Geri Dön

Thermalhydraulic analysis of supercritical light water cooled reactor fuel assembly

Süper-kritik hafif su soğutmalı reaktör yakıt demetinin termal-hidrolik analizi

  1. Tez No: 185630
  2. Yazar: MUHAMMET BARIK
  3. Danışmanlar: DOÇ. DR. CEMAL NİYAZİ SÖKMEN
  4. Tez Türü: Yüksek Lisans
  5. Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
  6. Anahtar Kelimeler: SCLWR, HAD, Süper-kritik fazda ısı transferi, türbülans ısıakısı, ısı transfer bozulması, ısı transfer iyileşmesi, SCLWR, CFD, Supercritical heat transfer, turbulent heat flux, heattransfer deterioration, heat transfer enhancement
  7. Yıl: 2007
  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: 115

Özet

Dördüncü nesil reaktör tasarımlarından birisi olan süper-kritik hafif su soğutmalıreaktörün termal-hidrolik özellikleri, ticari hesaplamalı akışkanlar dinamiği koduFLUENT 6.2 kullanılarak, nümerik analizle incelenmiştir. Bu çalışmadaki temelhedef güçlü özellik değişimleri gözlenen süper-kritik ısı transfer mekanizmasınındaha detaylı anlaşılmasıdır. Bu amaçla Tokyo Üniversitesinin [1] termal spektrumsüper-kritik su soğutmalı reaktör yakıt demetinin tasarım koşulları seçilmiştir.Kullanılan kod sistemini doğrulamak amacıyla iki deneysel çalışmanınsimülasyonu yapılmış, sonuçlar korelasyonlar ve deneysel sonuçlarlakarşılaştırılmıştır. Deneysel çalışmalardan ilki McEligot ve ekibi [18] tarafındanbelirgin özellik değişimlerinin sağlandığı koşullarda hava kullanılarak, diğeri iseYamagata ve ekibi [13] tarafından süper-kritik fazda su ile yapılmıştır. SırasıylaLow-Re k−ε ve RNG k−ε modelleri kullanılarak deneysel verilerle oldukça uyumlusonuçlar elde edilmektedir. Süper-kritik hafif su soğutmalı reaktörün üç yakıtçubuğu ile bir yavaşlatıcı çubuğu arasında kalan dar kanal için RNG k−ε modelikullanılarak farklı termal koşullarda üç boyutlu simülasyonlar yapılmıştır. Sonuçlar,çembersel yönde yakıt zarfı yüzey sıcaklığında belirgin bir düzensiz dağılımolduğunu göstermektedir. Yakıt zarflarında iletim ile ısı transferi etkinleştirildiğihalde bu düzensiz dağılım yine gözlenmektedir. Kanal içinde ısı transferiiyileşmesi ve bozulması kavramları oluşmakta, bundan dolayı güçlü ısı veyoğunluk farkı gözlenmektedir. Sonuç olarak bu durum etkin çapraz-akışa sebepolmaktadır. Simülasyon sonucu bulunan yakıt zarfı yüzey ısı transfer katsayılarıbazı korelasyonlar ile karsılaştırılmış ve standart Bishop korelasyonu ile uyumluolduğu gözlemlenmiştir. Ayrıca kanaldaki basınç düşümü bir takım korelasyonlarile karsılaştırılmış ve yeterli uyumluluk gözlemlenmiştir.

Özet (Çeviri)

Thermal-hydraulic analysis of supercritical light water cooled reactor (SCLWR),which is one of the Generation-IV suggestions, is numerically investigated byusing the commercial computational fluid dynamics code FLUENT 6.2. Theobjective is to have more understanding about supercritical heat transfer havingstrong property variations for a thermal spectrum supercritical water cooled reactorfuel assembly design conditions of Tokyo University [1]. Two simulations arecarried out to validate the code system and the results are compared withexperimental data and correlations. One of the experiments was conducted byMcEligot et al. [18] with air including strong property changes, and the otherexperiment was conducted by Yamagata et al. [13] with supercritical water, andgood agreements are achieved with low-Re k−ε and RNG k−ε models respectively.Three-dimensional simulations are carried out with RNG k−ε model for a tightchannel of SCLWR located between three fuel rods and a moderator rod withdifferent thermal loadings. Results show that there is a strong non-uniformity of thecircumferential distribution of the cladding surface temperature. This non-uniformity is also observed even the cladding conduction heat transfer is allowed.Heat transfer enhancement and deterioration phenomena occur in the channel,therefore strong temperature and density gradient is observed and accordingly thiscauses strong cross-flow. The cladding surface heat transfer coefficients arecompared with the values predicted by some correlations and good agreement isobserved with the standard correlation of Bishop. The pressure drop of channel iscompared with some correlations and reasonable agreement is observed.

Benzer Tezler

  1. s‐CO2 güç sistemlerindeki mikro kanallı kompakt ısı değiştiricilerin numerik ve deneysel analizleri

    Numerical and experimental analysis of micro‐channel compact heat exchangers in s‐CO2 power systems

    FEYYAZ ARSLAN

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2021

    Gemi MühendisliğiYıldız Teknik Üniversitesi

    Gemi İnşaatı ve Gemi Makineleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. BÜLENT GÜZEL

  2. 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

  3. Dikey akışta ve ilişkili kanallarda kütle değişimi

    Mass transfer at interconnected subchannels

    H. NİHAL BEŞLİ

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    1999

    Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik Üniversitesi

    PROF.DR. ŞARMAN GENÇAY

  4. Hibrit nano soğutucu akışkan kullanılarak VVER-1000 nükleer reaktörünün termal hidrolik analizi

    Thermal hydraulic analysis of VVER-1000 nuclear reactor using coolant containing hybrid nano particles

    TUBA SİNECAN TUNÇ

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2023

    Nükleer MühendislikGazi Üniversitesi

    Enerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. ADEM ACIR

    DR. ÖĞR. ÜYESİ SİNEM UZUN