Nükleer güç reaktörlerinde kullanılan yakıt çubuklarındaki sıcaklık dağılımlarının hesaplanması
Başlık çevirisi mevcut değil.
- Tez No: 29133
- Danışmanlar: Belirtilmemiş.
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Makine Mühendisliği, Mechanical Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 1993
- Dil: Türkçe
- Üniversite: Erciyes Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Makine Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: 78
Özet
ÖZET Bu çalışmada, su soğutmalı bir Nükleer Güç Reaktöründe kullanılan Uranyum dioksit, Uranyum ve Uranyum karbit ( UO, U ve UC ) 'den yapılmış Uç ayrı silinidirik yakıt çubuğu için, sürekli rejimde, sıcaklık dağılımları incelenmiştir. Hesaplamalarda ısı iletim katsayısının sıcaklıkla değiştiği göz önüne alınmıştır. Gerekli diferansiyel denklemin analitik çözümünün olmaması nedeniyle sonuca nümerik yolla ulaşılmıştır. Nümerik çözüm yapılırken Sonlu Farklar Metodu takip edilmiştir. Bu amaçla da hesaplamaları yapacak, FORTRAN dilinde bir program yazılmıştır. Reaktör kalbindeki akışkanda, zarfta ve boşlukta sıcaklığın lineer olarak değiştiği varsayılıp; yakıt çubuğu yüzeyindeki sıcaklıklar elle hesaplanarak input olarak programa verilmiştir. Ayrıca; yakıt içerisinde zamanla ısının depolanmadığı da gözönüne alınmıştır. Neticede; aynı termal nötron akı yoğunluklarında, her Uç yakıt elemanı içerisindeki sıcaklıkların emniyetli çalışmaya uygun olduğu tesbit edilmiştir.
Özet (Çeviri)
VI ABSTRACT In this study, the temperature distributions were investigated for three different type of cylindirical fuel elements produced by Uranium carpid, Uranium and Uranium dioxide used in Nucleer Power Reactor station with cooled by water in steady condition. The termal conductivity was considered that it was change by temperature. The problem was concluded by numerical analysis because of not to have analytical solution of the differantial equation. While applying numerical sol it ion, the finite differances method was followed. For this reason a FORTRAN program was prepared for the calculations. The temperatures at the surface of fuel element (core) were handled manually and were used as input for the programme by assuming that it changed linearly temperatures of water at reactor core, cover and space beetween fuel element and cover. Besides, it is considered that any heat wasn't stored in the core by time. As a result, it was observed that the temperatures of three fuel elements at the same thermal neutron flux density were convenient with 1 the referances.
Benzer Tezler
- İki noktalı nükleer reaktör kinetik modelinin bir grup geciken nötron prekürsörleri için çözümü
Solution of the two point nuclear reactor kinetic model for one group delayed neutron precursors
MEHTAP ARSLAN
Yüksek Lisans
Türkçe
2022
Fizik ve Fizik MühendisliğiBilecik Şeyh Edebali ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
PROF. DR. ALİ İHSAN GÖKER
- Nükleer güç reaktörlerinde reaktivite kaza senaryolarını incelemek için yeni bir nodal kinetik ve termohidrolik analiz modeli
A New nodal kinetics and thermohydraulics analysis model for analyzing reactivity accidents in nuclear power reactor cores
ŞADİ KAYA
Doktora
Türkçe
2000
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı
PROF. DR. HASBİ YAVUZ
- Uranyum örneklerinde safsızlık verimlerinin plazma emisyon spektrometresiyle tayini
Başlık çevirisi yok
SERHAN ALBAYRAK
- 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
2024
Makine Mühendisliğiİstanbul Teknik ÜniversitesiEnerji Bilim ve Teknoloji Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. SENEM ŞENTÜRK LÜLE