Hibrid reaktör nükleer yakıt çubuklarındaki sıcaklık dağılımının sonlu elemanlar metodu ile sayısal analizi
Numerical analysis of temperature distribution in hybrid reactor nuclear fuel rods by finite elements method
- Tez No: 472657
- Danışmanlar: PROF. DR. ADEM ACIR
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Enerji, Nükleer Mühendislik, Energy, Nuclear Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 2017
- Dil: Türkçe
- Üniversite: Gazi Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Enerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: 97
Özet
Bu çalışmada, bir füzyon-fisyon hibrid reaktöründe LWR harcanmış nükleer yakıtı içeren nükleer yakıt çubuklarındaki sıcaklık dağılımı sonlu elemanlar metodu yardımıyla farklı soğutucular ve nötron duvar yükleri için analiz edilmiştir. Hesaplamalarda 2 MW/m2, 4 MW/m2, 6 MW/m2, 8 MW/m2, 10 MW/m2 nötron duvar yükleri ve Doğal Lityum, Flinabe, Li20Sn80 soğutucuları kullanılmıştır. İlk olarak SCALE5 kodu ile nötronik hesaplamalar yapılmış ve elde edilen fisyon değerlerine bağlı olarak ısı üretim oranları hesaplanmıştır. Daha sonra yakıt bölgesinde dizili olan 1. sıra, 5. sıra ve 10. sırada yer alan yakıt çubuklarının sonlu elemanlar metodu yardımıyla sıcaklık dağılımları ANSYS paket programında analiz edilmiştir. Farklı nötron duvar yükleri ve soğutucularda elde edilen sıcaklık değeri nükleer yakıt ergime sıcaklığı referans sınırlarına göre zamana bağlı olarak karşılaştırılmıştır.
Özet (Çeviri)
In this study, temperature distribution of nuclear fuel rods in a fusion fission hybrid reactor containing LWR spent fuel was analyzed by finite elements method for different coolants and first wall neutron loads. In calculations, 2 MW/m2, 4 MW/m2, 6 MW/m2, 8 MW/m2, 10 MW/m2 first wall neutron loads and Natural Lithium, Flinabe, Li20Sn80 coolants were used. Firstly, neutronic calculations were conducted by SCALE5 and heat generation rates were calculated using obtained fission rates. Afterwards, temperature distribution of fuel rods of 1. row, 5. row, and 10. row in fuel region was analyzed by finite elements method using ANSYS application. Obtained temperature distribution rates for different first wall loads and coolants were compared over time in terms of reference fuel melting point.
Benzer Tezler
- Reaktör yakıt çubuklarında üç boyutlu ısı dağılımının bilgisayarla analizi
Başlık çevirisi yok
H.YASEMİN KALKAT
- Bir toryum füzyon reaktöründe nükleer atıkların değerlendirilmesi
Minor actinide burning in a thorium fusion breder
YUSUF KILIÇ
Yüksek Lisans
Türkçe
2002
Makine MühendisliğiNiğde ÜniversitesiMakine Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. HACI MEHMET ŞAHİN
- Fisyon reaktörlerinde kullanılmış yakıt çubuklarının füsyon-fisyon hibrid reaktörlerinde yeniden kullanılabilir hale dönüştürülmesi
Başlık çevirisi yok
NURAN BALTACIOĞLU
- (D, T) füzyon nötronlarına maruz bırakılan çeşitli nükleer yakıt ve malzemelerin nötronik analizi
The neutronic analysis of some nuclear fuels and materials exposed to (D, T) fusion neutrons
MURAT GÖKÇEK
Yüksek Lisans
Türkçe
2001
Makine MühendisliğiNiğde ÜniversitesiMakine Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF.DR. HÜSEYİN YAPICI
- Yüksek güç yoğunluklu bir hibrid reaktörde atık nükleer yakıtın değerlendirilmesi
Utilization of nuclear fuel waste in a high power density hybrid reactor
MUSTAFA ÜBEYLİ
Doktora
Türkçe
2004
Makine MühendisliğiGazi ÜniversitesiMakine Eğitimi Ana Bilim Dalı
PROF.DR. SÜMER ŞAHİN