Geri Dön

Altıgen geometri nükleer reaktör kor modeli için nötronik hesaplamalar

Neutronic calculations for hexagonal geometry nuclear reactor core

  1. Tez No: 284632
  2. Yazar: OSMAN ŞAHİN ÇELİKTEN
  3. Danışmanlar: PROF. DR. MEHMET TOMBAKOĞLU
  4. Tez Türü: Yüksek Lisans
  5. Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
  6. Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
  7. Yıl: 2011
  8. Dil: Türkçe
  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: 117

Özet

Bu çalışmada, PWR tipi reaktörler için geliştirilmiş olan RPM yazılımı VVER-1000 reaktör geometrisi için uyarlanmıştır.Nükleer reaktör yakıt yükleme örüntüsünün hesaplanması için, konuma bağlı güç üretiminin çevrim başından sonuna kadar yanma oranlarına göre belirlenmesi gerekmektedir. Kor nötronik analizleri için çeşitli kod sistemleri kullanılmakta olup, hızlı ve güvenilir bir hesap yapan kod sistemi kullanmak yakıt yükleme örüntüsünün optimizasyonu(eniyilemesi) probleminin çözüm süresini azaltacaktır. Bu çalışmada geliştirilen yazılımda kullanılmak üzere, yakıt demetlerinin nötronik parametrelerini veren fonksiyonlar WIMSD kodu kullanılarak yanma oranlarına ve reaktör güç üretimine bağlı olarak elde edilmiştir.Geliştirilen yazılımın doğrulaması, referans (IAEA, 1995)'da VVER-1000 reaktörü için 1. Çevrim analizi yapılarak deneysel verilerle karşılaştırılmıştır

Özet (Çeviri)

In this work, RPM software which is actually developed for PWR is adjusted for the VVER-1000 core geometry.Space-depended power production requires to reckon at the specific burnup values throughout the cycle (from BOC to EOC) life in order for computing the nuclear core loading pattern. In reality, while there are various code systems for neutronic core analyses, using fast and reliable code system will decrease computational time of the optimization problem of core loading pattern.In order to implement the functions which gives the neutronic parameters of fuel assemblies, into developed code, they are obtained as a function of burnup and of reactor power production. by using WIMSD code.To make a verification of the developed code, the results are compared with the experimental values presented in referance (IAEA, 1995) for VVER-1000 reactor by performing initial core loading analysis.

Benzer Tezler

  1. Küçük modüler nükleer reaktörün 3-boyutlu tasarımı ve toryum kullanımı ile analizi

    3D design and analysis of a small modular nuclear reactor with thorium utilization

    OSMAN ŞAHİN ÇELİKTEN

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2017

    Nükleer MühendislikHacettepe Üniversitesi

    Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. ŞULE ERGÜN

  2. Bir mikro nükleer reaktörün nötronik analizi ve toryum yakıt kullanılabilirliğinin araştırılması

    Neutronic analysis of a micro nuclear reactor and investigation of its thorium fuel feasibility

    AHMET ÇİFCİ

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2023

    EnerjiGazi Üniversitesi

    Enerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. ADEM ACIR

  3. Çok gruplu çarpışma olasılıklı integral transport yöntemi ile hızlı spektrum hesabı

    Fast spectrum colculation with integral transport method

    GÜLİSTAN ALTAY

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2001

    Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik Üniversitesi

    DOÇ. DR. BİLGE ÖZGENER

  4. A Finite element thermohydraulic analysis of a rod bundle type fueled nuclear reactor core

    Başlık çevirisi yok

    MUSTAFA KEŞOĞLU

    Yüksek Lisans

    İngilizce

    İngilizce

    1993

    Nükleer MühendislikBoğaziçi Üniversitesi

    Nükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. FAHİR BORAK

  5. 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