Geri Dön

Neutronic analysis and reactivity model of pebble bed modular reactor (PBMR)

Çakıl yataklı modüler reaktörün nötronik analizi ve reaktivite modeli

  1. Tez No: 155319
  2. Yazar: CİHANGİR ÇELİK
  3. Danışmanlar: DOÇ. DR. MEHMET TOMBAKOĞLU
  4. Tez Türü: Yüksek Lisans
  5. Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
  6. Anahtar Kelimeler: PBMR, MCNP-4b, Proteus, OECD/NEA yanma kredisi, nötronik hesaplar, rastgele dağılımın etkisi, yanma, PBMR, MCNP-4b, SCALE, Proteus, OECD/NEA Burnup Credit, neutronic cal culations, randomness effects, burnup
  7. Yıl: 2004
  8. Dil: İngilizce
  9. Üniversite: Hacettepe Üniversitesi
  10. Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
  11. Ana Bilim Dalı: Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
  12. Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
  13. Sayfa Sayısı: 122

Özet

ÇAKIL YATAKLI MODÜLER REAKTÖR'ÜN (PBMR) NÖTRONİK ANALİZİ VE YANMA MODELİ Cihangir Çelik ÖZ Bu çalışmada PBMR yakıtının birim hücre ve korunun hesaplamaları Monte Carlo kodları MCNP-4b, SCALE'in KenoV.a modülü ve yanma kodu BURN-HUNEM kullanılarak yapılmıştır. Rastgele dağılımın çekirdek konfigürasyonu üzerindeki etkileride çalışılmıştır. PBMR yakıtının ve korunun yanmaya bağlı nötronik analizleri Monte Carlo Kodu MCNP-4b ve yanma kodu BURN-HUNEM kullanılarak yapılmıştır. BURN-HUNEM yanma kodu bu analizleri yapmak için geliştirilip test edilmiştir.PBMR yakıtının ve korunun yanmaya bağlı reaktiviteleri ve yakıtın içeriklerini hesaplamak için MCNP-4b ve BURN-HUNEM kodlarının birlikte kullanılması da gösterilmiştir.Birim hücre hesaplamalarının sonuçlan doğrusal olmayan reaktivite modelinde kullanılarak boşaltım yanma hesaplan yapılmıştır. Birim hücre ve yanmaya bağlı analizlerin doğruluğunu göstermek için Proteus LEU-HTR[3], HTR-Pu[4] ve OECD/NEA hesaplanabilir kritiklik yanma[5] hesaplamaları BURN-HUNEM ve MCNP-4b kullanılarak yapılmıştır.PBMR reaktörlerinin yanmaya bağlı bütün kor nötronik hesaplarının MCNP-4b ve BURN-HUNEM kodlan kullanılarak yapılabileceği sonuçlardan görülmektedir. Ayrıca bu çalışmada, PBMR rektörlerinin denge halindeki kor hesaplan OTTO ve MEDUL yakıt yenileme yöntemleri irdelenerek verilmiştir. Denge halindeki bütün kor sonuçları daha önce yapılmış çalışmaların sonuçlarıyla uygunluk göstermektedir.

Özet (Çeviri)

NEUTRONIC ANALYSIS AND REACTIVITY MODEL OF PEBBLE BED MODULAR REACTOR (PBMR) Cihangir Çelik ABSTRACT In this study, unit cell and full core calculations of PBMR are performed by using Monte Carlo codes MCNP-4b[l], KenoV.a module of SCALE[2] and depletion code BURN-HUNEM. The randomness effect of the kernel configurations on unit cell multiplication factor and spectral indices is also studied. Burnup dependent neutronic analyses of PBMR pebble and core are performed by using coupled Monte Carlo code MCNP-4b and depletion code BURN-HUNEM. The depletion code BURN-HUNEM is developed in this study and tested to perform burnup analyses. The coupling of BURN-HUNEM with MCNP-4b to calculate the burnup dependent reactivity and composition of the PBMR fuel and core are demonstrated. The unit cell description of PBMR fuel is also used in the non-linear reactivity model to perform discharge burnup calculations. To verify the unit cell and burnup dependent analyses, Proteus LEU-HTR[3], HTR-Pu[4] and OECD/NEA Burnup Credit Calculational Criticality[5] benchmark problems are studied by using the BURN-HUNEM and MCNP-4b. The results show that, MCNP-4b and BURN- HUNEM codes could be used to perform burnup dependent full core neutronic analyses of PBMR reactors. The equilibrium cycle core neutronic analyses of PBMR reactors utilizing OTTO and MEDULE type of fuel refuelling strategies are also given. The full core equlib- rium cycle results are consistent with the results reported in previous studies.

Benzer Tezler

  1. Tez No

    55485

    600 MWe gücünde PWR tipi bir nükleer reaktör kalp öndizayn analizi

    Başlık çevirisi yok

    FARZAD REZAEİ BASHARAT

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    1996

    Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik Üniversitesi

    DOÇ. DR. AKİF ATALAY

  2. 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

  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 Bilim ve Teknoloji Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. ÜNER ÇOLAK

  4. Tez No

    55868

    Yakın geçmişteki nükleer reaktör dinamik analiz yöntemlerine bir bakış

    Başlık çevirisi yok

    MURAT ALGÜL

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    1996

    Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik Üniversitesi

    Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. ERDİNÇ EDGÜ

  5. Tez No

    98129

    Nükleer güç reaktörlerinde reaktivite kaza senaryolarını incelemek için yeni bir nodal kinetik ve termohidrolik analiz modeli

    A New nodal kinetics and thermohydraulics analysis model for analyzing reactivity accidents in nuclear power reactor cores

    ŞADİ KAYA

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2000

    Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik Üniversitesi

    Nükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. HASBİ YAVUZ

Geri Dön