Geri Dön

Farklı nötron yükleri için, ThO2-UO2 yakıt karışımlı hibrit reaktörde kullanılan nükleer yakıt çubuklarındaki sıcaklık dağılımının analizi

Analysis of the temperature distribution in the nuclear fuel rod used in the hybrid reactors fueled withThO2-UO2 mixed fuel under neutron loads

  1. Tez No: 135806
  2. Yazar: FERHAT MUSTAFA KARCI
  3. Danışmanlar: DOÇ. DR. OSMAN İPEK
  4. Tez Türü: Yüksek Lisans
  5. Konular: Makine Mühendisliği, Mechanical Engineering
  6. Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
  7. Yıl: 2003
  8. Dil: Türkçe
  9. Üniversite: Süleyman Demirel Üniversitesi
  10. Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
  11. Ana Bilim Dalı: Makine Mühendisliği Ana Bilim Dalı
  12. Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
  13. Sayfa Sayısı: 98

Özet

ÖZET Bu çalışmada, U02+Th02 karışık yak^t içeren hibrit blankette, değişik soğutucular, 2 ve 5 MW/m ilk cidar nötron yükleri için, yakıt çubuklanndaki zamana bağlı ısı üretimi ve radyal sıcaklık dağılımları incelenmiştir. Fisil yakıt bölgesinin davranışı, 4 yıllık periyot ve 0.5 aylık zaman artışı ve % 75 çalışma faktörü esas alınarak incelenmiştir. Hibrit blankette, fisil yakıt katmanının % 45.5 hacim oranına sahip, Gaz (He,C02), Flibe (Lİ2BeF4) ve Doğal Lityum (Li) gibi üç tip soğutucu ile soğutulduğu dikkate alınmıştır. 14.1 MeV enerjili füzyon nötronlarına sahip çizgisel bir kaynağı kullanmak için, silindirik füzyon plazması, radyal yönde 10 yakıt çubuğu içeren fisil yakıt katmanı tarafından kuşatılmıştır. Figure of Merit FOM alarak tanımlanan, blanketin fisil yakıt üretimi ve fisil yakıtın yanma derecesi olarak tanımlanan BU parametreleri incelenen blankette analiz edilmiştir. Nümerik hesaplamalar, SCALE4.4A/XSDRN ve NITAWL kuralları birlikte kullanılarak gerçekleştirilmiştir. Bu araştırma süresince, açısal nötron akısının integrasyonu için Gaussian quadrat takımını kullanan S18-P5 yaklaşımı uygulanmıştır. Hesaplamaların bir sonucu olarak, bütün blanketlerde, çalışma periyodu boyunca, seçilen ilk cidar nötron yüklerinde, yakıt çubuklarının merkezindeki maksimum sıcaklıklar, yakıt malzemesinin erime sıcaklığı noktasına ulaşmamıştır. Diğer »i taraftan, flibe ile soğutulan blanketlerde üretilen iç ısının diğer soğutuculara göre daha yüksek olduğu gözlemlenmiştir. İlk cidar nötron yükü artınca, fisil blanketteki zamana bağlı iç ısı üretimi artar. Bu nedenle, çalışma periyodu (Tc = 200, 400 ve 600 °C) olarak seçilen kılıf yüzey sıcaklıklarının fonksiyonu olarak yakıt çubuklanndaki radyal sıcaklıklar da atar. ANAHTAR KELİMELER: Sıcaklık Dağılımı, Yanma Derecesi, Merit Seki, Yakıt Çubuğu, Hacimsel Isı Üretimi

Özet (Çeviri)

Ill ABSTRACT In this study, temporal heat production and radial temperature distribution in the fuel rods are investigated for different coolants under 2 and 5 MW/m2 first wall loads in hybrid blanker fueled with U02+Th02 mixed fuel. The behavior of the fissile fuel zone is observed over 4 year period for discrete time intervals of At = 0.5 month and by a plant factor of 75%. Fissile fuel zone is considered to be cooled with three coolants with %45.5 volume fraction, Gas (He,C02), Flibe (Li2BeF4) and Natural Lithium (Li), in hybrid blanket. The fissile fuel zone, containing 10 fuel rod rows in radial direction, covers the cylindrical fusion plasma to use line source having 14.1 MeV -energy neurons. Fissile fuel generation ability of the blanket defined as Figure of Merit FOM and grade of fissile fuel utilization as defined Fissile Fuel Bum-up BU parameters have been analyzed in the investigation blanket. Numerical calculations have been performed by using the SCALE4.4A/XSDRN an NIT AWL codes to nether. Integration of the angular neutron flux has been applied in the Sig -P5 approximation using Gaussian quadrature sets during stages of this investigation. As a result of the calculations, in all blankets, the maximum temperatures in the centerline of the fuel rods have not exceeded the melting point of the fuel material under the selected first wall loads during the operation periods! On the other hand, it has been observed that the heat generation is higher in the blankets cooled with flibe coolant than other coolant. By increasing first wall neutron load, temporal internal heat production in the fissile blanket increases, therefore, radial temperature distribution at the fuel rods increases as a function of the operation period and selected clad surface temperatures ( Tc = 200, 400 and 600 °C). KEY WORDS: Temperature Distribution, Bum-up, Figure of Merit, Fuel Rod, Volumetric Heat Generation

Benzer Tezler

  1. Tez No

    741349

    Production and characterization of W-Ni matrix composites reinforced with CeB6, NdB6, ErB4 particulates by powder metallurgy methods

    CeB6, NdB6, ErB4 partikülleri ile takviye edilmiş W-Ni matris kompozitlerin toz metalurjisi yöntemleri ile üretimi ve karakterizasyon çalışmaları

    BURÇAK BOZTEMUR

    Yüksek Lisans

    İngilizce

    İngilizce

    2022

    Metalurji Mühendisliğiİstanbul Teknik Üniversitesi

    Metalurji ve Malzeme Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. DUYGU AĞAOĞULLARI

  2. Tez No

    472657

    Hibrid reaktör nükleer yakıt çubuklarındaki sıcaklık dağılımının sonlu elemanlar metodu ile sayısal analizi

    Numerical analysis of temperature distribution in hybrid reactor nuclear fuel rods by finite elements method

    SÜLEYMAN TAŞ

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2017

    EnerjiGazi Üniversitesi

    Enerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. ADEM ACIR

  3. Tez No

    886730

    Denizel alanda güvenlik tehditlerine karşı tarama sistemleri karşılaştırmalı analizi

    A comparative analysis of scanning systems against maritime security threats

    GÖKHAN YILMAZ

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2024

    Deniz Bilimleriİstanbul Teknik Üniversitesi

    Denizcilik Çalışmaları Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. PELİN BOLAT

  4. Tez No

    496507

    Multi-scale self-healing nanocomposite shielding material for aerospace

    Havacılık ve uzay için kendini çok boyutta onarabilen nanokompozit zırh malzemesi

    TAYFUN BEL

    Doktora

    İngilizce

    İngilizce

    2018

    Havacılık Mühendisliğiİstanbul Teknik Üniversitesi

    Metalurji ve Malzeme Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. CÜNEYT ARSLAN

    PROF. DR. NİLGÜN BAYDOĞAN

  5. Tez No

    887325

    Brain-inspired cortical-coding algorithm for multimedia processing

    Multimedya işlemek için beyinden esinlenilmiş kortikal kodlama algoritması

    AHMET EMİN ÜNAL

    Yüksek Lisans

    İngilizce

    İngilizce

    2024

    Bilgisayar Mühendisliği Bilimleri-Bilgisayar ve Kontrolİstanbul Teknik Üniversitesi

    Bilgisayar Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. BURAK BERK ÜSTÜNDAĞ

Geri Dön