Geri Dön

Neutronic and thermalhydraulic calculations of the pebble bed modular reactor

Çakıl yataklı modüler reaktörün nötronik ve termalhidrolik hesaplamaları

  1. Tez No: 131092
  2. Yazar: UĞUR EMRE SIKIK
  3. Danışmanlar: PROF. DR. OSMAN KEMAL KADİROĞLU
  4. Tez Türü: Yüksek Lisans
  5. Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
  6. Anahtar Kelimeler: PBMR, V.S.O.P, HTGR, Nötronik hesaplar, Reaktörler, Termal hidrolik analiz, Pebble bed reactors, PBMR, V.S.O.P, HTGR, Neutronic calculations, Reactors, Thermal hydraulic analysis
  7. Yıl: 2003
  8. Dil: İngilizce
  9. Üniversite: Hacettepe Üniversitesi
  10. Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
  11. Ana Bilim Dalı: Nükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı
  12. Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
  13. Sayfa Sayısı: Belirtilmemiş.

Özet

ÇAKIL YATAKLI MODÜLER REAKTÖRÜN NÖTRONİK VE TERMALHIDROLIK HESAPLAMALARI Uğur Emre Sıkık ÖZ Yüksek sıcaklık gaz soğutmalı reaktörler nükleer teknolojinin geleceğinde özel bir öneme sahiptirler. Yüksek sıcaklıkta çalışabilme yetileri, yüksek burnup ve termodinamik verim değerleri sayesinde üretilen elektriğin maliyetinin düşmesi beklenir. Yeni kuşak yüksek sıcaklık reaktörleri kendi doğalarından dolayı güvenli olarak dizayn edilmektedirler. Hidrojen üretmenin en verimli yolu olan IS yöntemi çok yüksek sıcaklıklar gerektirir. Geleceğin çok yüksek sıcaklık gaz soğutmalı reaktörleri hidrojen üretimi için ısı kaynağı olarak düşünülmektedirler. Yüksek sıcaklık reaktörlerinde iki tip yakıt kullanılır: Çakıl tipi yakıt ve prizmatik blok tipi yakıt. Çakıl Yataklı Modüler Reaktör'ün Güney Afrika'da yakın gelecekte inşa edilmesi olasıdır. Bu çalışmada, Çakıl Yataklı Modüler Reaktör'ün nötronik ve termalhidrolik dizaynı V.S.O.P.[94] bilgisayar programı kullanılarak yapıldı. Kritik kor yüklemeleri ve çeşitli yakıt çevrimleri V.S.O.P ile modellendi. Ayrıca bu nötronik modeller için termalhidrolik analizler yapıldı.

Özet (Çeviri)

NEUTRONIC AND THERMALHYDRAULIC CALCULATIONS OF THE PEBBLE BED MODULAR REACTOR Uğur Emre Sıkık ABSTRACT High temperature gas cooled reactors have a special importance in the future of nuclear technology. Due to their high thermal capacity, high burnup and thermodynamic efficiency, a decrease in the electricity generation cost is expected. New generation high temperature reactors are designed to be inherently safe. The most efficient way of hydrogen production, IS process, requires very high temperatures. Very High Temperature Gas Cooled Reactors (VHTR) of the future are considered as the heat source for hydrogen production. Two fuel types are used in high temperature reactors; pebble and prismatic block fuels. Pebble Bed Modular Reactor (PBMR) of South Africa is a promising design to be built in the near future. In this work, neutronic and thermalhydraulic calculations of PBMR are done by using V.S.O.P.[94] computer program. Critical core loadings and several fuel cycle methodologies are modeled by V.S.O.P. Thermalhydraulic analyses for these neutronic models are also performed.

Benzer Tezler

  1. Tez No

    197131

    MCNP-4B analysis of pressurized water reactor in-core fuel management benchmark problem of almaraz power plant

    MCNP-4B ile alamaraz güç santralinin basınçlı su reaktörü kor içi yakıt analizi

    AYDIN KARAHAN

    Yüksek Lisans

    İngilizce

    İngilizce

    2005

    Nükleer MühendislikHacettepe Üniversitesi

    Nükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. MEHMET TOMBAKOĞLU

  2. Tez No

    34274

    Coupling of the thermal-hydraulic and neutronic calculations for bwrs

    Başlık çevirisi yok

    FATOŞ ARZU ALPAN

    Yüksek Lisans

    İngilizce

    İngilizce

    1994

    Nükleer MühendislikHacettepe Üniversitesi

    Nükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. MEHMET TOMBAKOĞLU

  3. Tez No

    563116

    Analysis of reactivity initiated accidents for ITU TRIGA Mark II research reactor and the development of a new analysis code

    İTÜ TRİGA MARK II reaktöründe reaktivite ile başlatılmış kazaların analizi ve yeni analiz kodunun geliştirilmesi

    MOHAMMAD ALLAF

    Yüksek Lisans

    İngilizce

    İngilizce

    2019

    Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik Üniversitesi

    Enerji Bilimi ve Teknolojileri Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. ÜNER ÇOLAK

  4. Tez No

    639335

    Thermal-hydraulics analysis of ITU TRIGA MARK II Research Reactor with 3D computational fluid dynamics simulations

    İTÜ TRIGA MARK-II Araştırma Reaktörünün 3D hesaplamalı akışkanlar dinamiği simülasyonu ile ısıl hidrolik analizi

    FERİDE KUTBAY

    Yüksek Lisans

    İngilizce

    İngilizce

    2020

    Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik Üniversitesi

    Nükleer Araştırmalar Ana Bilim Dalı

    DR. ÖĞR. ÜYESİ SENEM ŞENTÜRK LÜLE

  5. Tez No

    76589

    BWR içindeki bir kanalda ortaya çıkan kararsızlıkların nükleer-termal hidrolik modellenmesi

    Nuclear coupled thermal-hydraulic modeling of single channel instabilities in a BWR

    DEMİREL AKTAŞ

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    1998

    Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik Üniversitesi

    Nükleer Enerji ve Enerji Sistemleri Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. MELİH GEÇKİNLİ

Geri Dön