Analysis of boiling water reactor (BWR) suppression pool
Kaynar sulu reaktörün (KSR) yoğuşturma havuzunun analizi
- Tez No: 34193
- Danışmanlar: DOÇ. DR. CEMAL NİYAZİ SÖKMEN
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 1994
- Dil: İngilizce
- Üniversite: Hacettepe Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Nükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: 60
Özet
ÖZET Yeni reaktör tasarımları nükleer mühendislikte güncel araştırma konularından biri sidir. Bu tasarımlardan bir tanesi de HITACHI Basitleştirilmiş Kaynar Sulu Reaktörüdür (BKSR). Bu reaktör 1800 MWt kapasiteye sahiptir ve doğal dolaşımlı Kaynar Sulu Reaktör olarak tasarımlanmıştır. Bu reaktör basitleştirilmiş sistemlere sahiptir ve pasif güvenlik kavramlarını kullanmıştır. Güvenliğe dönük olarak, doğal dolaşım kullanılarak pompalı yeniden dolaşım sistemi kaldırılmış, akümülatörler kullanılarak dizel üreteçler ve su basma pompaları tasarımdan çıkarılmış ve uzun dönem artık ısı çekimi için Pasif Koruma Kabı Soğutma Sistemi (PKSS) tasarıma eklenmiştir. Son iki güvenlik kavramının analiz edilmesine ve onların etkinliklerin ispatlanmasına çalışılmıştır. Bu amaca ulaşmak için THALES bilgisayar programı kullanılmıştır. BKSR'ün özelliklerini tam olarak ifade edebilmek için bigisayar programı üzerinde üç temel değişiklik yapılmıştır. Bunlar a) kontrol hacimleri arasına duvar modeli eklenmesi b) ısı transferi katsayısı hesaplamaları c) kor akış hızı hesaplamalarıdır. Ana buhar borusu üzerinde %100 ve %1 kırık Soğutucu Kaybı Kazaları (SKK) incelenmiştir. Koruma kabı analizleri için %100 kırık SKK sonuçları kullanılmıştır. Hem %100 hem de %1 kırık SKK'sı analizleri sonuçları tasarımcılar tarafından öngörülen akümülatörlerin istenilen sonuçları elde etmek için yetersiz kaldığını göstermiştir. Bu nedenle yeni akümülatör tasarım değerleri kullanılmıştır. Koruma kabı kısmı için PKSS'nin etkinliği kanıtlanmıştır.
Özet (Çeviri)
IV ABSTRACT New reactor concepts are one of the popular research fields in nuclear engineering. One of these designs is HITACHI Simplified Boiling Water Reactor (SBWR). This reactor has 1800 MWt capacity and is designed as a natural circulation BWR. This reactor has simplified systems and utilizes passive safety concepts. Regarding safety the pumped recirculation systems are eliminated by using natural circulation, emergency diesel generators, and water injection pumps are eliminated by using accumulators and the Passive Containment Cooling System (PCCS) was introduced for long term decay heat removal. It was attempted to prove that accumulators and PCCS work properly and effi ciently. To reach this purpose THALES code system was used. To describe SBWR features properly three major changes were made on the code system. These changes are the slab model between control volumes, heat tranfer coefficient calculations, and core flow rate calculations. 100% and 1% break Loss of Coolant Accidents (LOCA) on the main steam line accidents were examined. For the containment analyses, the results of 100% break LOCA was used. The results of analyses for both 100% and 1% LOCA show that the accumulators which are proposed by designers are not sufficient to get the desired results. There fore, new accumulator parameters were introduced. For the containment part, the effectiveness of PCCS was proved.
Benzer Tezler
- Yakın geçmişteki nükleer reaktör dinamik analiz yöntemlerine bir bakış
Başlık çevirisi yok
MURAT ALGÜL
Yüksek Lisans
Türkçe
1996
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. ERDİNÇ EDGÜ
- Kaynar sulu nükleer raktörlerde eksenel akı modlarının termalhidrolik kararsızlıklarla etkileşmesi
Axial flux harmonics coupled with thermal-hydraulic instabilities in boiling water reactors
DEMİREL AKTAŞ
Doktora
Türkçe
2006
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Araştırmalar Ana Bilim Dalı
PROF. DR. MELİH GEÇKİNLİ
- Sulu reaktörlerde doğrusal olmayan reaktivite modeli geliştirilmesi
Development of a nonlinear reactivity modelling BWR
MEHMET YILMAZ PEKER
Yüksek Lisans
Türkçe
1998
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. ÜNER ÇOLAK
- Ergimiş tuz reaktörlerinde (MSR) risk analizleri
Risk analysis in molten salt reactors (MSR)
ÜMMÜHAN BARLAK
Yüksek Lisans
Türkçe
2024
Nükleer MühendislikSinop ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DR. ÖĞR. ÜYESİ HÜSEYİN ŞAHİNER
- Basınçlı su reaktörleri U borulu buhar üreteçlerinin termo-hidrolik modellenmesi
Thermal-hydraulic analysis of U-tube steam generators for gressurized water reactors
SÜLEYMAN ÖZKAYNAK