Kullanılmış nükleer yakıt depolama kabının ısıl analizi
Thermal analysis of spent nuclear fuel storage cask
- Tez No: 387366
- Danışmanlar: DOÇ. DR. ŞULE ERGÜN
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 2015
- Dil: Türkçe
- Üniversite: Hacettepe Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: 90
Özet
Bu çalışmada, TN-24P tipi kullanılmış nükleer yakıt depolama kabı için, Hesaplamalı Akışkanlar Dinamiği (HAD) yöntemi kullanılarak ısıl analiz yapılmıştır. Bu analiz için, depolama kaplarının ısıl davranışlarının gerçekçi bir şekilde gösterilmesi amacıyla sonlu hacim çözüm metodu içeren ANSYS Fluent kullanılmıştır. Fluent ile yapılan hesaplamalar durağan ve zamana bağlı (kaza) durumların benzeşimi için yapılmış, durağan durum benzeşiminden elde edilen sonuçlar, TN-24P kabı için yapılan deneysel çalışmanın verileriyle karşılaştırılmıştır. Bu tezde modellenen deneysel çalışma göz önünde bulundurularak, analizler, Basınçlı Su Reaktörleri'nden (PWR) çıkarılan kullanılmış yakıtlar modellenerek yapılmıştır. Modelde, TN-24P kabına yüklenmiş 24 tane PWR kullanılmış yakıt demeti bulunmaktadır. Kullanılmış nükleer yakıt depolama kap tasarımının, standart Westinghouse 15x15 yakıt çubukları tasarımına benzer olduğu kabul edilmiş olup, çubuklar 3x3 demetler haline getirilerek modellenmiştir. Kaptaki toplam ısı üretimi 20,6 kW'tır. Eksenel güç profilini girmek için gerekli olan hesaplanmış ısı akısı değeri, bir Kullanıcı Tanımlı Fonksiyon tanımlanarak üretilmiştir. Tipik TN-24P kuru depolama kabı sistemi içinde iç içe geçmiş iki kap bulunmaktadır. İç ve dış kap arasında hava bulunmaktadır. Hava giriş bölümü, kabın altında; hava çıkışı kabın üstündedir. Bu bölgede, akış türbülanslıdır ve çalışmada türbülansın benzeşimi standart k-ε modeli kullanılarak yapılmıştır. Yakıt depolama alanı (iç kap), kullanılmış nükleer yakıt çubuklarını soğutmak için Helyum gazı ile doludur. Kapta ısı transferi; Helyumdan sepete ısı iletimi ile doğal taşınıma dayalı yer çekimiyle ve karışık geometrideki ısıl radyasyon ile meydana gelmektedir. Bu yakıt depolama alanı bölgesinin benzeşimi için, Boussinesq yaklaşımı ile laminar akış modeli, doğal taşınımı modellemede kullanılmıştır. Isıl radyasyon hesaplaması için, Ayrık Ordinatlar modeli seçilmiştir. Bu çalışmada yapılan analizler, küçük ve tam ölçekli model benzeşimlerini içerir. Küçük ölçekli model benzeşimi, ağ oluşturmayı kolaylaştırmak ve deneysel verileri kullanarak analiz araçlarını doğrulamak için yapılmıştır. Tam ölçekli modellemede, ızgara duyarlılığını belirlemek üzere 2 milyon ve 4 milyon ızgara tanımlanarak hesaplama yapılmıştır. Kuru depolama kabı analizinde kaza olması durumu da modellenmiştir. Bu çalışmada, kabın sıcaklığında artışa neden olan hava tıkanıklığı kazasının benzeşimi yapılmıştır.
Özet (Çeviri)
In this study, thermal analysis was performed for the TN-24P cask by using Computational Fluid Dynamics method. For the analysis, ANSYS Fluent as a CFD tool was selected since it has the proper finite volume methods to realistically simulate the thermal behavior of storage casks. The calculations performed with Fluent involve both steady state and transient (accident) simulations and the results of steady state calculations were compared with the data of the experiments related with the TN-24P storage casks. In this study, by taking the simulated experimental study into account, for the analysis, spent fuels discharged from pressurized water reactors (PWRs) were modeled. In the model, there are 24 PWR spent fuel assemblies loaded in the TN-24P cask. The fuel design is assumed to be similar to the standard Westinghouse 15x15 rod design and spent nuclear fuels were lumped 3x3 on modeling. Total heat (decay) generated in the cask was estimated to be 20.6 kW. To input the axial power profile required to calculate the heat flux, a User Defined Function was generated. Fuel storage space (canister) is filled with Helium gas to cool spent nuclear fuel. In the cask, heat transfer occurs through the heat conduction by helium and basket, natural circulation driven by gravity, and thermal radiation in the complex geometry. In the canister region, laminar flow model with Boussinesq approximation is used to simulate the natural circulation. For thermal radiation, the Discrete Ordinates model was used. In typical vertical TN-24P dry storage cask system there are two nested cask. Between inner and outer cask is in the air. Air inlet section is at the bottom side of cask and outlet ventilation is at top of cask. At this region, flow is turbulent and turbulence is modeled by using standard k-ε model. The analysis includes small scaled and full scaled model. Small scale model was used to make grid generation easier and to validate the analysis tools using the experimental data. Mesh sensitivity was analyzed by performing steady state calculations with models having 2 million and 4 million meshes. For the dry cask analysis, simulation of accident conditions is required. In this study, air blockage accident which causes increase in the temperatures in the cask is also simulated.
Benzer Tezler
- Kazaya toleranslı ve yüksek yanma oranlı kullanılmış yakıt için kuru depolama kabı analizi
Analysis of dry storage cask for accident tolerant and high burnup spent fuel
HABİBE MERVE DURDU
Yüksek Lisans
Türkçe
2021
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DR. ÖĞR. ÜYESİ BANU BULUT ACAR
- Nükleer reaktör uygulamaları için titanyum alaşımı üretimi ve karakterizasyonu
Production and characterisation of titanium alloy for nuclear reactor applications
SAİTALİ TOMOĞLU
Yüksek Lisans
Türkçe
2018
Metalurji Mühendisliğiİstanbul ÜniversitesiMetalurji ve Malzeme Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DOÇ. İLVEN MUTLU
- Türkiye'de kurulması planlanan nükleer santrallerde kullanılacak nükleer yakıtların ve atıkların teknoekonomik açıdan incelenmesi
Thecnoeconomical investigation of nuclear fuel and nuclear waste at nuclear power plants that planned to establish in Turkey
AHMET POLATOĞLU
Yüksek Lisans
Türkçe
2016
EnerjiFırat ÜniversitesiEnerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. HİKMET ESEN
- Kaynar su reaktörü kullanılmış yakıt depolama havuzunda akış kaybı kazası analizi
Kaynar su reaktörü kullanılmış yakıt depolama havuzunda akış kaybı kazası analizi
ÇİĞDEM POLAT DAĞLI
Yüksek Lisans
Türkçe
2018
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. CEMİL KOCAR
