Nükleer reaktör soğutucu kanallarında akışın Lattice-Boltzmann yöntemi ile benzeşimi
Lattice-Boltzmann simulation of flow in nuclear reactor subchannels
- Tez No: 421312
- Danışmanlar: DOÇ. DR. CEMİL KOCAR
- Tez Türü: Doktora
- Konular: Mühendislik Bilimleri, Nükleer Mühendislik, Engineering Sciences, Nuclear Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 2016
- Dil: Türkçe
- Üniversite: Hacettepe Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: 132
Özet
Nükleer reaktör ısıl akış sistemleri karmaşık bir yapıya sahiptir. Navier-Stokes denklemleri çözen hesaplamalı akışkanlar dinamiği kodları için bu tip geometrileri örgülemek zor ve zaman alan bir işlemdir. Mühendisler ve bilim adamları geleneksel hesaplamalı akışkanlar dinamiği kodlarının verimsiz kaldığı durumlarda alternatif olabilecek farklı yöntemler arayışına girmişlerdir. Lattice-Boltzmann yöntemi de bu alternatiflerden biridir. Lattice-Boltzmann yöntemi örgüleme kolaylığı ve paralel işleme yatkınlığı sebebiyle son zamanlarda bilgisayar teknolojisinin gelişimiyle yaygınlaşmaya başlamıştır. Bu tezde, lattice-Boltzmann yönteminin gelişimine paralel olarak tipik nükleer reaktör soğutucu kanalı akışlarında bu yöntemin kullanılabilirliği araştırılmıştır. Palabos açık kaynak kodu sınanmak ve geliştirilmek üzere seçilmiştir. Araştırma aşamasının ilk kısmında, Palabos laminar akış koşullarında kullanılarak yakıt ayraçlı ve karıştırıcı kanatlı PWR soğutucu kanalı akışı modellenmiştir. Bu çalışma, karmaşık geometriye sahip bir sistem için lattice-Boltzmann yönteminin sınanması açısından ve ileride güvenli bir şekilde Palabos kodunun kullanabilmesi için önemlidir. Laminar akış koşullarında lattice-Boltzmann yönteminin başarılı olduğu görülmüştür. İkinci aşama olarak, Palabos kodunda tanımlı olmayan türbülans modelleri (Van-Driest, WALE, VLES (k-ε) ve VLES (k-ω)) eklenmiştir. Ayrıca, bu modeller için standart duvar fonksiyonları da eklenmiştir. Adiyabatik koşullarda birçok test çalışmasıyla lattice-Boltzmann yöntemi ve eklenen türbülans modelleri sınanmış ve çeşitli örgü boyutları kullanılarak kıyaslanmıştır. Üçüncü aşama olarak, Palabos koduna ısıl akışlar için duvar fonksiyonları eklenerek türbülans modelleriyle birleştirilmiştir. Türbülanslı ve ısıl akış, LMFBR hızlı üretken reaktör soğutucu kanalı akışı için sınanmıştır, eklenen türbülans ve ısı modellerinin doğru çalıştığı ve lattice-Boltzmann yöntemiyle soğutucu kanallarındaki akışın modellenebileceği gösterilmiştir.
Özet (Çeviri)
Nuclear reactor thermal-hydraulic systems have complex structures. The meshing operation for this type of geometries is a difficult and time-consuming process for computational fluid dynamics codes which solve Navier-Stokes equations. Engineers and scientists embarked on a quest to find an alternative method to the traditional computational fluid dynamics codes. Lattice-Boltzmann method is one of these alternatives. Recently, lattice-Boltzmann method with its simplicity of meshing and versatility of parallel processing became popular due to the development of computer technology. In this thesis, in parallel with the development of lattice-Boltzmann method, the usability of this method for typical nuclear reactor subchannel flow is investigated. Open source Palabos code is selected for validation and code development purposes. In the first part of the study, spacer grid and mixing vane PWR rod bundle flow is modeled by using Palabos in laminar flow regime. This study is important for validating the lattice-Boltzmann method for the complex geometrical structure and for reliably using Palabos in the next simulations. It is seen that the lattice-Boltzmann method is successful for simulating laminar flows. In the second part of the study, the turbulence models (Van-Driest, WALE, VLES (k-ε) ve VLES (k-ω)), which are not defined in Palabos, are implemented. Furthermore, standart wall functions are also implemented for these turbulence models. Lattice-Boltzmann method and the implemented turbulence models are validated with various test studies and compared with different lattice sizes. As a third step, wall functions are implemented to the Palabos for thermal flow problems and coupled with the implemented turbulence models. Turbulent and thermal flow is validated for LMFBR subchannel flow and it is demonstrated that the implemented turbulence and heat transfer modules is working correctly and the lattice-Boltzmann method is capable of simulating thermal flow in reactor subchannels.
Benzer Tezler
- Counter current slug flow in a vertical to horizontal tube simulating header feeder system having obstructions in candu reactors
Candu reaktörlerinde akış engelleyiciler içeren kafa-besleyici sistemini simule eden düşey ve yatay tüplerde ters öbekli akış
EBRU NİHAN ÖNDER
Yüksek Lisans
İngilizce
1998
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Araştırmalar ve Teknolojileri Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. HASAN SAYGIN
- MTR tipi yakıt elemanı kullanılan araştırma reaktörlerinde soğutucu kanalı tıkanması kazası analizi
Channel blockage accident analysis for research reractor with MTR type fuel elements
AYHAN YILMAZER
Yüksek Lisans
Türkçe
1997
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. HASBİ YAVUZ
- 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
- A Loss of coolantaccident analysis for near stagnation flow in the horizontal fuel channel of candu reactor
Başlık çevirisi yok
AHMET DURMAYAZ
- Boru demetine paralel akışın deneysel sonuçlarının nümerik metotla karşılaştırılması
The comparison of experimental results of the parallel flow in a rod bundle with a numerical method
IŞIK TAŞKIRAN
Doktora
Türkçe
2008
Makine MühendisliğiEskişehir Osmangazi ÜniversitesiMakine Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. KEMAL TANER