VVER tipi reaktörlerin pasif güvenlik sistemlerinin modellenmesi ve reaktör güvenliğine katkısının incelenmesi
Modeling of passive safety systems of VVER type reactors and analysis of the reactor safety contribution
- Tez No: 444614
- Danışmanlar: PROF. DR. CEMAL NİYAZİ SÖKMEN
- Tez Türü: Doktora
- Konular: Enerji, Mühendislik Bilimleri, Nükleer Mühendislik, Energy, 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: 130
Özet
Nükleer güç reaktörlerinde güvenlik, güvenilirlik ve ekonomi üzerine yapılan iyileştirmeler ve geliştirmeler oldukça önemlidir. Bu kapsamda, pasif güvenlik sistemleri de reaktörlerin güvenlik ve güvenirliliğinin artırılması amacıyla geliştirilmiştir. Pasif güvenlik sistemleri reaktörün sağlamlığını korumak amacıyla tasarlanmış sistemlerdir. Fukushima Daiichi nükleer reaktör kazasından sonra pasif güvenlik sistemlerinin önemi daha da anlaşılmıştır. Pasif sistemlerin dışındaki bütün sistemlerin çalışabilmesi için güce ihtiyaç duyulmaktadır. Dolayısıyla herhangi bir kaza olayı sonrasında, toplam gücün kaybedilmesi durumunda pasif sistemler dışındaki bütün aktif sistemler çalışamaz hale geleceklerdir. Su (soğutmalı) – Su (yavaşlatıcılı) Enerji Reaktörü (WWER ya da VVER) tasarımları, tasarımın dayandırıldığı ya da tasarım ötesi kaza durumlarında uzun süreli soğutmayı sağlamak için bünyesinde pasif sistemler barındırmaktadır. Reaktörde kapatıldıktan sonra üretimi devam eden atık ısının sistemden uzaklaştırılması için VVER'larda Pasif Atık Isı Çekme Sistemi (PAIÇS) bulunmaktadır. Bu sistem tamamen doğal dolaşım mekanizması sayesinde sistemdeki atık ısıyı uzun süreli olarak sistemden uzaklaştırabilmektedir. Bu tez çalışmasında VVER'larda bulunan PAIÇS üzerine özgün tasarımlar oluşturulmuştur. Tasarımlar farklı kapasiteler için yapılmıştır. Sistem için geometrik parametrelerin optimize edilmesi amacıyla öncelikle analitik model üzerine kurulmuş algoritma geliştirilmiştir. Daha sonra elde edilen sistem bir tür analiz kodu olan RELAP5 Mod3.4 koduyla incelenmiştir. Analitik ve RELAP analizleri karşılaştırılmış ve hesaplamalar sınanmıştır. Çalışmanın son aşamasında ise VVER-1200 tasarımlarına ait buhar üreteci için RELAP modeli oluşturulmuş ve optimize edilen PAIÇS modeli ile birleştirilerek bütün sistemin analizi gerçekleştirilmiştir. Yapılan hesaplama ve analiz sonuçları incelendiğinde, Uluslararası Atom Enerji Ajansı'nın (IAEA) teknik dokümanlarında PAIÇS hakkında belirtilen miktarlardaki ısının bu sistem üzerinden uzaklaştırabileceği gözlemlenmiştir. Pasif atkı ısı çekme sisteminin performansını etkileyen parametreler yine bu çalışma kapsamında ortaya konulmuştur. Farklı ortam şartlarında sistemin çalışmasının nasıl etkileneceği hesaplamalarla gösterilmiştir. Bu tez kapsamında yapılan hesaplamalarda elde edilen veriler literatürdeki kısıtlı bilgiler ile uyum içindedir.
Özet (Çeviri)
In nuclear power plants, the improvements and enhancements made for safety, reliability and economy is very important. In this context, passive safety systems have been developed in order to improve the safety and reliability of the reactor. Passive safety systems are designed to maintain the stability of the reactor. The importance of the passive safety systems have become more obvious after the Fukushima Daiichi nuclear power plant accident. Power supply is needed to operate all the systems except the passive systems. Thus, once the accident initiates, all the active systems will not work in case of station blackout. Water (cooled) - Water (moderated) Energy Reactor (WWER or VVER) designs have passive systems to provide long term cooling in case of design basis or beyond design basis accidents. Passive Residual Heat Removal System (PRHRS) are available in VVERs to remove residual heat that is generated after the reactor shutdown. This system can remove residual (decay) heat from the system for a long time through the mechanism of natural circulation. In this thesis, the original designs of PRHRS, which are found in VVERs, are generated. These designs are developed for different heat capacities. In order to optimize the geometric parameters for the system, an algorithm based on analytical models is developed firstly. Then, the obtained system is analyzed by RELAP5 Mod3.4 (RELAP) system code. The results of the analytic and RELAP analysis are compared and the calculations are verified. In the last part of this thesis, RELAP model of the steam generator, which belongs to VVER-1200 designs, is created and analysis is performed with combining of this steam generator model and PRHRS model. When the results of calculation and analysis are investigated, it is observed that the amount of residual heat, which is reported in the technical documents of International Atomic Energy Agency (IAEA), can be removed from the reactor system with the help of PRHRS. The parameters that affect the performance of the passive residual heat removal system also has been introduced in this study. It is presented that how the system performance is changed by different environmental conditions. The data obtained in these calculations are in good agreement with the limited information in the literature.
Benzer Tezler
- Nükleer güç santrallerinde bulunan yapı, sistem ve bileşenlerin güvenlik sınıflandırması analizi
Analysis of the safety classification of structures, systems and components in nuclear power plants
YASİN YAMAN
Yüksek Lisans
Türkçe
2024
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. BANU BULUT ACAR
- Rus tipi basınçlı su nükleer reaktörlerinin acil kor soğutma suyu sistemlerinin olasılıklı güvenlik analizinin yapılması
Probabilistic safety assessment of emergency core cooling system of water water pressurized nuclear power plant
AŞKIN GÜLER
Yüksek Lisans
Türkçe
2011
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
YRD. DOÇ. DR. ŞULE ERGÜN
- Altıgen geometri nükleer reaktör kor modeli için nötronik hesaplamalar
Neutronic calculations for hexagonal geometry nuclear reactor core
OSMAN ŞAHİN ÇELİKTEN
Yüksek Lisans
Türkçe
2011
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. MEHMET TOMBAKOĞLU
- Üçgen dizilimli nükleer yakıt demetleri için COBRA-TF kritik ısı akısı modellerinin değerlendirilmesi
Analysis of COBRA-TF critical heat flux models for triangular nuclear fuel assembly pitch
ÖZLEM AKTAŞ ÖZÜLÜŞ
Yüksek Lisans
Türkçe
2016
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. ŞULE ERGÜN
- Isıl-nötronik etkileşimlerin yakıt elemanlarının tesir kesitlerine etkisi
Effect of thermal-neutronic coupling on the cross-sections of nuclear fuel
GÜLÇİN SARICI TÜRKMEN
Yüksek Lisans
Türkçe
2017
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. CEMAL NİYAZİ SÖKMEN