاهش می دهد

۳- میله های تنظیم  control rod:

میله هایی هستند از جنس کادمیم یا بر که برای کنترل زنجیره شکافت استفاده می شود که  بطور خودکار وارد راکتور می شوند  و مقدار زیادی از نوترونها را جذب میکتتد و ضریب تکثیر نوترونها تا یک تنزل می دهند یعنی تنها یک نوترون حاصل از شکافت در شکافت بعدی شرکت کند.هر گاه بخواهیم سرعت شکافت را بیشتر کنیم کافی است میله را از راکتور خارج سازیم  

 انواع رآکتورهای هسته ای:

دید کلی:

رآکتور ها در اصل سیستم هایی هستند که واکنش های هسته ای مثل شکافت هسته‌ای در آنها صورت می گیرد. و انرژی تولیده در آنها تحت کنترل در می آید. به عنوان مثال خورشید یک رآکتور آن عناصر سبک هسته ای به هم جوش می خورند (همجوشی هسته ای) و تولید انرژی می کنند.

انواع رآکتورها را از لحاظ عملکردشان در زیر می آوریم.

رآکتورهای حرارتی کند: 

رآکتورهای حرارتی خودش به دو دسته تقسیم می شوند: 

رآکتور حرارتی با کند کننده و خنک کننده آب 

رآکتور حرارتی با خنک کننده گازی AGR در رآکتورهای حرارتی از نوترون کند شده که نوترون حرارتی نامیده می شود، برای شکافت هسته‌ای استفاده می شود اما در رآکتورهای تند از نوترون سریع استفاده   می شود. در شکافت اورانیوم 235 نوترون کند یا حرارتی در اثر واکنش 2 الی 3 تا نوترون سریع ایجاد می شود. حتماً این نوترون های سریع باید کند شوند. بنابراین دررآکتورهای حرارتی از کند کننده و خنک کننده استفاده می شود در حالی که در رآکتورهای سریع ماده کند کننده لازم نیست امّا ماده خنک کننده لازم است. در رآکتورهای PWR و BWR کند کننده و خنک کننده آب می باشد یک تیپ از رآکتورهای کانادایی وجود دارد که در آن از آب سنگین یا دوتریوم استفاده می شود در عوض از اورانیوم غنی شده 1% استفاده می شود. در رآکتور AGR کند کننده زغال و خنک کننده گاز می باشد. در این رآکتور نوترون ها با یک برخورد کند نمی شوند بلکه ممکن است بارها برخورد کنند تا کند شوند. برای تولید 1000 مگا وات انرژی روزانه حدود 1 کیلوگرم اورانیوم235 مصرف می شود.

 رآکتورهای سریع(تند): 

رآکتورهای سریع به دو دسته تقسیم می شوند

  رآکتورهای LMFR: 

دررآکتورهای LMFR ماده کند کننده لازم نیست ولی خنک کننده فلز مذاب سدیم است. در این راکتور پلوتنیوم 239 به عنوان سوخت استفاده می شود و خیلی پیشرفته است. 

  رآکتورهای BFR: 

فایل ورد 46 ص