Sodyum soğutmalı nükleer reaktörlerin termohidrolik analizi
Thermohydraulic analysis of sodium cooled nuclear reactors
- Tez No: 45127
- Danışmanlar: DOÇ.DR. L. BERRİN ERBAY
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Makine Mühendisliği, Mechanical Engineering
- Anahtar Kelimeler: Reaktörler, Sodyum, Soğutma sistemleri, Reactors, Sodium, Cooling systems
- Yıl: 1995
- Dil: Türkçe
- Üniversite: Eskişehir Osmangazi Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: Belirtilmemiş.
Özet
ÖZET Bu çalışmada HERA-İA adlı bir bilgisayar programı kullanılarak sodyum soğutmalı bir nükleer reaktörün yakıt elemanları arasında bulunan soğutma kanallarının termohidrol ik analizi yapılmıştır. Yakıt demetleri kafes boşluk düzenlidir ve 61 tane yakıt çubuğuna sahiptir, uniform ve 7.50 yatay güç değişimine sahip demetler ele alınmıştır. Bu demetlerde kafes karışımının arakanal sıcaklıkları üzerine etkisi incelenmiştir. Herhangi bir kasa durumunda soğutucu akışkanın giriş sıcaklığı arttığında yakıt demetinde kaynamanın ilk önce başlayacağı kritik arakanal lar ve kaynamanın başladığı y ü k se kliğin bu 1 u nma s ı içi n sog u t uc u a k ıskanı n g iris sıcaklığı değiştirilmiştir. Yakıt demetlerinde kaynama olayı olmaksızın reaktörün güvenli bir şekilde çalışması için sodyum soğutucunun en fazla kaç °C sıcaklıkta girmesi gerekt içli araştırı Imıst ir. iv
Özet (Çeviri)
SUMMARY In this study, thermohydraulic analysis of subchannels between fuel elements of a sodium cooled nuclear reactor has been done by the use of the computer code-HERA-iA, Fuel bundles have grid spacers and 6İ fuel rods. Fuel bundles having uniform and 507. lateral power variation have been considered. The effect of grid mixing on the temperatures of subchannels at the bundles has been researched. The inlet temperature of coolant has been changed to determine the effect of increase at inlet coolant temperature on boiling height and to find out the critical subchannels in which boiling come to play during an accident» For reactor safety., the maximum permissible inlet temperature of sodium coolant has been investigatet to prevent boiling and results has been summarized.
Benzer Tezler
- Sodyum soğutmalı hızlı reaktörlerde Monte Carlo Tekniği kullanılarak minör aktinitlerin araştırılması
Investigating of minor actinides at the sodium cooled fast reactors using by the Monte Carlo Technique
NEŞE KABAK ARSLAN
Yüksek Lisans
İngilizce
2019
Nükleer MühendislikKaramanoğlu Mehmetbey ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
DR. ÖĞR. ÜYESİ MEHMET EMİN KORKMAZ
- Nükleer reaktörlerde kullanılan bazı alaşımların gama ve nötron zırhlama kabiliyetlerinin belirlenmesi
Determination of the gamma and neutron shielding capabilities of certain alloys used in nuclear reactors
ABUZER YAZ
Yüksek Lisans
Türkçe
2024
Nükleer MühendislikSinop ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. HASAN OĞUL
- Isı borulu mikro reaktörün termal hidrolik analizi
Thermal hydraulic analysis of heat pipe micro reactor
ECEM ÇİMEN
Yüksek Lisans
Türkçe
2025
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. CEMİL KOCAR
- Sentetik polimer esaslı bir kanal dolgu materyali ile rezin esaslı kanal dolgu patının bazı özelliklerinin değerlendirilmesi
The evaluation of some properties of a synthetic polymer based root canal filling material and a resin based root canal sealer
ADİLE ŞEHNAZ İŞÇİ
Doktora
Türkçe
2008
Diş HekimliğiÇukurova ÜniversitesiDiş Hastalıkları ve Tedavisi Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. H. OĞUZ YOLDAŞ