همه رآکتورهای هسته ای تجاری از طریق شکافت هسته ای گرما تولید می‌کنند. همانطور که می‌دانید، شکافت اورانیوم نوترون های زیادی آزاد می‌کند، بیشتر از آنکه لازم باشد. اگر شرایط واکنش مساعد باشد فرآیند به طور خود به خودی انجام می‌شود و یک زنجیره از شکافت های هسته ای به وجود می‌آید. نوترونهایی که از فرآیند شکافت آزاد می‌شوند، بسیار سریعند و هسته های دیگر نمی توانند آنها را به راحتی جذب کنند.

از این رو در اکثر رآکتورها قسمتی به نام کند کننده نوترون وجود دراد که در آن از سرعت نوترونها کاسته می‌شود و در نتیجه نوترونها به راحتی جذب می‌شوند. چنین نوترونهایی آن قدر کند می‌شوند تا با هسته راکتور به تعادل گرمایی برسند. نام گذاری این نوترونها به نوترونهای گرمایی یا نوترونهای کند هم از همین رو است.

مقدار انرژی گرمایی که در یک رآکتور پارامتر بحرانی است و با کنترل آن می‌توان رآکتور را در حالت عادی نگاه داشت. این کار با تنظیم تعداد میله های کنترل درون رآکتور صورت می‌گیرد. میله کنترل از مواد جذب کننده نوترون ساخته شده است و با افزایش یا کاهش جذب نوترون، می‌توان گسترش واکنش زنجیره ای را کاهش یا افزایش داد. البته با استفاده از کند کننده های نوترون یا تغییر دادن نحوه قرار گیری میله های سوخت هم می‌توان انرژی خروجی رآکتور را کنترل کرد.

طراحی یک رآکتور

رآکتورهای هسته ای برای انجام واکنش های هسته ای در مقیاس وسیع طراحی می‌شوند. گرما، اتمهای جدید و تابش بسیار شدید نوترون، محصولات واکنش انجام شده در رآکتور هستند و بسته به استفاده ای که از رآکتور می‌شود، از یکی از محصولات استفاده می‌شود. در یک نیروگاه هسته ای تولید برق از انرژی گرمایی تولید شده برای چرخاندن توربین و درنهایت تولید انرژی الکتریکی استفاده می‌شود. در برخی رآکتورهای نظامی و آزمایشی بیشتر از باریکه نوترون پر انرژی استفاده می‌شود تا مواد ساده را به عناصر کم یاب و جدیدی تبدیل کنند.

هدف از رآکتور هر چه باشد، برای به دست آوردن این محصولات لازم است یک واکنش هسته ای زنجیره ای به طور پیوسته ادامه یابد. برای ادامه یک واکنش زنجیره ای هم رآکتور باید در حالت بحرانی یا فوق بحرانی قرار داشته باشد. کند کننده و وسیله کنترل در فراهم آوردن چنین شرایطی نقش بسیار مهمی برعهده دارند.

رآکتوری که از کند کننده استفاده می‌کند، رآکتور گرمایی یا رآکتور کند نامیده می‌شود. این رآکتورها با توجه به نوع کند کننده ای که مورد استفاده قرار می‌گیرد طبقه بندی می‌شوند. آب معمولی ( آب سبک )، آب سنگین و گرافیت، مواد رایج کند کننده هستند. البته گرافیت مشکلات فراوانی را به وجود می‌آورد و بسیار خطرآفرین است، مانند حادثه انفجار چرنوبیل یا آتش سوزی وانیدسکیل.

رآکتورهایی که از کند کننده‌ها استفاده نمی کنند، رآکتورهای سریع خوانده می‌شوند. در این نوع رآکتورها فشار ذرات نوترون بسیار بالا است و از این رو می‌توان برخی واکنش های هسته ای را در آنها انجام داد که ترتیب دادن آنها در رآکتور کند بسیار مشکل است. شرایط خاصی که در رآکتورهای سریع وجود دارد، سبب می‌شود بتوان هسته اتم توریوم و برخی ایزوتوپ های دیگر را به سوخت هسته ای قابل استفاد تبدیل کرد. چنین رآکتوری می‌تواند سوختی بیش از حد نیاز خود را تولید کند و به همین دلیل به آن رآکتور سوخت ساز هم گفته می‌شود.

در همه رآکتورها، قلب رآکتور که دمای بسیار زیادی دارد باید خنک شود. در یک نیروگاه هسته ای، سیستم خنک ساز به نوعی طراحی می شود که از گرمای آزاد شده به بهترین شکل ممکن استفاده شود. در اغلب این سیستمها از آب استفاده می شود. اما آب نوعی کند کننده هم محسوب می شود و از این رو نمی تواند در رآکتورهای سریع مورد استفاده قرار گیرد. در رآکتورهای سریع از سدیم مذاب یا نمک های سدیم استفاده می شود و دمای عملیاتی خنک ساز بالاتر است. در رآکتورهایی که برای تبدیل مورد طراحی شده اند، به راحتی گرمای آزاد شده را در محیط آزاد می کنند.

در یک نیروگاه هسته ای، رآکتور کند منبع آب را گرم می کند و آن را به بخار تبدیل می کند. بخار آب توربین بخار را به حرکت در می آورد ، توربین نیز ژنراتور را می چرخاند و به این ترتیب انرژی تولید می شود. این آب و بخار آن در تماس مستقیم با راکتور هسته ای است و از این رو در معرض تابش های شدید رادیواکتیو قرار می گیرند. برای پیشگیری از هر گونه خطر مرتبط با این آب رادیواکتیو، در برخی رآکتورها بخار تولید شده را به یک مبدل حرارتی ثانویه وارد می کنند و از آن به عنوان یک منبع گرمایی در چرخه دومی از آب و بخار استفاده می کنند. بدین ترتیب آب و بخار رادیواکتیو هیچ تماسی با توربین نخواهند داشت.

انواع رآکتورهای گرمایی

در در رآکتورهای گرمایی علاوه برکند کننده، سوخت هسته ای ( ایزوتوپ قابل شکافت القایی)، مخزن بخار و لوله های منتقل کننده آن، دیواره های حفاظتی و تجهیزات کنترل و مشاهده سیستم رآکتور نیز وجود دارند. البته بسته به این که این رآکتورها از کانالهای سوخت فشرده شده، مخزن بزرگ بخار یا خنک کننده گازی استفاده کنند، می توان آنها را به سه دسته تقسیم کرد:

الف – کانالهای تحت فشار در رآکتورهای RBMK و CANDU استفاده می شوند و می توان آنها را در حال کارکردن رآکتور، سوخت رسانی کرد.

ب – مخزن بخار پرفشار داغ، رایج ترین نوع رآکتور است و در اغلب نیروگاههای هسته ای و رآکتورهای دریایی ( کشتی، ناوهواپیمابر یا زیردریایی ) از آن استفاده می شود. این مخزن می تواند به عنوان لایه حفاظتی نیز عمل کند.

ج – خنک سازی گازی: در این رآکتورها به جای آب، از یک سیال گازی شکل برای خنک کردن رآکتور استفاده می شود. این گاز در یک چرخه گرمایی با منبع حرارتی راکتور قرار می گیرد و معمولاً از هلیوم برای آن استفاده می شود، هر چند که نیتروژن و دی اکسید کربن نیز کاربرد دارند. در برخی رآکتورهای جدید، رآکتور به قدری گرما تولید می کند که گاز خنک کن می تواند مستقیما یک توربین گازی را بچرخاند، در حالی که در طراحی های قدیمی تر گاز خنک کن را به یک مبدل حرارتی می فرستادند تا در یک چرخه دیگر، آب را به بخار تبدیل کند و بخار داغ، یک توربین بخار را بگرداند.

بقیه اجزای نیروگاه هسته ای

غیر از رآکتور که منبع گرمایی است، تفاوت اندکی بین نیروگاه هسته ای و یک نیروگاه حرارتی تولید برق با سوخت فسیلی وجود دارد.

مخزن بخار تحت فشار معمولا درون یک ساختمان بتونی تعبیه می شود که این ساختمان به عنوان یک سد حفاظتی در برابر تابش رادیواکتیو عمل می کند. این ساختمان هم درون یک مخزن بزرگتر فولادی قرار می گیرد. هسته رآکتور و تجهیزات مرتبط با آن درون این مخزن فولادی قرار گرفته اند و کارکنان می توانند راکتور را تخلیه یا سوخت رسانی کنند. وظیفه این مخزن فولادی، جلوگیری از نشت هر گونه گاز یا مایع رادیواکتیو از درون سیال است.

در نهایت این مخزن فولادی هم به وسیله یک ساختمان بتونی خارجی محافظت می شود. این ساختمان به قدری محکم است که در برابر اصابت یک هواپیمای جت مسافربری ( مشابه حادثه یازده سپتامبر ) هم تخریب نمی شود. وجود این ساختمان حفاظتی دوم برای جلوگیری از انتشار مواد رادیواکتیو در اثر هرگونه نشت از حفاظ اول ضروری است. در حادثه انفجار چرنوبیل، فقط یک ساختمان حفاظتی وجود داشت و همان موجب شد موادراکتیو در سطح اروپا پخش شود.

رآکتورهای هسته ای طبیعی

در طبیعت هم می توان نشانه هایی از رآکتور هسته ای پیدا کرد، البته به شرطی که تمام عوامل مورد نیاز به طور طبیعی در کنار هم قرار گرفته باشند. تنها نمونه شناخته شده یک رآکتور هسته ای طبیعی دو میلیارد سال پیش در منطقه اوکلو در کشور گابون (قاره آفریقا) فعالیتش را آغاز کرده است. البته دیگر چنین رآکتورهایی روی زمین شکل نمی گیرند، زیرا واپاشی رادیواکتیو این مواد (به خصوص U-235) در این زمان طولانی 5/4 میلیارد ساله (سن زمین)، فراوانی U-235 را در منابع طبیعی این رآکتورها بسیار کاهش داده است، به طوری که مقدار آن به پایین تر از حد مورد نیاز آغاز یک واکنش زنجیره ای رسیده است.

این رآکتورهای طبیعی زمانی شکل گرفتند که معادن غنی از اورانیوم به تدریج از آب زیرزمینی یا سطحی پر شدند. این آب به صورت کند کننده عمل کرد و واکنش های زنجیره ای شدیدی به وقوع پیوست. با افزایش دما، آب کند کننده بخار می شد و رآکتور خاموش شد. پس از مدتی، این بخارها به مایع تبدیل می شدند و دوباره رآکتور به راه می افتاد. این سیستم خودکار و بسته، یک رآکتور را کنترل می کرد و برای صدها هزار سال، این رآکتور را فعال نگاه می داشت.

مطالعه و بررسی این رآکتورهای هسته ای طبیعی بسیار ارزشمند است، زیرا می تواند به تحلیل چگونگی حرکت مواد رادیواکتیو در پوسته زمین کمک کند. اگر زمین شناسان بتوانند را از این حرکت ها را شناسایی کنند، می توانند راه حل های جدیدی برای دفن زباله های هسته ای پیدا کنند تا روزی خدای ناکرده، این ضایعات خطرناک به منابع آب سطح زمین نشت نکنند و فاجعه ای بشری به بار نیاورند.

انواع رآکتورهای گرمایی

الف – کند سازی با آب سبک:

a- رآکتور آب تحت فشار Pressurized Water Reactor(PWR)

b- رآکتور آب جوشان Boiling Water Reactor(BWR)

c- رآکتور D2G

ب- کند سازی با گرافیت:

a- ماگنوس Magnox

b- رآکتور پیشرفته با خنک کنندی گازی Advanced Gas-Coaled Reactor (AGR)

c- RBMK

d- PBMR

ج – کند کنندگی با آب سنگین:

a – SGHWR

b – CANDU

رآکتور آب تحت فشار، PWR

رآکتور PWR یکی از رایج ترین راکتورهای هسته ای است که از آب معمولی هم به عنوان کند ساز نوترونها و هم به عنوان خنک ساز استفاده می کند. در یک PWR، مدار خنک اولیه از آب تحت فشار استفاده می کند. آب تحت فشار، در دمایی بالاتر از آب معمولی به جوش می آید، از این دوچرخه خنک ساز اولیه را به گونه ای طراحی می کنند که آب با وجود آنکه دمایی بسیار بالا دارد، جوش نیاید و به بخار تبدیل نشود. این آب داغ و تحت فشار در یک مبدل حرارتی، گرما را به چرخه دوم منتقل میکند که یک نوع چرخه بخار است و از آب معمولی استفاده می کند. دراین چرخه آب جوش می آید و بخار داغ تشکیل می شود، بخار داغ یک توربین بخار را می چرخاند، توربین هم یک ژنراتور و در نهایت ژنراتور، انرژی الکتریکی تولید می کند.

PWR به دلیل دارابودن چرخه ثانویه با BWR تفاوت دارد. از گرمای تولیدی در PWR به عنوان سیستم گرم کننده درنواحی قطبی نیز استفاده شده است. این نوع رآکتور، رایج ترین نوع رآکتورهای هسته ای است و در حال حاضر، بیش از 230 عدد از آنها در نیروگاههای هسته ای تولید برق و صدها رآکتور دیگر برای تأمین انرژی تجهیزات دریایی مورد استفاده قرار می گیرند.

خنک کننده

همان طور که می دانید، برخورد نوترونها با سوخت هسته ای درون میله های سوخت، موجب شکافت هسته اتمها می شود و این فرآیند هم به نوبه خود، گرما و نوترونهای بیشتری آزاد می کند. اگر این حرارت آزاد شده منتقل نشود، ممکن است میله های سوخت ذوب شوند و ساختار کنترلی رآکتور از بین برود (و البته خطرهای مرگ آوری که به دنبال آن روی می دهند.) در PWR، میله های سوخت به صورت یک دسته در ساختاری، ترسیمی قرار گرفته اند و آب از کف رآکتور به بالا جریان پیدا می کند. آب از میان این میله های سوخت عبور می کند و به شدت گرم می شود، به طوری که به دمای 325 درجه سانتی گراد می رسد. درمبدل حرارتی، این آب داغ موجب داغ شدن آب در چرخه دوم می شود و بخاری با دمای 270 درجه سانتی گراد تولید می کند تا توربین را بچرخاند.

کند کننده

نوترونهای حاصل از یک شکافت هسته ای بیش از آن حدی گرمند که بتوانند یک واکنش شکافت هسته ای را آغاز کنند. انرژی آنها را باید کاهش داد تا با محیط اطراف خود به تعادل گرمایی برسند. محیط اطراف نوترونها ( قلب رآکتور ) دمایی در حدود 450 درجه سانتی گراد دارد.

در یک PWR، نوترونها در پی برخورد با مولکولهای آب خنک ساز، انرژی جنبشی خود را از دست می دهند؛ به طوری که پس از 8 تا 10 برخورد ( البته به طور متوسط ) با محیط هم دما می شوند. در این حالت، احتمال جذب نوترونها از سوی هسته U-235 بسیار زیاد است ودر صورت جذب، بالافاصله هسته U-236 جدید دچار شکافت می شود.

مکانیسم حساسی که هر رآکتور هسته ای را کنترل می کند، سرعت آزاد سازی نوترونها در طول یک فرآیند شکافت است به طور متوسط از هر شکافت، دونوترون و مقدار زیادی انرژی آزاد می شود. نوترونهای آزاد شده اگر با هسته U-235 دیگری برخورد کنند، شکافت دیگری را سبب می شوند و در نهایت یک واکنش زنجیره ای روی می دهد. اگر تمام این نوترونها در یک لحظه آزاد شوند، تعدادشان به قدری زیاد می شود که باعث ذوب شدن راکتور خواهد شد. ( تعداد ذرات پر انرژی، دمای یک سیستم را تعیین می کند. معادله بوتنرمن، این ارتباط را توصیف می کند. ) خوشبختانه برخی از این نوترونها پس از یک بازه زمانی نه چندان کوتاه ( حدود یک دقیقه ) تولید می شوند و سبب می شوند دیگر عوامل کنترل کننده از این تاخیر زمانی استفاده کرده، اثر خود را داشته باشند.

یکی از مزیت های استفاه از آب در PWR، این است که اثر کند سازی آب با افزایش دما کاهش می یابد. در حالت عادی، آب در فشار 150 برابر فشار یک اتمسفر قرار دارد ( حدود 15 مگا پاسکال ) و در قلب رآکتور به دمای 325 درجه سانتی گراد می رسد. درست است که آب با فشار پانزده مگا پاکسال در این دما جوش نمی آید، ولی به شدت از خاصیت کند کنندگی اش کاسته می شود، بنابراین آهنگ واکنش شکافت هسته ای کاهش می یابد، حرارت کمتری تولید می شود و دما پایین می آید. دما که کاهش یابد، توان رآکتور افزایش می یابد و دما که افزایش یابد توان راکتور کاهش می یابد؛ پس خود سیستم PWR دارای یک سیستم خود تعادلی در رآکتور است و تضمین می کند توان رآکتور در کمترین میزان مورد نیاز برای تأمین گرمای سیستم بخار ثانویه است.

در اغلب رآکتورهای PWR، توان رآکتور را در دوره فعالیت معمولی با تغییرات غلظت بورون ( در شکل اسید بوریک ) در چرخه خنک کننده اولیه کنترل اولیه کنترل می کنند سرعت جریان خنک کننده اول در رآکتورهای PWR معمولی ثابت است. بورون یک جذب کننده قوی نوترون است و با افزایش یا کاهش غلظت آن، می توان شدت فعالیت راکتور را کاهش یا افزایش داد. برای این کار، یک سیستم کنترلی پیچیده شامل پمپ های فشار بالا که آب را در فشار 15 مگا پاسکال از چرخه خارج می کند، تجهیزات تغییر غلظت اسید بوریک و تزریق مجدد آب به چرخه خنک ساز مورد نیاز است.

یکی از اشکالات راکتورهای شکافت، این است که حتی پس از توقف واکنش شکافت، هنوز هم واپاشی های رادیواکتیوی انجام می شود و حرارت زیادی آزاد می شود که می تواند راکتور را ذوب کند. البته سیستم های حفاظتی و پشتیبانی متعددی برای جلوگیری از این واقعه وجود دارند، با این حال ممکن است در اثر پیچیدگی های این سیستم، برهمکنش های پیش بینی نشده یا خطاهای عملیاتی مرگ آفرینی در شرایط اضطراری روی دهند. در نهایت، هر رآکتور با یک حفاظ ساختمانی بتونی احاطه شده است که آخرین سد در برابر تشعشعات رادیواکتیو است.

رآکتور آب جوشان، BWR

در رآکتور آب جوشان، از آب سبک استفاده می شود. آب سبک، آبی است که در آن فقط هیدروژن معمولی وجود دارد. ) BWR اختلاف زیادی با رآکتور آب تحت فشار ندارد، غیر از اینکه در BWR فقط یک چرخه خنک کننده وجود دارد و آب مستقیما در قلب راکتور به جوش می آید. فشار آب در BWR کمتر از PWR است، به طوری که در بیشترین مقدار به 75 برابر فشار جو می رسد ( 5/7 مگا پاسکال ) و بدین ترتیب آب در دمای 285 درجه سانتی گراد به جوش می آید.

رآکتور BWR به شکلی طراحی شده که بین 12 تا 15 درصد آب درون قلب رآکتور به شکل بخار در قسمت بالای آن قرار می گیرد. بدین ترتیب عملکرد بخش بالایی و پایینی هسته رآکتور با هم تفاوت دارند. در بخش بالایی قلب رآکتور، کند سازی کمتری صورت می گیرد و در نتیجه بخش بالایی کمتر است.

در حالت کلی دو مکانیسم برای کنترل BWR وجود دارد:
استفاده از میله های کنترل و تغییر جریان آب درون راکتور.

الف – بالا بردن یا پایین آوردن میله های کنترل، روش معمولی کنترل توان رآکتور در حالت راه اندازی رآکتور تا رسیدن به 70 درصد حداکثر توان است. میله های کنترل حاوی مواد جذب کننده نوترون هستند؛ در نتیجه پایین آوردن آنها موجب افزایش جذب نوترون در میله ها، کاهش جذب نوترون در سوخت و درنهایت کاهش آهنگ شکافت هسته ای و پایین آمدن توان رآکتور می شود. بالا بردن میله های سوخت دقیقاً نتیجه معکوس می دهد.

ب – تغییرات جریان آب درون رآکتور، زمانی برای کنترل رآکتور مورد استفاده قرار می گیرد که راکتور بین 70 تا صد درصد توان خود کار می کند. اگر جریان آب درون رآکتور افزایش یابد، حباب های بخار در حال جوش سریع تر از قلب راکتور خارج می شوند و آب درون قلب رآکتور بیشتر می شود. افزایش مقدار آب به معنی افزایش کندسازی نوترون و جذب بیشتر نوترونها از سوی سوخت است و این یعنی افزایش توان راکتور. با کاهش جریان آب درون رآکتور، حباب ها بیشتر در رآکتور باقی می مانند، سطح آب کاهش می یابد و به دنبال آن کندسازی نوترونها و جذب نوترون هم کاهش می یابد و در نهایت توان رآکتور کاهش می یابد.

بخار تولید شده در قلب رآکتور از شیرهای جدا کننده بخار و صفحات خشک کن (برای جذب هر گونه قطرات آب داغ) عبور می کند و مستقیماً به سمت توربین های بخار که بخشی از مدار رآکتور محسوب می شوند، می رود. آب اطراف رآکتور همواره در معرض تابش و آلودگی رادیواکتیو است و از آنجا که توربین هم در تماس مستقیم با این آب است، باید پوشش حفاظتی داشته باشد. اغلب آلودگی های درون آب عمر کوتاهی دارند ( مانند N16 که بخش اعظم آلودگی های آب را تشکیل می دهد و نیمه عمرش تنها 7 ثانیه است)، بنابراین مدت کوتاهی پس از خاموش شدن رآکتور می توان به قسمت توربین وارد شد.

در رآکتور BWR، افزایش نسبت بخار آب به آب مایع درون رآکتور موجب کاهش گرمای خروجی می شود. با این حال، یک افزایش ناگهانی در فشار بخار، سبب بروز یک کاهش ناگهانی در نسبت بخار به آب مایع درون رآکتور می شود که خود، سبب افزایش توان خروجی می شود. این شرایط و دیگر حالت های خطرساز، موجب شده است از سیستم کنترلی اسید بوریک (بورون) نیز استفاده شود، بدین شکل که در سیستم پشتیبان خاموش کننده اضطراری، محلول اسید بوریک با غلظت بالا به چرخه خنک کننده تزریق می شود.

خوبی این سیستم این است که اسید اوریک، یک خورنده قوی است و معمولا در PWR سبب می شود تلفات ناشی از خوردگی قابل توجه باشد. در بدترین شرایط اضطراری که تمام سیستم های امنیتی از کار افتاد، هر رآکتور به وسیله یک ساختمان حفاظتی از محیط اطراف جدا شده است. در یک رآکتور BWR جدی، حدود 800 دسته واحد سوخت قرار می گیرد و در هر دسته بین 74 تا 100 میله سوخت قرار می گیرد. این چنین حدود 140 تن اورانیوم در قلب رآکتور ذخیره می شود.

رآکتور D2G

رآکتور هسته ای D2G را می توان در تمام ناوهای دریایی ایالات متحده می توان پیدا کرد. D2G مخفف عبارت زیراست:

رآکتور ناو جنگی D=Destroyer-sized reactor

نسل دوم 2=Second Geneation

ساخت جنرال الکتریک G= General – Electric built

بدین ترتیب، D2G را می توان مخفف این عبارت دانست: رآکتور هسته ای نسل دوم ویژه ناوهای جنگی ساخت جنرال الکتریک. این رآکتور برای تولید حداکثر 150 مگا وات انرژی الکتریکی و عمر مفید 15 سال مصرف معمولی طراحی شده است.

در این رآکتور، برای مخزن بخار دو رآکتور وجود دارد و طوری طراحی شده که بتوان هر دو اتاق توربین را با یک رآکتور به راه انداخت. اگر هر دو رآکتور فعال باشند، ناو به سرعت 32 گره می رسد. اگر یک رآکتور فعال باشد و توربین ها متصل به هم باشند، سرعت ناو به 25 تا 27 گره خواهد رسید و اگر فقط یک رآکتور فعال باشد ولی توربین ها جدا باشند، سرعت فقط 15 گره خواهد بود.

www.smsm.ir
دانشنامه مرجع مهندسی ايران

مطالب تصادفی:

بارگذاری ساختمان - پنجشنبه چهارم آذر 1389
بادبندهای خارج از محور ایرادهای طراحی این بادبندها - پنجشنبه چهارم آذر 1389
روشهای تحلیل دینامیکی - پنجشنبه چهارم آذر 1389
موريانه ها استادان معماری و شهرسازی - سه شنبه دوم آذر 1389
علل فرسودگی و تخریب سازه های بتنی (Causes Of Deteriorations) - سه شنبه دوم آذر 1389
معماری ارگانیک - سه شنبه دوم آذر 1389
ساختار دفاع الکترونیک - دوشنبه یکم آذر 1389
روغنهای خوراكی - دوشنبه یکم آذر 1389
راهنمای جوشکاری فولادهای زنگ نزن بر اساس استاندارد EN-1011 - دوشنبه یکم آذر 1389
فاضلاب های صنعتی و عوامل موثر در آلودگی فاضلاب - جمعه بیست و هشتم آبان 1389
راهنمای آزمایشگاه خواص مکانیکی گروه مهندسی متالورژی و مواد - جمعه بیست و هشتم آبان 1389
تکنولوژی اجراء در سد خاکی با هسته رسی - جمعه بیست و هشتم آبان 1389
سد ذخیره ای كریت طبس - جمعه بیست و هشتم آبان 1389
جوشكاری زیر آب - جمعه بیست و هشتم آبان 1389
اصطلاحات انگلیسی مرتبط با هیدرولوژی - جمعه بیست و هشتم آبان 1389
پدیده کرونا - جمعه بیست و هشتم آبان 1389
تجهیزات حفاظت الکتریکی - جمعه بیست و هشتم آبان 1389
تجهیزات پستهای فشار قوی - جمعه بیست و هشتم آبان 1389

نوع مطلب : مهندسی نيروگاه
نوشته شده در چهارشنبه ۲۵ اسفند ۱۳۸۹ توسط SMSM |           |