دانلود رایگان ترجمه مقاله تحلیل تولید فرآورده های Tritium برای یک راکتور تست با دمای بالا – ۲۰۱۳

مقاله انگلیسی رایگان (PDF)

ترجمه فارسی رایگان (PDF)

خرید ترجمه با فرمت ورد

بخشی از ترجمه فارسی مقاله:

  ۱ – مقدمه
۱-۱ بازنگری راکتور حرارت بالا خنک شده با نمک فلوراید (FHR)
تحقیق در مورد رشته های مهندسی هسته ای و مواد در سطح جهان اخیرا به بررسی مفهوم راکتور جدید می پردازد که FHR نامیده شد . موارد زیر در طراحی بطور برجسته نشان داده می شوند که عبارتند از ماده خنک کننده نمک فلوراید حرارت بالا ، فشار پایین ، سوخت ذرات پوشش داده شده ، بهبود کارآمدی برای تولید الکتریسیته ، تولید دمای فرآیند و رد دمای واپاشی کاملا غیر فعال . این کیفیت ها در تولید الکتریسیته هزینه کم سهم دارند در حالی که ویژگی های ایمنی غیر فعال حفظ شده و محدودیت های جاری راکتور های آب سبک (LWR) رفع می گردند ]۱[ . مفهوم FHR بایستی در معرض مطالعات طراحی بیشتر ، تست های مواد و پرتو افکنی سوخت و ارزیابی ایمنی قبل از این که راکتور برق مقیاس کامل را بتوان ساخت ، قرار بگیرد . تست مفایم حیاتی در FHR از جمله تست مواد ، مواد خنک کننده و نوترونیک ها در توسعه راکتور آزمایشی حرارات بالا خنک شده با نمک فلوراید (FHTR) پیش بینی گردید .
راکتور های نمک ذوب شده ( MSR) در ابتدا در دهه ۱۹۵۰ و ۱۹۶۰ به عنوان طراحی آزمایشی مورد توجه قرار گرفتند . توجه به توانایی بالقوه راکتور های نمک ذوب شده برای سوختن آکتنید ها ، عملیات به صورت راکتور تولیدی تریوم ، تهیه چرخه سوخت ساده شده و ایجاد مسیری برای حمل و نقل محدود مواد رادیو اکتیو مطرح شده است . پیشرفت ها در فناوری سوخت راکتور خنک شده با گاز دمای بالا (HTGR) ، مواد و فناوری MSR به توسعه مفهوم FHR منجر گردید . طراحی های MSR و FHR عمدتا در جنبه سوخت متفاوت می باشند : سوخت در MSR ها در ماده خنک کننده نمک ذوب شده حل گردید نظر به این که سوخت برای FHR از نوع مشابه با سوخت جامد توسعه یافته برای HTGR ها بود .
ماده flibe به عنوان ماده خنک کننده اولیه مورد نظر برای راکتور حرارت بالا خنک شده با نمک فلوراید می باشد چون این ماده دارای ویژگی های انتقال دمای بالا و نوترونیک با نقطه ذوب ۴۶۰ درجه سانتی گراد و نقطه جوش ۱۴۳۰ درجه سانتی گراد می باشد که عملیات راکتور در دما های بسیار بالا را امکان پذیر می کند ] ۲[ . در نتیجه ، همچنین flibe می تواند ماده خنک کننده اولیه مورد نظر برای FHTR باشد . تری تیوم یک نوع ایزوتوپ رادیو اکتیو هیدروژن با جرم اتمی سه می باشد که احتمالا از واکنش های جذب نوترون با اجزای LIBE و عمدتا Li تولید شده است . تریوم داری نیمه عمر ۱۲٫۳ سال می باشد و یک نوع ساتع کننده بتا خالص است . تری تیوم در دما های بالا همانند هیدروژن رفتار می کند و ممکن است از طریق مواد پخش گردد و از راکتور خارج شود .
۱-۲ بازنگری FHTR ]3[
راکتور آزمایشی قبل از این که FHR به صورت تجاری توسعه یابد بایستی جنبه های مهم مرتبط با نوترونیک ها ، هیدرو لیک های حرارتی ، مواد و روش های بی نهایت مرتبط با این مورد برای اداره کردن تری تیوم را مورد مطالعه قرار دهد . FHTR 100 مگا واتی اولیه توسط شرکت رده طراحی سیستم های هسته ای۲۰۱۲ MIT طراحی شده بود تا امکان پذیری تجاری ثابت گردد و تست تسریع یافته برای FHR فراهم گردد . طراحی راکتور آزمایشی حرارات بالا خنک شونده با نمک فلوراید MIT دارای ویژگی های قابل ذکری می باشد که عبارتند از : موقعیت تست حرارتی مرکزی بزرگ با شار نوترون بیشتر از ۳E14 n/cm-s برای تست مواد و سوخت شتاب دار ، موقعیت های تست هسته داخلی یا بیرونی بیشمار در تماس با ماده خنک کننده اولیه ، شکل سوخت مبتنی بر بر ماده پوشش داده شده و دما های ورودی ( بیش از ۶۰۰ درجه سانتی گراد ) و خروجی ( بیش از ۷۰۰ درجه سانتی گراد ) بالا برای اجتناب از منجمد سازی نمک و تهیه محیط دمای بالا مورد انتظار طراحی تجاری . ویژگی های ایمنی بالا در طراحی FHTR برای کنترل تری تیوم و حذف دمای تحزیه پیشنهاد شده اند . طرح کلی هندسی هسته طراحی MIT FHTR در شکل یک نشان داده می شود و ابعاد مرتبط با هسته در جدول یک نشان داده می شو ند ]۴[ . سطوح شار در بخش های مختلف FHTR در جدول ۲ نشان داده می شوند .

بخشی از مقاله انگلیسی:

۱ Introduction

۱٫۱ Overview of the Fluoride-salt-cooled High-temperature Reactor (FHR)

Research in the nuclear and materials engineering fields worldwide is currently investigating a new reactor concept called the Fluoride-salt-cooled High-temperature Reactor (FHR). The design features a low-pressure, high-temperature liquid fluoride-salt coolant, coated-particle fuel, increased efficiency for electricity generation, process heat production, and fully passive decay heat rejection. These qualities contribute to the generation of electricity at a low cost while maintaining passive safety features, overcoming current limitations of Light Water Reactors (LWRs) [1]. The concept of the FHR must undergo further design study, materials and fuel irradiation tests, and operational and safety evaluation before a full-scale power reactor can be built. The development of a Fluoride-salt-cooled High-temperature Test Reactor (FHTR) will allow for the testing of critical concepts in the FHR including the testing of materials, coolants, and the neutronics. An interest in Molten Salt Reactors (MSRs) originated first in the 1950s and 1960s as highly experimental designs. The interest evolved around the potential ability of the MSR to burn actinides, operate as a breeding reactor for Thorium, provide a simplified fuel cycle, and make way for limited transport of radioactive materials. Advances in HighTemperature Gas-cooled Reactor (HTGR) fuel technology, materials, and MSR technology led to the development of the FHR concept. The MSR and FHR designs are mainly different in the fuel aspect: the fuel in MSRs was dissolved in the molten salt coolant whereas the fuel for the FHR is the same type of solid fuel developed for HTGRs. The primary coolant candidate for the FHR is flibe (66.7%LiF-33.3%BeF 2) because it has excellent heat transfer and neutronics properties, with a high melting point of 460’C and boiling point of 1430*C that allow reactor operation at very high temperatures [2]. As a result, flibe is also the primary coolant candidate for the FHTR. Tritium is a radioactive isotope of hydrogen with an atomic mass of three that may be produced from neutron capture reactions with the components of flibe, primary 6Li. Tritium has a half-life of 12.3 years and is a pure beta emitter. At high temperatures, tritium behaves like hydrogen and may diffuse through materials and escape from the reactor.

۱٫۲ Overview of the FHTR [3] Before the FHR becomes commercially viable, a test reactor is necessary to study important aspects relevant to neutronics, thermal hydraulics, materials, and most relevant to this case, methods for managing tritium. A preliminary 100 MW FHTR has been designed by the 2012 MIT Nuclear Systems Design Class to prove commercial feasibility of and provide accelerated testing for the FHR. The MIT FHTR design has notable features that include: a large central thermal test position with a neutron flux greater than 3E14 n/cm 2 -s for accelerated fuel and materials testing, numerous in/ex-core testing positions in contact with the primary coolant, a coated-particle-based fuel form, and high inlet (>600’C) and outlet (-700’C) temperatures to avoid salt freezing and provide the expected hightemperature environment of the commercial design. Numerous safety features have been suggested in the FHTR design for tritium control and decay heat removal. Figure 1 shows the core geometry layout of the MIT FHTR design and Table 1 shows the core’s relevant dimensions [4]. Table 2 shows the flux levels in several parts of the FHTR.