Coupling of the thermal-hydraulic and neutronic calculations for bwrs
Başlık çevirisi mevcut değil.
- Tez No: 34274
- Danışmanlar: DOÇ. DR. MEHMET TOMBAKOĞLU
- 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: 89
Özet
11 ÖZET Kaynar Su Reaktörlerde termal-hidrolik ve nötronik hesaplar arasında kuvvetli bir bağlaşım bulunur. Bir Kaynar Su Reaktörüne bu bağlaşım hesaplarını uygulamak için COBRA-IV bilgisayar kodu alt-kanal analizinde, WIMS-D/4 kodu makroskopik etkin tesir kesiti hesaplarında ve CITATION kodu asemble ve kor güç hesaplarında kullanılmıştır. Termal-hidrolik ve nötronik kodlar arasında iterativ bir metod uygulamak için COUPLE.FOR adında bir FORTRAN programı yazılmıştır. COUPLE.FOR bahse dilen kodlardan yararlandığı gibi bu kodlar arasında data transferi yapan ve girdi dosyalan hazırlayan ara programlar da kullanır.. Bağlaşım hesapları uygulamak için ilk adım tek boyutlu bir Kaynar Su Reaktörü asemblesi modellemek ve yakınsamış güç dağılımı ile makroskopik etkin tesir kesiterini elde etmektir. İki boyutlu Kaynar Su Reaktörü kor modelinde kullanılmak üzere etkin tesir kesitler homojenize edilir ve asemblenin ürettiği güce bağlı olarak tablolaştırılır.
Özet (Çeviri)
ABSTRACT There is a strong coupling between the thermal-hydraulic and neutronic calcula tions in BWR reactors. In order to perform these coupling calculations for a BWR reactor, the computer code COBRA-IV is used for subchannel analysis, WIMS- D/4 for macroscopic cross section generation, and CITATION for assembly and core power calculations. A FORTRAN program named COUPLE.FOR is written to perform an iterative method between the neutronic and thermal-hydraulic codes. COUPLE.FOR not only utilizes the codes considered, but also uses interface programs that transfer data and prepare input files for these codes. The first step in performing coupling calculations is to model a 1-D BWR assem bly and obtain its converged power profile and macroscopic cross sections. The cross sections are then homogenized and tabulated corresponding to the power generated by that assembly to be used for the 2-D modeling of the BWR core.
Benzer Tezler
- 600 MWe gücünde PWR tipi bir nükleer reaktör kalp öndizayn analizi
Başlık çevirisi yok
FARZAD REZAEİ BASHARAT
- 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
- BWR içindeki bir kanalda ortaya çıkan kararsızlıkların nükleer-termal hidrolik modellenmesi
Nuclear coupled thermal-hydraulic modeling of single channel instabilities in a BWR
DEMİREL AKTAŞ
Yüksek Lisans
Türkçe
1998
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Enerji ve Enerji Sistemleri Ana Bilim Dalı
PROF. DR. MELİH GEÇKİNLİ
- Coupled thermal hydraulics/neutronics analysis of nuclear reactors
Nükleer reaktörlerin termal hidrolik ve nötronik eş zamanlı analizi
SEFA KEMAL UZUN
Yüksek Lisans
İngilizce
2008
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. CEMAL NİYAZİ SÖKMEN
- Basınçlı su reaktörleri U borulu buhar üreteçlerinin termo-hidrolik modellenmesi
Thermal-hydraulic analysis of U-tube steam generators for gressurized water reactors
SÜLEYMAN ÖZKAYNAK