Geri Dön

Candu reaktörünün, Relap5 sistem kodu ile ısıl hidrolik güvenlik analizi.

Başlık çevirisi mevcut değil.

  1. Tez No: 47178
  2. Yazar: ÖMER GÜNDÜZ
  3. Danışmanlar: PROF.DR. OSMAN K. KADİROĞLU
  4. Tez Türü: Yüksek Lisans
  5. Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
  6. Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
  7. Yıl: 1995
  8. Dil: Türkçe
  9. Üniversite: Hacettepe Üniversitesi
  10. Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
  11. Ana Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
  12. Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
  13. Sayfa Sayısı: 100

Özet

ÖZET Bu çalışmada, CANDU-6 reaktörünün, çeşitli geçiş durumlarındaki davranışı in celenmiştir. Sistemin benzeşimi RELAP5 termal-hidrolik bilgisayar programı ile yapılmıştır. AECL, CANDU reaktörünün geçiş durumlarının benzeşimini, CANDU sistemi için kendisi tarafından geliştirilmiş FIREBIRD ısıl hidrolik kodunu kullanarak gerçek leştirmektedir. CANDU ile ilgili yapılan tüm LOCA ve Acil Kor soğutma Sistemi analizlerinde FIREBIRD kodu kullanılmaktadır. CANDU sisteminin analizinin RE- LAP5 kodu ile yapılmasına dair çok az çalışma vardır. Sistemin normal çalışma koşulları sağlanmış ve bir döngüdeki çıkış kafalarını bir birine bağlayan borunun etkisi gözlenmiştir. Bu bağlantı borusu olduğu zaman sistemin perturbasyonlara karşı kararlı olduğu ve bu boru olmazsa ve çıkıştaki kalite değeri %l-8 aralığında ise ıraksayan basınç, akış ve kalite dalgalanmaları oluştuğu bulunmuştur. Analiz, giriş ve çıkış kafaları ve pompa girişindeki büyük (%100) ve küçük (%10) kırıklarla devam etmiştir. Sonuçlar girişteki bir büyük kırığın, çıkıştaki bir büyük kırıktan daha fazla yakıt bozulma olasılığı olduğunu göstermektedir. Fakat en kötü kırık yerinin pompa girişinde olduğu bulunmuştur. Büyük kırıklarda, küçük kırıklardan daha yüksek boşluk oranı, kalite ve zarf sıcaklığı gözlenmiştir. Küçük kırıklarda, girişteki bir kırık, çıkışa göre daha yüksek boşluk oranı, kalite ve zarf sıcaklığına neden olmuştur. Acil kor soğutma sisteminin (AKSS), incelenen durumlarda etkili olduğu bulunmuş tur. Kapatma ve AKSS 'yi başlatan paramatreler ve başlama zamanları da ince lenmiştir.

Özet (Çeviri)

ABSTRACT In this study, the responses of CANDU-6 nuclear reactor to several transients are investigated. The simulation of the system is performed by using RELAP5 thermal- hydraulic system code. AECL performes the transient simulations of CANDU rector by using the FIRE BIRD code, developed by AECL for thermal hyraulic analysis of CANDU. All analy sis for LOCA and ECCS effectiveness were done by using the FIREBIRD code. The investigations concerning the RELAP5 analysis of CANDU systems are too few. After normal operating conditions are achived, the effect of pipe interconnecting the outlet headers in a loop is observed. It is found that, with the reactor outlet headers interconnected, the system is stable to perturbations but would exhibit divergent pressure, quality and flow oscillations if the interconnection is removed and if the quality at the reactor outlet header region is greater than 1-2% but less than 8%. Specific large (100% of flow area) and small (10% of flow area) breaks in both inlet and outlet headers and in the pump suction are analysed. Results indicate that, 100% break in the inlet header has more probability of fuel failure than the same size break in the outlet header. The worst break location is found to be the pump suction with a break size of 100%. Higher void fractions, higher outlet header quality and sheath temperatures are observed in the large break transients than that of small break transients. For small break transients, the break location in the inlet header results higher void fractions, outlet header quality and sheath temperatures than that of outlet header break transients. Emergency core cooling system (ECCS) is found to be effective for the cases anal ysed. Initiating trip parameters and time for scram and ECCS injection is also investigated.

Benzer Tezler

  1. Tez No

    84226

    CANDU-6 accident analysis: Large breaks

    CANDU-6 reaktöründe kaza analizi: Büyük kırıklar

    SERKAN KAYRANCI

    Yüksek Lisans

    İngilizce

    İngilizce

    1999

    Nükleer MühendislikHacettepe Üniversitesi

    Nükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. OSMAN KEMAL KADİROĞLU

  2. Tez No

    46316

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

    Başlık çevirisi yok

    AHMET DURMAYAZ

    Doktora

    İngilizce

    İngilizce

    1995

    Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik Üniversitesi

    PROF.DR. HASBİ YAVUZ

  3. Tez No

    97872

    Cost analysis and economic comparison for alternative fuel cycles in the heavy water cooled reactor (CANDU)

    Ağır su soğutmalı KANADA (CANDU) reaktöründe alternatif yakıt çevrimleri için maliyet analizi ve ekonomik karşılaştırma

    SERKAN YILMAZ

    Yüksek Lisans

    İngilizce

    İngilizce

    2000

    Nükleer MühendislikHacettepe Üniversitesi

    Nükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. OKAN H. ZABUNOĞLU

  4. Tez No

    465311

    PWR-CANDU6 birleşik yakıt çevrimi ve CANDU6'da uranyum+toryum kullanımı

    PWR-CANDU6 combined fuel cycle and use of uranium+thorium in CANDU6

    LEVENT ÖZDEMİR

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2017

    Nükleer MühendislikHacettepe Üniversitesi

    Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. HÜSEYİN OKAN ZABUNOĞLU

  5. Tez No

    76587

    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

    İngilizce

    1998

    Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik Üniversitesi

    Nükleer Araştırmalar ve Teknolojileri Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. HASAN SAYGIN

Geri Dön