Geri Dön

A Loss of coolantaccident analysis for near stagnation flow in the horizontal fuel channel of candu reactor

Başlık çevirisi mevcut değil.

  1. Tez No: 46316
  2. Yazar: AHMET DURMAYAZ
  3. Danışmanlar: PROF.DR. HASBİ YAVUZ
  4. Tez Türü: Doktora
  5. Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
  6. Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
  7. Yıl: 1995
  8. Dil: İngilizce
  9. Üniversite: İstanbul Teknik Üniversitesi
  10. Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
  11. Ana Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
  12. Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
  13. Sayfa Sayısı: 133

Özet

ÖZET Bu çalışmada, CANDU nükleer reaktörünün yakıt kanalına soğutucu akışkanın iletilmesini sağlayan ve 1. devrede yer alan reaktör girişi besleyici borusunda veya kollektöründe oluşabileceği öngörülen ani, küçük bir kırılmanın sonucunda, yatay konumdaki yakıt kanalı içinde soğutucu akışkan akışının durması olayı teorik olarak incelenmiştir. CANDU reaktörü giriş besleyici borusunda veya kollektöründe oluşabileceği öngörülen ve 3 - 100 cm 'lik bir kırık kesitine sahip, küçük kırık olarak isimlendirilen bu tür bir kaza esnasında soğutucu akışkan kaybı oluşması ile, kırılan boruyla beslenen yakıt kanalının içerisinde ani bir basınç düşümü, yetersiz soğutma ve bunların sonucunda da ani bir kaynama olayı meydana gelir. Bu durumu önlemek amacıyla, kırılmanın gerçekleşmesinden çok kısa bir süre sonra reaktörün durdurulması ile birlikte, besleyici boruların bağlı bulunduğu kollektörler aracılığıyla reaktör kalbine, tehlike hali soğutucu akışkanı enjekte edilerek yatay konumdaki yakıt kanalları bu soğutucu akışkan ile tekrar doldurulur. Bu esnada, 1. devrede bulunan pompalar da herhangi bir nedenle, örneğin bu pompaları besleyen elektriğin kesilmesi sonucunda devre dışı kalıp çalışmalarına son verebilirler. Öyle bir kırık kesiti olduğu düşünülebilir ki, pompaların durması veya durdurulmasından sonra 1. devrede oluşacak doğal dolaşım ile ilgili kuvvetler, kırık kesitinden akışkanın boşalmasına neden olan kuvvetlerle dengelenir ve reaktör kalbinde soğutucu akışkan akışı durma noktası civarına gelebilir. İşte reaktör kalbinin bu çok yavaş hareket eden veya durgun halde bulunan aşırı soğutulmuş sıvı ile doldurulmuş hali, soğutucunun yatay yakıt kanalı içerisinde durması olayı için başlangıç koşulu olarak kabul edilebilir. Reaktörün çalışmasının durdurulmasından sonra da, fisyon ürünlerinin bozunmasının devam etmesi nedeniyle açığa çıkan enerjinin, soğutucu akışkan vasıtasıyla yakıt kanallarından dışarı transfer edilmesi gerekmektedir. Oysa soğutucu akışkanın durma noktasına gelmesi halinde, sözkonusu yakıt kanalı içinde fisyon ürünlerinden açığa çıkan bozunum enerjisi, kanal dışına yeterince aktarılamamaktadır. Normal çalışma koşullarında, yatay konumdaki yakıt kanalı içinde eksenel yönde ılık nötron XVI

Özet (Çeviri)

SUMMARY In this thesis, a two-phase thermalhydraulic model has been developed in order to investigate the near stagnation flow phenomena in the horizontal fuel channel of a CANDU nuclear reactor following a postulated small break loss-of- çoolant-accident (LOCA) in the inlet feeder or inlet header. In this model, the unequal velocity unequal temperature (UVUT) model is used in which the velocities and enthalpies (hence temperatures) for both liquid and vapor phases, void fraction and a common dynamic pressure are computed. Stratified smooth and dispersed bubbly flows are considered together for the near stagnation flow and dispersed bubbly flow is considered for the normal operating conditions of a CANDU reactor as the flow regimes. Geometrical configuration of a typically CANDU reactor fuel channel is considered. Thermodynamic and transport properties of heavy water are also considered as functions of pressure and temperature. In the derivations of the conservation equations, all of the terms are area and time (ensemble) averaged. A fully implicit discretization method and a staggered grid control volume approach are applied in order to obtain an algebraic equation set from the governing differential conservation equations. Hybrid scheme, in which central difference and upwind schemes are considered by turns depending on the value of Peclet number, is used while deriving the discretization equations. To solve the near stagnation flow problem by using this model, the IPSA algorithm (Inter-Phase Slip Algorithm) which was developed to solve the multi-phase flows originally is modified to give a solution for a horizontal channel which is full of single phase fluid in some part whereas it is full of two- phase fluid in the other part. A computer code that is called as the ANESTA ( Analysis for NEar STAgnation flow in the fuel channel of a CANDU reactor ) code has been developed. The model mentioned above is applied to both normal operating conditions and the near stagnation flow (LOCA) conditions by this code. A set of approximate functions for the fast calculation of the thermodynamic properties of heavy water (D20 ) has also been derived. For this aim, the data given in the steam tables for heavy water thermodynamic properties have been accurately and successfully fitted to the curves as functions of pressure and temperature in order to obtain some simple functions by using the least-square method. xv

Benzer Tezler

  1. Tez No

    667930

    3d transient thermoelastic analysis of VVER-1200 nuclear reactor vessel during a loss – of – coolant accident (LOCA) scenario

    VVER-1200 nükleer reaktör kabının soğutucu kaybı kazası (LOCA) senaryosu esnasında 3 boyutlu zamana bağlı termoelastik analizi

    BEGÜM KÜTÜK

    Doktora

    İngilizce

    İngilizce

    2020

    Makine MühendisliğiGaziantep Üniversitesi

    Makine Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. İBRAHİM HALİL GÜZELBEY

  2. Tez No

    4024

    Fault tree and uncertainty analysis for maximum credible accident probability of TR-2 research reactor

    Başlık çevirisi yok

    İLKER BİLGİÇ

    Yüksek Lisans

    İngilizce

    İngilizce

    1988

    Nükleer MühendislikOrta Doğu Teknik Üniversitesi

    PROF. DR. ORHAN YEŞİN

  3. Tez No

    587390

    COBRA-TF ile soğutucu kaybı kazasında akışın yeniden sağlanması fazının modellenmesi ve model belirsizliklerinin incelenmesi

    Modelling of reflood phase of a loss of coolant accident with COBRA-TF code and analysis of model uncertainities

    REFİK KARAGÖZ

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2019

    Nükleer MühendislikHacettepe Üniversitesi

    Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. ŞULE ERGÜN

  4. Tez No

    143115

    MTR tipi araştırma reaktörlerinde havuz suyu kaybı kazasının analizi

    Analysis of total loss of pool water accident in MTR-type research reactors

    AYHAN YILMAZER

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2003

    Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik Üniversitesi

    Nükleer Teknoloji Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. HASBİ YAVUZ

  5. Tez No

    305940

    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

    Türkçe

    2011

    Nükleer MühendislikHacettepe Üniversitesi

    Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    YRD. DOÇ. DR. ŞULE ERGÜN

Geri Dön