The performance of gas cooled high temperature reactor fuel particles and fission product behavior
Gaz soğutmalı yüksek sıcaklık reaktörü yakıt parçacıklarının performansı ve fisyon ürünü davranışları
- Tez No: 155391
- Danışmanlar: PROF. DR. ÜNER ÇOLAK
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
- Anahtar Kelimeler: GSYSR, TRISO yakıt parçacığı, yakıt performansı ve dayanıklılığı, fisyon ürünü sızması, HTGR, TRISO-coated particle, fuel performance and integrity, fission prod uct release
- Yıl: 2004
- Dil: İngilizce
- Üniversite: Hacettepe Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: 73
Özet
GAZ SOĞUTMALI YÜKSEK SICAKLIK REAKTÖRÜ YAKIT PARÇACIKLARININ PERFORMANSI VE FİSYON ÜRÜNÜ DAVRANIŞLARI Namık Kemal Şahin ÖZ Herhangi bir nükleer reaktör için halka yansıyabilecek en önemli tehlike yakıt içerisindeki fisyon ürünleridir. Olası bir kaza durumunda, reaktör yakınlarında yaşayan halkın çevreden boşaltılmasına ihtiyaç duyulmaması için fisyon ürünlerinin yakıt elemanının içinde kalması veya sızma varsa bunun belirlenen limit değerlerinin altında kalması gerekir. Fisyon ürünü sızmasının önlenebilmesi için de yakıt elemanının bütünlüğünün bozulmaması gerekir. Bu çalışmada, Gaz Soğutmalı Yüksek Sıcaklık Reaktörleri 'nde (GSYSR) yakıt eleman larının değişik sıcaklık ve basınç durumlaıındaki davranış ve dayanıklılığı analiz edilmiş ve bu davranışlara bağlı olarak yakıt parçacıklarından ve elemanlarından dışarıya hangi oranda fisyon ürünü sızması olduğu belirlenmiştir. Bu, güvenlik analizleri için önemli bir temel oluşturmaktadır. Bu analizlerde yakıt parçacığının sıcaklık dağılımını bulmak için VSOP, yakıt parçacıklarının dayanıklılığı ve bozulma oranını bulmak için Julich Araştırma Merkezimde (JAM) geliştirilmiş olan PANAMA-I, ve fisyon ürünü davranışlarını ve sızma oranlarını bulmak için de yine JAM'de geliştirilmiş olan FRESCO-II bilgisayar programları kullanılmıştır.
Özet (Çeviri)
THE PERFORMANCE OF GAS COOLED HIGH TEMPERATURE REACTOR FUEL PARTICLES AND FISSION PRODUCT BEHAVIOR Namık Kemal Şahin ABSTRACT For any nuclear reactor the main danger to the public is the fission products contained within the fuel and its claddings. The great majority of the fission products must remain within the fuel for all types of events is any evacuation of the residents near the reactor is not needed. Therefore, to prevent the fission product release, the fuel element integrity must be main tained. In this study the performance and integrity of High Temperature Gas Cooled Reactor (HTGR) fuel elements are analyzed at various temperature and pressure values, and related to this analysis the fission product release fractions from the coated particles and fuel element are estimated. This is an important base for the safety related analysis. During these analyses, the computer code VSOP is used to find the temperature distribution of fuel elements, the computer code PANAMA-I, which has been developed in Research Center Julich, is used to estimate the fuel particle performance and determine tire failure rate, and the computer code FRESCO-II, which is also developed in Research Center Julich, is used to estimate the fission product release behavior.
Benzer Tezler
- Coated fuel particle integrity analysis
Kaplanmış yakıt parçacıklarının bütünlük analizi
OYA ÖZDERE GÜLOL
Doktora
İngilizce
2007
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. ÜNER ÇOLAK
- Farklı hidrojen-karbon ortamlarında indirgenen seramik yakıt tabletlerinin karakterizasyonu
Başlık çevirisi yok
BİRSEN AYAZ
Doktora
Türkçe
1998
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı
PROF. DR. A. NEZİHİ BİLGE
- Yer altı kömür gazlaştırma prosesi: Denge modeli ve ekonomik analiz
Underground coal gasification process: Equilibrium model and economic analysis
TUBA BUDAK
Yüksek Lisans
Türkçe
2014
Kimya Mühendisliğiİstanbul Teknik ÜniversitesiKimya Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. HASAN CAN OKUTAN
- UO2 yakıt peletlerinin reaktör şartlarında termal ve mikro yapı özelliklerinin incelenmesi ve sıcaklık dağılımının sınır eleman yöntemiyle hesaplanması
Study on thermal and micro structure properties of UO2 fuel pellet in reactor conditions and calculation of its temperature distribution by boundary element method
FERHAN CAN
Doktora
Türkçe
2000
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı
PROF. DR. HASBİ YAVUZ