دانلود دانلود مقاله در مورد ساختار نیروگاه های اتمی جهان
دانلود مقاله در مورد ساختار نیروگاه های اتمی جهان
فرمت فایل دانلودی: .zipفرمت فایل اصلی: .doc
تعداد صفحات: 28
حجم فایل: 395 کیلوبایت
قیمت: 6000 تومان
لینک دانلود و خرید پایین توضیحات
دسته بندی : وورد
نوع فایل : word (..doc) ( قابل ویرایش و آماده پرینت )
تعداد صفحه : 28 صفحه
قسمتی از متن word (..doc) :
2
ساختار نیروگاه های اتمی جهان
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
3
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
3
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 .
گرچه ساخت نیروگاههای هسته ای و تولید برق هسته ای در جهان از رشد انفجاری اواخر دهه 1960 تا اواسط 1980 برخوردار نیست اما کشورهای مختلف همچنان درصدد تأمین انرژی مورد نیاز خود از طریق انرژی هسته ای می باشند. طبق پیش بینی های به عمل آمده روند استفاده از برق هسته ای تا دهه های آینده همچنان روند صعودی خواهد داشت. در این زمینه، منطقه آسیا و اروپای شرقی به ترتیب مناطق اصلی جهان در ساخت نیروگاه هسته ای خواهند بود. در این راستا، ژاپن با ساخت نیروگاههای اتمی با ظرفیت بیش از 25000 مگا وات درصدر کشورها قرار دارد. پس از آن چین، کره جنوبی، قزاقستان، رومانی، هند و روسیه جای دارند. استفاده از انرژی هسته ای در کشورهای کاندا، آرژانتین، فرانسه، آلمان، آفریقای جنوبی، سوئیس و آمریکا تقریبا روند ثابتی را طی دو دهه آینده طی خواهد کرد .
غنی سازی اورانیم
سنگ معدن اورانیوم موجود در طبیعت از دو ایزوتوپ ۲۳۵ به مقدار ۷/۰ درصد و اورانیوم ۲۳۸ به مقدار ۳/۹۹ درصد تشکیل شده است. سنگ معدن را ابتدا در اسید حل کرده و بعد از تخلیص فلز، اورانیوم را به صورت ترکیب با اتم فلئور (F) و به صورت مولکول اورانیوم هکزا فلوراید UF6 تبدیل می کنند که به حالت گازی است. سرعت متوسط مولکول های گازی با جرم مولکولی گاز نسبت عکس دارد این پدیده را گراهان در سال ۱۸۶۴ کشف کرد. از این پدیده که به نام دیفوزیون گازی مشهور است برای غنی سازی اورانیوم استفاده می کنند.در عمل اورانیوم هکزا فلوراید طبیعی گازی شکل را از ستون هایی که جدار آنها از اجسام متخلخل (خلل و فرج دار) درست شده است عبور می دهند. منافذ موجود در جسم متخلخل باید قدری بیشتر از شعاع اتمی یعنی در حدود ۵/۲ انگشترم ( ۰۰۰۰۰۰۰۲۵/۰ سانتیمتر) باشد. ضریب جداسازی متناسب با اختلاف جرم مولکول ها است.روش غنی سازی اورانیوم تقریباً مطابق همین اصولی است که در اینجا گفته شد. با وجود این می توان به خوبی حدس زد که پرخرج ترین مرحله تهیه سوخت اتمی همین مرحله غنی سازی ایزوتوپ ها است زیرا از هر هزاران کیلو سنگ معدن اورانیوم
4
۱۴۰ کیلوگرم اورانیوم طبیعی به دست می آید که فقط یک کیلوگرم اورانیوم ۲۳۵ خالص در آن وجود دارد. برای تهیه و تغلیظ اورانیوم تا حد ۵ درصد حداقل ۲۰۰۰ برج از اجسام خلل و فرج دار با ابعاد نسبتاً بزرگ و پی درپی لازم است تا نسبت ایزوتوپ ها تا از برخی به برج دیگر به مقدار ۰۱/۰ درصد تغییر پیدا کند. در نهایت موقعی که نسبت اورانیوم ۲۳۵ به اورانیوم ۲۳۸ به ۵ درصد رسید باید برای تخلیص کامل از سانتریفوژهای بسیار قوی استفاده نمود. برای ساختن نیروگاه اتمی، اورانیوم طبیعی و یا اورانیوم غنی شده بین ۱ تا ۵ درصد کافی است. ولی برای تهیه بمب اتمی حداقل ۵ تا ۶ کیلوگرم اورانیوم ۲۳۵ صددرصد خالص نیاز است .
عملا در صنایع نظامی از این روش استفاده نمی شود و بمب های اتمی را از پلوتونیوم ۲۳۹ که سنتز و تخلیص شیمیایی آن بسیار ساده تر است تهیه می کنند. عنصر اخیر را در نیروگاه های بسیار قوی می سازند که تعداد نوترون های موجود در آنها از صدها هزار میلیارد نوترون در ثانیه در سانتیمتر مربع تجاوز می کند. عملاً کلیه بمب های اتمی موجود در زراد خانه های جهان از این عنصر درست می شود.روش ساخت این عنصر در داخل نیروگاه های اتمی به صورت زیر است: ایزوتوپ های اورانیوم ۲۳۸ شکست پذیر نیستند ولی جاذب نوترون کم انرژی ( نوترون حرارتی هستند. تعدادی از نوترون های حاصل از شکست اورانیوم ۲۳۵ را جذب می کنند و تبدیل به اورانیوم ۲۳۹ می شوند. این ایزوتوپ از اورانیوم بسیار ناپایدار است و در کمتر از ده ساعت تمام اتم های به وجود آمده تخریب می شوند. در درون هسته پایدار اورانیوم ۲۳۹ یکی از نوترون ها خودبه خود به پروتون و یک الکترون تبدیل می شود.بنابراین تعداد پروتون ها یکی اضافه شده و عنصر جدید را که ۹۳ پروتون دارد نپتونیم می نامند که این عنصر نیز ناپایدار است و یکی از نوترون های آن خود به خود به پروتون تبدیل می شود و در نتیجه به تعداد پروتون ها یکی اضافه شده و عنصر جدید که ۹۴ پروتون دارد را پلوتونیم می نامند. این تجربه طی چندین روز انجام می گیرد .
تعاریف اصطلاحات در فیزیک هسته ای
ویژه هسته: یک هسته خاص با اعداد پروتونی (Z) و نوترونی (N) معین را گویند .
ایزوتوپ ها: ویژه هسته هایی با پروتون های یکسان و نوترون های مختلف را گویند.مثال:ایزوتوپ هیدروژن 21 H و 31 H می باشند .
ایزوتون ها: ویژه هسته هایی با نوترون برابر و پروتون مختلف را گویند .
ایزوبارها: ویژه هسته هایی با عدد جرمی A ی برابر (A=Z+N) را می گویند .
ایزومر: ویژه هسته هایی در حالت بر انگیخته با نیم عمر قابل اندازه گیری را ایزومر می نامند .
نوکلئون: ذرات تشکیل دهنده هسته) نوترون یا پروتون ) نوکلئون نام دارند .
مزون ها: ذراتی هستند با جرمی بین جرم الکترون و جرم پروتون . شناخته شده ترین مزون ها عبارتند از: مزون های پی که نقش مهمی در نیروهای هسته ای باز می کند و مزون های مو که در پدیده های پرتو کیهانی مهم است .
پوزیترون: الکترون با بار مثبت به عبارتی ذره ای با جرمی برابر جرم الکترون و باری برابر بار الکترون با علامت مثبت .
فوتون: کوانتوم تابش الکترومغناطیسی که معمولاً بصورت نور اشعه ایکس یا اشعه گاما ظاهر می شودبه عبارت دیگر کوچکترین ذرات سازنده نور فوتون ها هستند .
اسپین: صرفنظر از انرژی مربوط به چرخش الکترون به دور هسته اتمی الکترون نیز انرژی اضافی دیگری دارد که مربوط به چرخش حول محور خود می باشد .علاوه بر الکترون ذراتی دیگر مثل پروتون ، نوترون و فنون ها نیز به نوبه خود دارای اسپین می باشد .
پرداخت با کلیه کارتهای عضو شتاب امکان پذیر است.
دانلود تحقیق برنامه ریزی برای ایجاد نیروگاه های جدید 30 ص
تحقیق برنامه ریزی برای ایجاد نیروگاه های جدید 30 ص
فرمت فایل دانلودی: .zipفرمت فایل اصلی: .doc
تعداد صفحات: 36
حجم فایل: 30 کیلوبایت
قیمت: 8000 تومان
لینک دانلود و خرید پایین توضیحات
دسته بندی : وورد
نوع فایل : word (..doc) ( قابل ویرایش و آماده پرینت )
تعداد صفحه : 36 صفحه
قسمتی از متن word (..doc) :
1
1
برنامه ریزی برای ایجاد نیروگاه های جدید :
مقدمه
ساخت یک نیروگاه معمولاً 5 تا 6 سال از زمان تصمیم گیری برای ساخت تا زمان بهره برداری از اولین واحد آن بطول می انجامد. بنابراین برنامه ریزی سالانه CEGB شامل اقدام در مورد نیروگاه های جدیدی است که قرار است در مدت هفت الی نه سال آینده (که به این مدت اصطلاحاً سالهای پیاده سازی گفته می شود) به مرحله بهره برداری برسند قبل از هر تصمیم جدی در مورد سفارش یک نیروگاه جدید CEGB بایستی موافقت و زیر کشور را تحت بخش دوم از قانون روشنایی الکتریکی مصوب 1909 همراه با هر نوع رضایت و امتیاز مربوط به آن را کسب کرده و همچنین باید بطور جداگانه مجوز مالی را از طرف دولت دریافت نموده باشد. CEGB بایستی نیاز به ایجاد نیروگاهها را در پرتو وظایف قانونی خود بدقت بررسی کند . اوست که باید بررسی نماید که آیا نیاز به ظرفیت جدید به منظور تامین اطمینان از بابت دسترسی به برق کافی ، یا درآمد بیشتر و یا ایجاد اطمینان در مورد تنوع در ذخیره سازی انواع سوخت وجود دارد یا نه علاوه بر آن ممکن است که ساخت یک نیروگاه جدید با ظرفیت مورد نظر به منظور زمینه سازی جهت منافع آتی توجیه پذیر باشد.
ملاحظات ظرفیتی
ظرفیت مورد نیاز بر اساس حداکثر تقاضای سالیانه برآورد می گردد. لذا اولین قدم در تخمین ظرفیت پیش بینی حداکثر تقاضا برای هر زمستان در طول سالهای برنامه ریزی است.
در این پیش بینی فرض بر آنست که بار حداکثر عمدتاً در اثنای روزهای کاری هفته در ماههای دسامبر تا فوریه هنگامی که هوا از سردی با شدت متوسط برخوردارست ، روی می دهد و لذا به آن میانگین تقاضای حداکثر زمستانی (ASC) گفته می شود . شرایط
3
1
ASC بوسیله تحلیل آماری اطلاعات هواشناسی و تغییرات تقاضا که بر اثر تغییرات آب و هوا بوجود می آید تعیین می شود .
رعایت امور اقتصادی
پیش بینی ظرفیت جدید که تقاضای مورد نیاز را تامین نماید تنها دلیل و توجیه برای ساخت یک واحد تولیدی جدید نیست. ساخت و ساز جدید بایستی از لحاظ اقتصادی غیر قابل توجیه باشد و همچنین اجازة از کار اندازی بعضی از واحدهای قدیمی موجود را نیز بدهد.
در اصل یک واحد تا زمانی که از نظر اقتصادی از یک واحد جدید با صرفه تر باشد در حال سرویس نگه داشته می شود. از انواع هزینه ها می توان هزینه قابل اجتناب خالص (NAC) و هزینه موثر خالص (NEC) را نام برد.
شکل 1 ـ 1 دیاگرام مربوط به ترکیبی از واحدهای ممکن در آینده که در سال 1985 توسط CEGB مد نظر قرار گرفته است را نشان می دهد .
مطالعات برنامه ریزی سیستم :
عمل برنامه ریزی اولیه با بررسی شدت بار سیستم و تشخیص میزان تولید آینده و نیازهای انتقال برق شروع می شود. در مراحل مقدماتی نوع و اندازه نیروگاه انتخاب می شود برای هر نیروگاه می توان ارزیابی فنی اولیه ، هزینه های کلی و برنامه ساخت را تهیه کرد.
هنگامی که این مطالعات کامل شد لیست نیروگاههای گوناگون تهیه شده و در برنامه توسعه اولویت بندی می گردد.
اخذ مجوز جهت تأسیس یک نیروگاه جدید :
مطالعات مربوط به مکان و طراحی نیروگاه تا آنجا که رضایت دولت را برای توسعه یک مکان جلب کند ادامه می یابد . سپس بر اساس روند قانونی کار ، طبق مقررات بخش 2 قانون روشنایی الکتریکی مصوب سال 1909 درخواست ساخت نیروگاه به وزیر ایالت داده می شود . علاوه بر رضایت نامه بخش 2 ،
3
1
CEGB درخواست مجوز برنامه ریزی برای ساخت را بر اساس مقررات قانون برنامه ریزی شهر و منطقه مصوب 1971 داشته باشد. بخشی از این قانون به وزیر ایالت این اجازه را می دهد که مجوز برنامه ریزی را همزمان با رضایت نامه بخش 2 صادر نماید. در عین حال وزیر ایالت ممکن است شرایط اصلی را که بدنبال رضایت نامه بخش 2 و همچنین مجوز مالی CEGB طراحی و ساخت پروژه را شروع می کند. شکل 3 ـ 1 یک نمونه از برنامه زمان بندی برای طراحی و ساخت مقدماتی نیروگاه را نشان می دهد.
قسمت عمده ای از برنامه مطالعاتی را مشاوره با مقامات مسئول وزارتی و ایالتی و همچنین مقامات قانونی دیگر مانند مسئولین آب تشکیل می دهد.
سند جزئیات توسعه نیروگاه همچنین شامل یک بخش فنی است که در رابطه با اتصالات سیستم انتقال و پارامترهای نیروگاه اصلی است ، بویژه ترانسفورماتور ژنراتور که باید بطور مناسب با سیستم انتقال متناسب باشد. جزئیات مربوطه شامل موضوعاتی از قبیل ضریب قدرت امپدانس سن کرون ، تنظیم فرکانس و عکس العمل دینامیکی واحد در مقابل تغییرات میزان تقاضای برق و همچنین راهنمای های لازم در مورد سیستم کمکی است که موجب می گردد که این شبکه دارای اطمینان کافی باشد.
تحقیق در انتخاب محل نیروگاه :
نیازهای اصلی محل نیروگاه
یک نیروگاه به طور ساده کارخانه ایست که انرژی ذخیره شده در سوخت را به انرژی الکتریکی تبدیل می کند. بنابراین نیازهای اصلی یک نیروگاه مشابه کارخانجات دیگر است .
وجود منبع ماده خام اولیه (سوخت) با قیمت رقابتی.
دسترسی به بازار برای فروش محصولات (انتقال).
5
1
نیروی کارگر با میزان و کیفیت لازم.
در دست داشتن وسایل برای رفع نشتی ها و محصولات جانبی .
زمین لازم برای ساخت و عملیات .
مادة خام اولیه که از آن در یک نیروگاه حرارتی الکتریسیته بدست می آید می توان ذغال سنگ، نفت ، اورانیوم و یا گاز طبیعی باشد. الکتریسیته بعنوان محصول اصلی از طریق سیستم انتقال و توزیع به مراکز مصرف فرستاده می شود. محصولات جانبی مانند خاکستر و یا پس مانده های سوخت اورانیوم و همچنین روش مقرون به صرفه ای برای رفع این فضولات اغلب از مسائل عمده هستند. نشتی های نیروگاه مقادیر بسیار زیاد حرارت می باشد که دفع آنها معمولاً نیازمند منابع بسیار زیاد آب است که بخاطر قیمت بایستی در نزدیکی محل نیروگاه در دسترس باشد. محصولات احتراق نیز که همراه گازهای سوخته شده با حجمهای زیاد خارج می شوند نیز باید به گونه ای به محیط داده شوند که با مقررات هوای پاک مغایرت نداشته و یا آلودگی جوی ایجاد نکند.
به نیازهای تکنیکی عمده برای جایگاه نیروگاههای هسته ای و ذغال سنگی همراه با اندازه نیروگاهی که هم اکنون مورد نظر هستند در جدول 1-1 آمده است.
طرح ریزی مقدماتی نیروگاه :
به منظور ارزیابی متناسب یک محل بخصوص برای نیروگاهی که مدنظر قرار می گیرد لازمست که طراحی مقدماتی نیروگاه انجام شود. این موضوع مشخص خواهد کرد که جای واحد اصلی و یا مجموعه واحدها در محوطه ساختمانهای نیروگاه کجا باشد. نتیجه این عمل تعیین شکل و اندازه ساختمانها و سپس دسته بندی تک تک آنها و همچنین موارد خارجی دیگر که به طراحی اقتصادی نیروگاه با کمترین مخارج و علاوه بر آن راحتی ساخت و عملکرد موثر نیروگاه و تعمیر و نگهداری آن مربوط می شود می باشد.
پرداخت با کلیه کارتهای عضو شتاب امکان پذیر است.
مشخصات فنی سد کارون 3 و نیروگاه آن به همراه طراحی پل های قوسی سد
| دسته بندی | عمران |
| فرمت فایل | |
| حجم فایل | 2638 کیلو بایت |
| تعداد صفحات فایل | 34 |
