مقاله راکتورهای هسته ای

دانلود مقاله راکتورهای هسته ای

تاریخچه راکتورهای VVER
اولین نیروگاه هسته ای با راکتور آب تحت فشار شوروی سابق، در شهر Novovoronezh در سال ۱۹۶۳ وارد مرحله بهره برداری شد. این نیروگاه VVER-210 نامیده شد و قدرت الکتریکی آن ۲۶۵ 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 ۳۳۶ 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 ۴۴۰ مگاوات با راکتور آب تحت فشار از نوع VVER-230 ریخته شد و دو واحد از این نیروگاه در سال ۱۹۷۲ و ۱۹۷۳ 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 ۴۴۰ 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 ۱۹۷۰ طراحی نیروگاههای VVER به قدرت ۱۰۰۰ مگاوات شروع شد و چند سال بعد ساخت اولین نمونه آن آغاز شد.
اولین نیروگاه ۱۰۰ مگاواتی شوروری سابق در سال ۱۹۸۰ Novovoronezh به بهره برداری رسید. با اعمال تغییراتی در طراحی نیروگاه که در دوران توسعه راکتورهای ۴۴۰ مگاواتی بدست آمده بود، منجر به بهبودهای اساسی در طراحی راکتور VVER-1000 شد. از جمله نوآوریهایی که در این نوع راکتورها اعمال شده که در مدلهای جدید راکتورهای ۴۴۰ مگاواتی نیز به کار رفته است می‎توان به موارد زیر اشاره کرد.
– ایجاد یک پوشش ایمنی دوجداره که جدار خارجی آن از بتن پیش فشرده می‎باشد.
– پوشانیدن جدار داخلی دیگ فشار از یک لایه فولاد ضد زنگ برای جلوگیری از خوردگی
– افزایش چگالی قدرت قلب راکتور با یکنواخت تر کردن انتقال حرارت در حجم قلب و افزایش سرعت آب خنک کننده.
– بکارگیری مکانیسم های الکترومغناطیسی برای حرکت دادن چنگک های کنترل
– استفاده از اسید بوریک علاوه بر میله های کنترل برای کنترل راکتور
– استفاده از یک توربین واحد ۱۰۰۰ مگاواتی یا دو توربین موازی.
– توربین ژنراتورهای هر راکتور در ساختمانی جداگانه و به صورت یک مجموعه مجزا در کنار ساختمان راکتور قرار می گیرند.
این تغییرات به تدریج در مدلهای V-302 , V-187 و مدل جدید V-3205 انجام شده است. در طرحهای جدید نیروگاه ۱۰۰۰ مگاواتی روسی، از اواخر دهه ۸۰ از طرح راکتورهای جدید V-410 و V-392 استفاده شد و طرحهای مربوط به آنها به ترتیب NPP-92 , NPP-91 نام گرفته اند.