Transient analysis for a PWR reactor core using neural networks as predictors
Yapay sinir ağları kullanılarak BSR koru için geçiş durumları analizlerinin öngörülmesi
- Tez No: 105546
- Danışmanlar: DOÇ. DR. ÜNER ÇOLAK
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 2001
- Dil: İngilizce
- Üniversite: Hacettepe Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: 83
Özet
ÖZET Bu çalışmada bir Basınçlı Su Reaktörü (BSR) koru için geçiş durumları analizleri gerçekleştirilmiştir. Reaktör korunun dinamik analizlerde önemli rol oynayan mekanizmalarla birlikte ifade edilmesinde, öbeklenmiş parametre yaklaşımı tercih edilmiştir. Güvenlik Analiz Raporlarının önemli bir parçası olan geçiş durumu başlatıcı olaylardan hareketle, reaktör korunun geçiş durumlarındaki dinamik davranışı incelenmiştir. Kor modeli baz alınarak değişik geçiş durumlarının simulasyonu yapılmıştır. Simulasyon sonuçlarının fiziksel beklentilerle uyum içerisinde olduğu görülmüştür. Reaktör korunun geçiş durumlarında sonraki tepkilerinin öngörülmesi amacı ile bir yapay sinir ağı geliştirilmiştir. Yapay sinir ağı, temsil edici geçiş durumları için simulasyon sonuçlan kullanılarak eğitilmiştir. Nöronlar için uygun transfer fonksiyonlari seçilerek yapay sinir ağının yapısı optimize edilmiştir. Eğitilen yapay sinir ağı, sistem parametrelerindeki değişimlerin erken gözlemlenmesini takiben, sonraki tepkilerin öngörülmesinde kullanılmıştır. Farklı tipte geçiş durumları için yapay sinir ağı kullanılarak tahmin edilen dinamik davranış, simulasyon sonuçları ile uyum içerisindedir. Bu çalışmanın sonuçlan, geliştirilen yapay sinir ağının reaktör korunun geçiş durumlanndaki zamana bağlı davranışının öngörülmesinde kullanılabileceğini göstermektedir.
Özet (Çeviri)
IV ABSTRACT In this study, transient analysis for a Pressurized Water Reactor (PWR) core has been performed. A lumped parameter approximation is preferred for that purpose, to describe the reactor core together with mechanism which play an important role in dynamic analysis. The dynamic behavior of the reactor core during transients is analyzed considering the transient initiating events, which are an essential part of Safety Analysis Reports. Several transients are simulated based on the employed core model. Simulation results are in accord with the physical expectations. A neural network is developed to predict the future response of the reactor core, in advance. The neural network is trained using the simulation results of a number of representative transients. Structure of the neural network is optimized by proper selection of transfer functions for the neurons. Trained neural network is used to predict the future responses following an early observation of the changes in system variables. Estimated behavior using the neural network is in good agreement with the simulation results for various types of transients. Results of this study indicate that the designed neural network can be used as an estimator of the time dependent behavior of the reactor core under transient conditions.
Benzer Tezler
- Yakın geçmişteki nükleer reaktör dinamik analiz yöntemlerine bir bakış
Başlık çevirisi yok
MURAT ALGÜL
Yüksek Lisans
Türkçe
1996
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. ERDİNÇ EDGÜ
- Transient stability analysis of themulti-machine system for the PWRnuclear power plant
Başlık çevirisi yok
ELİF TOP
- Basınçlı su reaktörleri U borulu buhar üreteçlerinin termo-hidrolik modellenmesi
Thermal-hydraulic analysis of U-tube steam generators for gressurized water reactors
SÜLEYMAN ÖZKAYNAK
- 3d transient thermoelastic analysis of VVER-1200 nuclear reactor vessel during a loss – of – coolant accident (LOCA) scenario
VVER-1200 nükleer reaktör kabının soğutucu kaybı kazası (LOCA) senaryosu esnasında 3 boyutlu zamana bağlı termoelastik analizi
BEGÜM KÜTÜK
Doktora
İngilizce
2020
Makine MühendisliğiGaziantep ÜniversitesiMakine Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. İBRAHİM HALİL GÜZELBEY
- Transient analysis of AP600 reactor by using RELAP5 system code
AP600 reaktörünün RELAP5 sistem kodu ile geçiş durumları analizi
ENİS PEZEK