Geri Dön

CFD simulation of nuclear reactor fuel spacer element

Nükleer reaktör yakıt sabitleme elemanlarının HAD simülasyonu

  1. Tez No: 216757
  2. Yazar: REFİK KARAGÖZ
  3. Danışmanlar: DOÇ. DR. CEMAL NİYAZİ SÖKMEN
  4. Tez Türü: Yüksek Lisans
  5. Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
  6. Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
  7. Yıl: 2008
  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: 72

Özet

Hafif su tipi nükleer reaktör (HSR) yakıt tertibatları kare halindeki çubuk demetleri, ve eksenel olarak yerleştirilmiş sabitleme elemanlarından oluşur. Sabitleme elemanları birincil olarak yakıt tertibatına, akış karşısında yapısal kararlılık sağlarlar. Birçok farklı çeşidi bulunan sabitleme elemanları akışkan dinamikleri ve ısı iletimini de etkiler. Mevcut çalışma sabitleme elemanının yakıt demetindeki akış dinamiği ve ısı iletimine etkisini araştırmayı hedeflemekte ve iki bölümden oluşmaktadır. İlk bölümde, Hesaplamalı Akışkanlar Dinamiği (HAD) kullanarak sabitleme elemanlarının yakıt tertibatlarındaki tek fazlı akışın basınç kaybı, yanal ve eksenel değişimi, ve türbülans davranışı üzerine çalışılmıştır. Ticari HAD aracı olarak FLUENT yazılımı kullanılmıştır. Çalışmada sabitleme elemanı tiplerinden olan ızgara ve halka/farol kullanılmıştır. Yüksek hesaplama yükü ve geometrik karışıklıktan kurtulmak için, orjinal yakıt tertibatı, eksenel yönde yerleştirilmiş 8x8 ızgara veya farol tipi sabitleme elemanları, basit tek alt-kanala indirgenmiştir. Bu iki tip sabitleme elemanının bulunduğu akış özelliklerini belirlemek için k-?, k-? ve RSM türbülans modelleri kullanılmıştır. İkinci bölümde, alternatif olarak, sabitleme elemanı davranışını modellemek için gözenekli ortam yaklaşımı, türbülant kinetik enerji ve dağılma oranı kaynak unsurları boş çeyrek alt-kanala uygulanmıştır. Birinci ve ikinci bölümde elde edilen sonuçlar kendi aralarında ve deneysel verileri de içeren yayınlanmış bilimsel çalışmalarla karşılaştırılmıştır.

Özet (Çeviri)

Fuel assemblies of LWR type nuclear reactors consist of rod bundles, arranged in a square array, and axially located spacer grids. Primarily, a spacer provides structural stability for the fuel assemblies against coolant flow. Many different types of spacer designs are present and these spacers affect fluid dynamics and heat transfer. The present study aims to investigate spacer effects on fluid dynamics and heat transfer in fuel bundles, and consists of two parts. In the first part, spacer effect on single-phase flow pressure drop, lateral and axial flow variation, and turbulence behaviour of a fuel assembly has been studied using computational fluid dynamics (CFD). FLUENT, as a commercial software was used as a CFD tool. Grid and ferrule, as the two types of spacer grids were used in the analysis. The original fuel assembly including seven axially located 8x8 grid or ferrule type spacer is reduced to a managable subchannel to get rid of high computational cost and geometric complexity. Turbulent models of k-?, k-?, and Reynolds Stress Model were employed to characterize the flow. In the second part, alternatively, spacer behaviour was modeled by applying porous media approach, by introducing turbulent kinetic energy, and its dissipation rate source terms to flow over a bare rod subchannel. Results obtained from the first and second parts were compared with each other and with the published scientific papers including experimental data.

Benzer Tezler

  1. 1x3 düzenindeki ayıraçlı bir yakıt demetinde akışın türbülans karakteristiklerinin hesaplamalı akışkanlar dinamiği metoduyla incelenmesi

    Investigation of turbulence characteristics of the flow in a 1x3 array fuel rod bundle with spacer grids by using computational fluid dynamics method

    UMUT KARAMAN

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2018

    Nükleer MühendislikHacettepe Üniversitesi

    Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. CEMİL KOCAR

  2. Kullanılmış nükleer yakıt depolama kabının ısıl analizi

    Thermal analysis of spent nuclear fuel storage cask

    AÇELYA DENİZ GÖKSELKINAV

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2015

    Nükleer MühendislikHacettepe Üniversitesi

    Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. ŞULE ERGÜN

  3. Numerical simulation of corium jet fragmentation

    Koryum jet parçalanma numerik similasyonu

    YUNUS EREN AKIN

    Yüksek Lisans

    İngilizce

    İngilizce

    2022

    Virginia Polytechnic Institute and State University

    DR. YANG LIU

  4. Püskürtmeli kurutucuda trona çözeltisi ile yapılan desülfürizasyon çalışmaları ve CFD simülasyonu

    Başlık çevirisi yok

    S.CELAL KARAKAŞ

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    1998

    Kimya Mühendisliğiİstanbul Teknik Üniversitesi

    Kimya Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. GÜLHAYAT NASÜN (SAYGILI)

  5. Küçük modüler ergimiş tuz reaktörü acil tahliye sisteminin hesaplamalı akış dinamiği ve deneysel analizi

    The computational fluid dynamics and experimental analysis of the emergency draining system of a small modular molten salt reactor

    MAHMUT CÜNEYT KAHRAMAN

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2024

    Makine Mühendisliğiİstanbul Teknik Üniversitesi

    Enerji Bilim ve Teknoloji Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. SENEM ŞENTÜRK LÜLE