دانلود تحقیق نیروگاه‌های سیکل ترکیبی و انواع آن

اختصاصی از فایلکو دانلود تحقیق نیروگاه‌های سیکل ترکیبی و انواع آن دانلود با لینک مستقیم و پر سرعت .

در این بخش تحقیق جامعی با موضوع و عنوان نیروگاه‌های سیکل ترکیبی و انواع آن برای دانلود قرار داده شده است. این تحقیق در 129 صفحه و با فرمت WORD می‌باشد. در ذیل فهرست مطالب آن آورده شده است.

دانلود مقاله نیروگاه‌های هسته ای

اختصاصی از فایلکو دانلود مقاله نیروگاه‌های هسته ای دانلود با لینک مستقیم و پر سرعت .

در مقابله با ذغال سنگ و [[نفت]] , ارزش انتقال سوخت هسته‌ای ناچیزاست بدلیل مقداراستعمال خیلی کم. یک نیروگاه 1GW درحدود 41/2 تن اورانیوم در هرهفته نیاز دارد. این مقایسه می‌شود بطور بسیار مطلوب با 50000 نت سوخت که در یک هفته در نیروگاه ذغال- سوختی سوزانده می‌شد. نیروگاه‌های هسته‌ای در حال حاضر تقریبا آب خنک بیشتری درمقایسه با نیروگاه‌های ذغال- سوختی و نفت- سوختی استفاده می‌کنند , بعلت کارایی و [[بازده]] پایین آنها. همه نیروگاه‌های هسته‌ای در بریتانیا , با یک چشم داشت, در ساحل واقع می‌‌شوند و از آب خنک دریا استفاده می‌کنند.
نیروگاه‌های هسته ای
ذوالفقار دانشی

نیروگاههای هسته‌ای حدود 17 درصد برق را تأمین می‌کنند برخی کشورها برای تولید نیروی الکتریکی خود، وابستگی بیشتری به انرژی هسته‌ای دارند. براساس آمار آژانس انرژی اتمی، 75 درصد برق کشور فرانسه در نیروگاههای هسته‌ای تولید می‌‌شود و در ایالات متحده، نیروگاههای هسته‌ای 15 درصد برق را تأمین می‌‌کنند. بیش از چهارصد نیروگاه هسته‌ای در سراسر دنیا وجود دارد که بیش از یکصد عدد آنها در ایالات متحده واقع شده است. یک نیروگاه هسته‌ای بسیار شبیه به یک نیروگاه سوخت فسیلی تولید کننده انرژی الکتریکی است و تنها تفاوتی که دارد، منبع گرمایی تولید بخار است. این وظیفه در نیروگاه هسته‌ای برعهده رآکتور هسته‌ای است.

رآکتور هسته ای
همه رآکتورهای هسته‌ای تجاری از طریق شکافت هسته‌ای گرما تولید می‌‌کنند. همانطور که می‌‌دانید، شکافت اورانیوم نوترون‌های 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 شکافت‌های هسته‌ای به وجود می‌‌آید. نوترونهایی که از فرآیند شکافت آزاد می‌‌شوند، بسیار سریعند و هسته‌های دیگر نمی‌توانند 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 میله‌های 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 زنجیره‌ای را کاهش یا افزایش داد. البته با استفاده از کند کننده‌های نوترون یا تغییر دادن نحوه قرار گیری میله‌های سوخت هم می‌‌توان انرژی خروجی رآکتور را کنترل کرد.

طراحی یک رآکتور
رآکتورهای هسته‌ای برای انجام واکنش‌های هسته‌ای در مقیاس وسیع طراحی می‌‌شوند. گرما، اتمهای جدید و تابش بسیار شدید نوترون، محصولات واکنش انجام شده در رآکتور هستند و بسته به استفاده‌ای که از رآکتور می‌‌شود، از یکی از محصولات استفاده می‌‌شود. در یک نیروگاه هسته‌ای 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 هسته‌ای زنجیره‌ای به طور پیوسته ادامه یابد. برای ادامه یک واکنش زنجیره‌ای 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 کننده‌ای 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 نمی‌کنند، رآکتورهای سریع خوانده می‌‌شوند. در این نوع رآکتورها فشار ذرات نوترون بسیار بالا است و از این رو می‌‌توان برخی واکنش‌های هسته‌ای 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 ایزوتوپ‌های دیگر را به سوخت هسته‌ای 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 می‌‌شود که از گرمای آزاد شده به بهترین شکل ممکن استفاده شود. در اغلب این سیستمها از آب استفاده می‌‌شود. اما آب نوعی کند کننده هم محسوب می‌‌شود و از این رو نمی‌تواند در رآکتورهای سریع مورد استفاده قرار گیرد. در رآکتورهای سریع از سدیم مذاب یا نمک‌های سدیم استفاده می‌‌شود 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 می‌‌کنند.
در یک نیروگاه هسته ای، رآکتور کند منبع آب را گرم می‌‌کند و آن را به بخار تبدیل می‌‌کند. بخار آب توربین بخار را به حرکت در می‌‌آورد، توربین نیز ژنراتور را می‌‌چرخاند و به این ترتیب انرژی تولید می‌‌شود. این آب و بخار آن در تماس مستقیم با راکتور هسته‌ای است و از این رو در معرض تابش‌های شدید رادیواکتیو قرار می‌‌گیرند. برای پیشگیری از هر گونه خطر مرتبط با این آب رادیواکتیو، در برخی رآکتورها بخار تولید شده را به یک مبدل حرارتی ثانویه وارد می‌کنند و از آن به عنوان یک منبع گرمایی در چرخه دومی از آب و بخار استفاده می‌‌کنند. بدین ترتیب آب و بخار رادیواکتیو هیچ تماسی با توربین نخواهند داشت.

انواع رآکتورهای گرمایی
در در رآکتورهای گرمایی علاوه برکند کننده، سوخت هسته‌ای (ایزوتوپ قابل شکافت القایی)، مخزن بخار و لوله‌های منتقل کننده آن، دیواره‌های 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، می‌‌توان آنها را به سردسته تقسیم کرد.
الف – کانالهای تحت فشار در رآکتورهای RBMK و CANDU استفاده می‌‌شوند و می‌‌توان آنها را در حال کارکردن رآکتور، سوخت رسانی کرد.
ب – مخزن بخار پرفشار داغ، رایج‌ترین نوع رآکتور است و در اغلب نیروگاههای هسته‌ای و رآکتورهای دریایی (کشتی، ناوهواپیمابر یا زیردریایی) از آن استفاده می‌‌شود. این مخزن می‌‌تواند 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 می‌‌شود. این گاز در یک چرخه گرمایی با منبع حرارتی راکتور قرار می‌‌گیرد و معمولاً از هلیوم برای آن استفاده می‌‌شود، هر چند که نیتروژن و دی اکسید کربن نیز کاربرد دارند. در برخی رآکتورهای جدید، رآکتور به قدری گرما تولید می‌‌کند که گاز خنک کن می‌‌تواند مستقیما یک توربین گازی را بچرخاند، در حالی که در طراحی‌های قدیمی تر گاز خنک کن را به یک مبدل حرارتی می‌‌فرستادند 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 هسته‌ای و یک نیروگاه حرارتی تولید برق با سوخت فسیلی وجود دارد.
مخزن بخار تحت فشار معمولا درون یک ساختمان بتونی تعبیه می‌‌شود که این ساختمان به عنوان یک سد حفاظتی در برابر تابش رادیواکتیو عمل می‌‌کند. این ساختمان هم درون یک مخزن بزرگتر فولادی قرار می‌‌گیرد. هسته رآکتور و تجهیزات مرتبط با آن درون این مخزن فولادی قرار گرفته‌اند و کارکنان می‌‌توانند 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 می‌‌شود. این ساختمان به قدری محکم است که در برابر اصابت یک هواپیمای جت مسافربری (مشابه حادثه یازده سپتامبر) هم تخریب نمی‌شود. 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 هسته‌ای طبیعی
در طبیعت هم می‌‌توان نشانه‌هایی از رآکتور هسته‌ای 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 هسته‌ای 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 نمی‌گیرند، 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 زنجیره‌ای 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 واکنش‌های زنجیره‌ای شدیدی به وقوع پیوست. با افزایش دما، آب کند کننده بخار می‌‌شد و رآکتور خاموش شد. پس از مدتی، این بخارها به مایع تبدیل می‌‌شدند و دوباره رآکتور به راه می‌‌افتاد. این سیستم خودکار و بسته، یک رآکتور را کنترل می‌‌کرد و برای صدها هزار سال، این رآکتور را فعال نگاه می‌‌داشت.
مطالعه و بررسی این رآکتورهای هسته‌ای طبیعی بسیار ارزشمند است، زیرا می‌‌تواند به تحلیل چگونگی حرکت مواد رادیواکتیو در پوسته زمین کمک کند. اگر زمین شناسان بتوانند را از این حرکت‌ها را شناسایی کنند، می‌‌توانند راه حل‌های جدیدی برای دفن زباله‌های هسته‌ای پیدا کنند تا روزی خدای ناکرده، این ضایعات خطرناک به منابع آب سطح زمین نشت نکنند و فاجعه‌ای 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 رایج‌ترین راکتورهای هسته‌ای است که از آب معمولی هم به عنوان کند ساز نوترونها و هم به عنوان خنک ساز استفاده می‌‌کند. در یک PWR، مدار خنک اولیه از آب تحت فشار استفاده می‌‌کند. آب تحت فشار، در دمایی بالاتر از آب معمولی به جوش می‌‌آید، از این دوچرخه خنک ساز اولیه را به گونه‌ای طراحی می‌کنند 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 می‌‌کند. دراین چرخه آب جوش می‌‌آید و بخار داغ تشکیل می‌‌شود، بخار داغ یک توربین بخار را می‌‌چرخاند، توربین هم یک ژنراتور و در نهایت ژنراتور، انرژی الکتریکی تولید می‌‌کند.
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، رایج‌ترین نوع رآکتورهای هسته‌ای است و در حال حاضر، بیش از 230 عدد از آنها در نیروگاههای هسته‌ای تولید برق و صدها رآکتور دیگر برای تأمین انرژی تجهیزات دریایی مورد استفاده قرار می‌‌گیرند.

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

کند کننده
نوترونهای حاصل از یک شکافت هسته‌ای بیش از آن حدی گرمند که بتوانند یک واکنش شکافت هسته‌ای 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 می‌‌دهند؛ به طوری که پس از 8 تا 10 برخورد (البته به طور متوسط) با محیط هم دما می‌‌شوند. در این حالت، احتمال جذب نوترونها از سوی هسته U-235 بسیار زیاد است ودر صورت جذب، بالافاصله هسته U-236 جدید دچار شکافت می‌‌شود.
مکانیسم حساسی که هر رآکتور هسته‌ای را کنترل می‌‌کند، سرعت آزاد سازی نوترونها در طول یک فرآیند شکافت است به طور متوسط از هر شکافت، دونوترون و مقدار زیادی انرژی آزاد می‌‌شود. نوترونهای آزاد شده اگر با هسته U-235 دیگری برخورد کنند، شکافت دیگری را سبب می‌‌شوند و در نهایت یک واکنش زنجیره‌ای روی می‌‌دهد. اگر تمام این نوترونها در یک لحظه آزاد شوند، تعدادشان به قدری زیاد می‌‌شود که باعث ذوب شدن راکتور خواهد شد. (تعداد ذرات پر انرژی، دمای یک سیستم را تعیین می‌‌کند. معادله بوتنرمن، این ارتباط را توصیف می‌‌کند.) خوشبختانه برخی از این نوترونها پس از یک بازه زمانی نه چندان کوتاه (حدود یک دقیقه) تولید می‌‌شوند و سبب می‌‌شوند دیگر عوامل کنترل کننده از این تاخیر زمانی استفاده کرده، اثر خود را داشته باشند.
یکی از مزیت‌های استفاه از آب در PWR، این است که اثر کند سازی آب با افزایش دما کاهش می‌‌یابد. 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 می‌‌رسد. درست است که آب با فشار پانزده مگا پاکسال در این دما جوش نمی‌آید، ولی به شدت از خاصیت کند کنندگی اش کاسته می‌‌شود، بنابراین آهنگ واکنش شکافت هسته‌ای کاهش می‌‌یابد، حرارت کمتری تولید می‌‌شود و دما پایین می‌‌آید. دما که کاهش یابد، توان رآکتور افزایش می‌‌یابد و دما که افزایش یابد توان راکتور کاهش می‌‌یابد؛ پس خود سیستم PWR دارای یک سیستم خود تعادلی در رآکتور است و تضمین می‌‌کند 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 می‌کنند 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، می‌‌توان شدت فعالیت راکتور را کاهش یا افزایش داد. برای این کار، یک سیستم کنترلی پیچیده شامل پمپ‌های فشار بالا که آب را در فشار 15 مگا پاسکال از چرخه خارج می‌‌کند، 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 واپاشی‌های رادیواکتیوی انجام می‌‌شود و حرارت زیادی آزاد می‌‌شود که می‌‌تواند راکتور را ذوب کند. البته سیستم‌های حفاظتی و پشتیبانی متعددی برای جلوگیری از این واقعه وجود دارند، با این حال ممکن است در اثر پیچیدگی‌های این سیستم، برهمکنش‌های 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.

فرمت این مقاله به صورت Word و با قابلیت ویرایش میباشد

تعداد صفحات این مقاله  9  صفحه

پس از پرداخت ، میتوانید مقاله را به صورت انلاین دانلود کنید

پایان نامه شناسایی و کنترل نیروگاه‌های برق‌آبی کوچک

اختصاصی از فایلکو پایان نامه شناسایی و کنترل نیروگاه‌های برق‌آبی کوچک دانلود با لینک مستقیم و پر سرعت .

استحصال انرژی موجود در آب روان رودخانه‌ها به خصوص رودخانه‌های کوچک و تبدیل آن به انرژی الکتریکی، توسط نیروگاه‌های برق‌آبی کوچک محقق می‌شود. با توجه به پتانسیل بزرگ و استفاده نشده‌ی نیروگاه‌های برق‌آبی کوچک در بسیاری از نقاط جهان، این نیروگاه‌ها می‌توانند مشارکت مهمی در تامین انرژی مورد نیاز کشورها در آینده داشته باشند. نیروگاه‌های برق‌آبی کوچک نیز همانند تمام سیستم‌های صنعتی و طبیعی دیگر، دارای بخش‌های مختلفی با دینامیک‌های غیرخطی می‌باشند. طراحی کنترل‌کننده، بررسی اثرات ناشی از تغییرات شرایط کار آنها و ... از مواردی می‌باشند که برای انجام آنها، به مدلی دقیق و مناسب از بخش‌های مختلف هیدرولیکی و الکتریکی نیروگاه برق‌آبی کوچک نیاز می‌باشد. بدست آوردن مدل دینامیکی معتبر برای نیروگاه برق‌آبی کوچک، یکی از مهمترین پیش‌نیازهای طراحی کنترل‌کننده برای توربین نیروگاه می‌باشد. در این پایان‌نامه کلیاتی درباره تاریخچه و ساختار نیروگاه‌های برق‌آبی کوچک، پتانسیل منابع نیروگاه‌های برق‌آبی کوچک جهان به خصوص کشور ایران و تعاریف اولیه این دسته از نیروگاه‌ها ارائه خواهد شد. معادلات دینامیکی بخش‌های مختلف هیدرولیکی نیروگاه از قبیل پنستاک، انواع توربین‌های آبی، مخزن فشارشکن و ... و بخش‌های مختلف الکتریکی نیروگاه از قبیل انواع ژنراتورها و همچنین بارها توسط معادلات خطی و غیرخطی ارائه خواهند شد. در این مدلسازی‌ها مشخصات نیروگاه‌های برق‌آبی کوچک بصورت خاص مورد توجه قرار خواهند گرفت. استفاده از معادلات دینامیکی غیرخطی، دقت شبیه‌سازی را افزایش می‌دهد ولی از طرف دیگر استفاده از الگوریتم‌های طراحی کنترل‌کننده بر اساس اصول کنترل خطی امکان‌پذیر نمی‌باشد لذا در راستای تحقق این امر، معادلات غیرخطی، خطی‌سازی شده و دقت آنها نیز بررسی می‌گردد. با توجه به اهمیت و تفاوت گاورنرها در نیروگاه برق‌آبی کوچک نسبت به نیروگاه‌های برق‌آبی بزرگ، مدلسازی گاورنرها با رویکرد کنترل فرکانس ارائه خواهد گردید. استفاده از سروموتورها به عنوان گاورنر نیروگاه‌های برق‌آبی کوچک، به صورت خاص مورد توجه قرار خواهد گرفت و مدلسازی سروموتورهای DC ارائه خواهد شد. مبحث ابقاء پارامترهای حیاتی سیستم از قبیل ولتاژ و فرکانس در محدوده قابل قبول، امری ضروری برای عملکرد صحیح و موثر آن می‌باشد لذا در ادامه از طریق مدل‌های بدست آمده، طراحی و پیاده‌سازی کنترل‌کننده فرکانس نیروگاه برق‌آبی کوچک با دو روش کنترل‌کننده عصبی تطبیقی و کنترل‌کننده پیش‌بین براساس مدل ارائه خواهد شد و نتایج حاصل از شبیه‌سازی‌ها با کنترل‌کننده کلاسیک PI مقایسه خواهد شد. بکارگیری دو شبکه عصبی با عنوان شبکه شناسایی‌کننده و شبکه کنترل‌کننده، نگرانی غیرخطی بودن معادلات دینامیکی نیروگاه برق‌آبی کوچک را از بین می‌برد و از طرف دیگر استفاده از کنترل پیش‌بین براساس مدل نیز با تخمین مدل در هر سیکل نمونه‌برداری، نگرانی تغییر شرایط کار و به دنبال آن تغییر پارامترهای نیروگاه برق‌آبی کوچک را مرتفع می‌سازد. در شبیه‌سازی و پیاده‌سازی مدل‌های بدست آمده، از پارامترهای و داده‌های نیروگاه برق‌آبی میکرو پروژه ناو در استان گیلان استفاده خواهد شد. در انتها نحوه اتصال و انفصال نیروگاه‌های برق‌آبی کوچک به شبکه سراسری برق و اثرات ناشی از اتصال یا انفصال از شبکه مورد بررسی قرار خواهد گرفت.