منابع تحقیق با موضوع انرژی هسته ای، ایالات متحده، مکان کنترل

دانلود پایان نامه ارشد

زاینده جامد 〖 Li〗_4 〖SiO〗_4(SB) و بسته چندگانه لایه های بستر شارشی جداشده به وسیله صفحات خنک کننده هلیومی که به صورت موازی با هم در FW آرایش یافته تشکیل می گردد. مفهوم سوم براساس طرح بلانکت سرب لیتیومی دو برابر خنک کننده (DCLL) است که از هلیوم برای خنک کردن دیواره اول (FW)و ساختار پوشش استفاده می شود.
از گذاردن SiC در کانال های جریان LiPb برای ایزوله کردن حرارتی LiPb با دمای بالا از ساختار دمایی پایین استفاده می شود. همه این مفاهیم از ساختار فعال سازی کم FSF82H بهره می گیرند و مقید به تحمل دمای C°550 درجه سانتی گراد میگردند[19]. در این مقاله، ویژگی های طرح اصلی را از مفاهیم پوشش بحث می کنیم و پارامترهای عملکردی هسته ای مطلوب را مقایسه می کنیم.
پارامترهای رایج اتاقک در تحلیل های نوترونی هرسه مفهوم(روش) پوشش استفاده میشوند. شعاع اتافک در وسط صفحه 6.5m است. نمونه ONEDANT از سیستم رمزی[20] انتقال ذرات عرضی مجزا 3 DANTSYS برای اجرا نمودن محاسبات نوترونی استفاده کرده و به کار برنده اطلاعات هسته ای کتابخانه ای FENDL-2 است. [21] اتاقک به شکل هندسی کروی با یک چشمه نقطه ای گسیلنده نوترون ها با طیف انرژی کم ناشی از برهمکنشهای بین نوترون های حاصل از همجوشی و مواد چگال هدف در مرکز طراحی می شود. 70.5% از انرژی تولیدی در هدف به وسیله نوترون ها با متوسط انرژی 12.4 MeV حمل می شود. برای هدفی با انرژی 150MJ وآهنگ تکرار 12 Hz (توان همجوشی 1.8GW) بیشینه شدت نوترونی در وسط صفحه 2.4MW/m^2 است. یک زره تنگستنی به ضخامت 1-mm به سطح درونی دیواره اول( FW )در هر سه مفاهیم طراحی چسبانیده می شود. از یک ظرف/حفاظ خلأ فولادی هلیوم خود- سردکننده در پشت پوشش استفاده میشود.
3-2-پوشش لیتیومی خود خنک کننده
یکی از مفاهیم مورد بررسی در این قسمت پوشش لیتیومی خود خنک کننده است.
شکل3-1 نشانگر سطح مقطع اتاقک است را که نشان دهنده ظرف خلأ استوانه ای است(VV). این مفهوم پوشش شباهت هایی با مورد استفاده شده در ARIESAT دارد .[22] در راکتور 12 نمونه پوشش جانبی وجود دارد، که هر کدام 30 درجه از محیط دایره را شامل می گردند.
در وسط صفحه شعاع اصلی6.5m است اما در انتهاها به 2.5 متر تقلیل می یابد. هر نمونه از 13 زیر نمونه ساخته می شود که در راستای پهنا و عمق برای همساز نمودن کاهش در شعاع متفاوت هستند. زیرنمونه ها شامل دو لوله مستطیلی متحدالمرکز جدا شده از هم توسط شکاف ثابتی می باشند همان طور که در شکل 2 نشان داده شده است. نمونه بلانکت شامل ورودی ها یی میباشد که دارای یک زیر نمونه خاص در مرکز است، که ورودی ها را دربرمی گیرد. برخلاف دیگر زیرنمونه ها، این زیر نمونه دارای عرض ثابت از بالا تا پایین به منظور فراهم نمودن اتاق کافی برای ورودی ها بدون به خطر انداختن جریان سردکننده دیواره اول(FW )است. سردکننده لیتیومی این زیر نمونه را از ته وارد می کند، سپس با سرعت بالا در شکاف میان لوله ها برای سردکردن FW جریان می یابد. پره ها به گونه ای طراحی شده اند تا به سرد کننده اجازه مارپیچی شدن در اطراف لوله ها به منظور هموار نمودن دمای بیرون را دهند. در بالا، سرد کننده چرخش 180 درجه انجام می دهد، سپس با سرعت خیلی کم از طریق کانال بزرگ مرکزی لوله درونی موجود در ته به عقب برمی گردد.
در اثر این عمل، به سیال اجازه دست یابی به گرمای نوترون ها داده می شود، اما انتقال گرمای ضعیف به دیواره های کانال ماندن در دمای پایین تر را مجاز می شمارد..
محاسبات نوترونی برای تعیین پارامترهای عملکرد هسته ای مناسب برای پوشش انجام شدند. نسبت زایش تریتیم (TBR) برای حداکثر شدن درغنی سازی 20% لیتیومی بررسی شد اما با این نسبت زایش تریتیم( TBR )فقط افزایش 2.5% تریتیوم و یک مرتبه بزرگی در هزینه لیتیوم به دست آمد . از این رو لیتیوم طبیعی استفاده می شود. از غنی سازی لیتیوم می تواند به عنوان یک دستگیره مجاز در این طرح برای تنظیم نسبت زایش تریتیم( TBR )و محافظ اگر لازم باشد استفاده شود. طول عمر این نیروگاه 40 سال کامل توانی(FPY) فرض می شود . برای اینکه VV مولفه طول عمر با آسیب تابشی متراکم پایان عمر کمتر از 200dpa باشد، مشخص شده است که ضخامت جانبی پوشش بایستی حداقل 47cm باشد.
بیشترین آهنگ آسیب دیدگی و آهنگ تولید هلیوم در دیواره اول(FW ) فولادی در وسط صفحه به ترتیب 19.2 dpa/FPY و 184appm/FPY میباشند. بیشینه آهنگ dpa در دیواره اول (FW) دلالت بر این دارد که تقریباً انتظار می رود زمان عمر این پوشش 10 FPY باشد. جالب است توجه کنید که در مرز W/FS ، جابجایی های اتمی و تولید هلیوم در FS بیشتر از ، جابجایی های اتمی و تولید هلیوم در W به ترتیب به اندازه ضرایب 3 و 38 هستند. امکان برجسته شدن بسیار کوچک در آن مرز نیاز به ارزیابی شدن دارد. تولید زیاد هلیوم در سطح درونی VV دلالت بر این دارد که جوش کاری دوباره امکان پذیر نخواهد بود. تحقیقات انجام گرفته نشان میدهد که ضخامت VV سرد شده به وسیله هلیوم 15% باید حداقل 50 سانتی متر باشد تا به جوشکاری دوباره در پشت آن در هر زمانی از طول عمر نیروگاه اجازه دهد. بیشینه پایان عمر تولید هلیوم در پشت VV با ضخامت 50 سانتی متر 0.67 appm است.

شکل3-1- سطح مقطع اتاقک HAPL.
با دور شدن از وسط صفحه به سوی بالا و پایین اتاقک، ضخامت پوشش افزایش می یابد اما پهنای زیر نمونه پوشش در نتیجه افزایش یک جز حجمی دیواره های جانبی کاهش می یابد. فقط به زاینده متعادل از بالا و پایین پوشش ها احتیاج می شود که این پوشش ها پوشش کمی به اندازه 5.8 % , را دارند. پوشش های بالا/ پایین فقط دارای 30 سانتی متر ضخامت هستند و شامل 20% لیتیوم می باشند.
نسبت زایش تریتیوم (TBR) کل 1.124 تعیین شده است که تنها مقدار 0.024 از آن سهم بالا/ پایین می باشد. بنابراین، خودکفایی تریتیوم می تواند به دست آید. جزیی از زاویه فضایی شامل 60 باریکه ورودی است که برابر با 0.4%, با حداقل تاثیر بر کلTBR است.
شکلهای گرمایش هسته ای در مولفه های پوشش تعیین شدند و در تحلیل و بررسی هیدرولیک گرمایی استفاده گردیدند.
شکل 4-3 توزیع شعاعی در وسط صفحه را نشان می دهد.چگالی های توان بیشینه در FS ، Li وW به ترتیب 14، 7 و 39 W/〖cm〗^3 هستند. توان گرمایی کل 2103MW است که 12.5% از آن به وسیله سرد کننده هلیوم از VV حمل می گردد. فقط 112MW از توان گرمایی به وسیله پوشش بالا / پایین شرکت داده می شود. کل گرمایش هسته ای (به جا گذاشته شده به وسیله نوترون ها و فوتون های گاما) به کار رفته در پوشش و VV ، 1572MW است که دلالت بر تکثیر انرژی هسته ای دارد که در کل برابر 1.24 است.
این پوشش با چرخه توانی Brayton از طریق مبدل گرمایی Li/He با بازده ای در محدوده 42 تا 45 درصد جفت می گردد.

شکل 3-2- طرحی از زیر نمونه پوشش لیتیوم خود- خنک کننده

شکل 3-3- تغییر شعاعی گرمایش هسته ای در مولفه های پوشش لیتیومی

3-3- پوشش تولید کننده جامد هلیوم خنک شده :
این مفهوم بر اساس طرح پوشش زاینده جامد ساکن است که کاملاً با گاز هلیوم در 8Mpa خنک می شود. این طرح مشابه پوشش با بستر ریگی هلیوم خنک شده EV توسعه یافته در اروپا در FZK [23]و پوشش توسعه یافته درایالات متحده آمریکا برای ARIES-CS نیروگاه استلاریتور است. [24]این پوشش از تعدادی زاینده جامد(SB) و لایه های بستر شارشی جدا شده به وسیله صفحات خنک کننده هلیومی که به صورت موازی با هم دردیواره اول ( FW) آرایش یافته تشکیل می گردد.
همان طور که در نمایش سطح مقطع نشان داده در شکل 4 شرح دادیم. ریگ های تک سایز در هر دو مورد با کسر بسته بندی تقریباً 62% فرض می شوند. 〖Li〗_4 〖SiO〗_4 به عنوان زاینده جامد (SB) انتخاب می شود. گاز هلیوم بعد از سرد کردن دیواره اول(FW) به ناحیه زایشی و خنک کننده ها یSB و لایه های Be قبل از خارج شدن از پوشش و رفتن به مبدل گرمایی وارد می گردد. صفحه های خنک کننده پوشش از کانال های 4mm×4mm بین دو صفحه به ضخامت 1mm تشکیل می گردند. توزیع 60 باریکه ورودی مشابه مورد پوشش خنک شده لیتیوم است. لوله های باریکه لیزر ی در VV پایان می یابد و نور لیزر از آنجا به هدف بدون لوله ها سیر می کند. مدل های بلانکت 48 وجهی با 4 ورودی باریکه در هر نمونه چهارم وجود دارند. پوشش بالاتر و پایین تر با 6 ورودی باریکه در هر یک وجود دارد.

شکل 3-4- طرحی از پوشش زایش جامد
پیکربندی و ضخامت های Be و SB (بصورت موازی با دیواره اول تنظیم شده FW) برای اطمینان از خودکفایی تریتیوم و دماهای نگهداری کمتر از 750°C در Be و دماهای نگهداری کمتر از 950°C در SB بهینه شدند. کل ضخامت شعاعی پوشش 65cm شامل 20cm ضخامت منطقه برای چند برابر کردن و حمایت ساختار پشت منطقه زاینده است، غنی سازی یکنواخت 40%^6 Li برای هدایت نمودن به TBR (نسبت زایش تریتیوم) از 18.1 مناسب یافت شد.
قله چگالیهای توانی در W، Be ,FS و SB به ترتیب 67،20،16 و 48برحسب W/〖cm〗^3 هستند. تغییر شعاعی گرمایش هسته ای مربوط به اجزای پوشش را در شکل 5 ارائه می دهیم. چگالی های توانی متوسط ناشی از گرمایش هسته ای در لایه های جلویی از Be وSB وجود دارد که درجه حرارت ها از حدهای خاصی تجاوز نمی کنند حتی اگر غنی سازی یکنواختی به میزان 90%^6 Li استفاده شود. کل توان گرمایی 2302 MW است به طوریکه ا48 MW آن در VV تولید میگردد. کل گرمایش هسته ای (بجا گذاشته شده توسط نوترون ها و فوتون های گاما) در پوشش وVV برابر با 1723MW, مگا وات است که بر این دلالت دارد که کل ضریب تکثیر انرژی هسته ای 36.1 است.
این طرح توانایی استفاده در چرخه تبدیل توان با بازده 30 تا 35 درصد با بکارگیری چرخه را Brayton دارد. بیشینه آسیب و آهنگهای تولید هلیوم در دیواره اول(FW) فولادی در وسط صفحه به ترتیب20.1 dpa/FPY و 183 appm/FPY هستند . این بیشینه آهنگ dpa در دیواره اول(FW) دلالت بر این دارد که انتظار می رود زمان عمر پوشش تقریباً 10FPYباشد. بیشینه پایان عمر تولید هلیوم در پشت VV به ضخامت 30cm برابر با 0.4appm است که مجاز برای جوشکاری مجدد است.
3-4- پوشش لیتیوم سرب دو برابر خنک کننده
در طرح پوشش DCLL هلیوم دیواره اول (FW ) فولادی آهن دار و ساختار آن را خنک می سازد و برای پیش گرم کردن پوشش / FW و امکان کنترل تریتیوم استفاده می شود.آلیاژ لیتیوم سرب (LiPb)〖Li〗_17 〖Pb〗_83 در سرعت پایین برای تبدیل توان و زایش تریتیوم به گردش در آورده می شود. این مفهوم در بسیاری از طرح های MFE استفاده می شود. این مفهوم ابتدا در طرح ARIES-ST استفاده شد.[25] سپس به طور گسترده توسط FZK به عنوان نامزدی برای پوشش EUDEMO بررسی شد.[26] اخیراً این مفهوم برای طراحی نیروگاه ARIES-CS بررسی شده است.[27] آمریکا مدل آزمایشی پوشش DCLL را برای آزمایش شدن در ITER توسعه می دهد.[28] روش اصلی مفهوم DCLL در شکل 6 نشان داده شده است. [27]عنصر کلیدی در این روش استفاده از کامپوزیت 〖SiC〗_f/SiC (کامپوزیت SiC) در داخل کانال جریان است. (FCI) این عنصر FCI نقش کلیدی فراهم کردن عایق بندی گرمایی را برای تجزیه LiPb دمای بالا در کانال اصلی از ساختار FS دمای کم اجرا می کند که به وسیله هلیوم خنک می شود. در لیزر هاپل، پوشش DCLL برای پوشاندن تمام طول عمودی محفظه با 12 مدل طراحی می شود. LiPb در ته نمونه پوشش پذیرفته می شود و به طور عمودی به طرف بالا در کانال بزرگ پشت FW حرکت می کند، سپس برگشت به بالا انجام می دهد و به پایین به طرف خارج نمونه در ته حرکت می کند، همچنین اتصالات خنک کننده هلیومی در ته انجام می شوند.

شکل 3-5- تغییر شعاعی گرمایش هسته ای در اجزای پوشش SB

شکل 3-6- طرح کلی از مفهوم پوشش DCLL
محاسبات نوترونی برای طرح DCLL با ضخامت شعاعی 52cm در وسط صفحه اجرا شده اند. لیتیوم در LiPb تا 90%^6 Li غنی سازی شده است تا منجر به TBR کل 18.1 شود. بیشین

پایان نامه
Previous Entries منابع پایان نامه ارشد درباره نفت و گاز، مخارج دولت، درآمد سرانه Next Entries منابع پایان نامه ارشد درباره درآمد سرانه، نفت و گاز، تابع تقاضا