Altıgen geometri nükleer reaktör kor modeli için nötronik hesaplamalar
Neutronic calculations for hexagonal geometry nuclear reactor core
- Tez No: 284632
- Danışmanlar: PROF. DR. MEHMET TOMBAKOĞLU
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 2011
- Dil: Türkçe
- Üniversite: Hacettepe Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- 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
- 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
2017
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. ŞULE ERGÜN
- 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
2023
EnerjiGazi ÜniversitesiEnerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. ADEM ACIR
- Çok gruplu çarpışma olasılıklı integral transport yöntemi ile hızlı spektrum hesabı
Fast spectrum colculation with integral transport method
GÜLİSTAN ALTAY
- A Finite element thermohydraulic analysis of a rod bundle type fueled nuclear reactor core
Başlık çevirisi yok
MUSTAFA KEŞOĞLU
Yüksek Lisans
İngilizce
1993
Nükleer MühendislikBoğaziçi ÜniversitesiNükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı
PROF. DR. FAHİR BORAK
- 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
2020
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Araştırmalar Ana Bilim Dalı
DR. ÖĞR. ÜYESİ SENEM ŞENTÜRK LÜLE