Irıs küçük modüler reaktörünün (SMR) RELAP5/SCDAPSIM sistem kodu ile modellenmesi
Modelling of iris small modular reactor (SMR) by using RELAP5/SCDAPSIM system code
- Tez No: 527084
- Danışmanlar: DOÇ. DR. ŞULE ERGÜN, DOÇ. DR. FATİH AYDOĞAN
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
- Anahtar Kelimeler: Nükleer reaktörler, Nuclear reactors
- Yıl: 2018
- Dil: Türkçe
- Üniversite: Hacettepe Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: Belirtilmemiş.
Özet
Kompakt tasarımları, düşük ilk yatırım maliyeti, konvansiyonel enerji santrallerine göre daha kısa kurulum süreleri, nükleer silahsızlanma antlaşması ile uyumlu olması, gelişmekte olan ülkelerin elektrik iletim hatları ile uyumlu olması, modüler şekilde kurulumlarının yapılması, iyileştirilmiş pasif güvenlik sistemlerinin bulunması gibi birçok sebepten dolayı 2000'li yıllardan itibaren küçük modüler reaktörler üzerine yoğun çalışmalar yapılmıştır. Bu tezde, Amerika Enerji Bakanlığı ve Nükleer Enerji Araştırma Girişimi (Nuclear Energy Research Initiative) sponsorluğunda, Westinghouse şirketi öncülüğünde nükleer sanayi, araştırma laboratuvarları ve üniversitelerden oluşan uluslararası bir konsorsiyum tarafından tasarlanan soğutucu pompalar, buhar üreteçleri, basınçlandırıcı gibi reaktör güç ünitesi ana elemanlarını reaktör koruma kabı içerisinde içerecek şekilde integral, modüler inşa özelliğine sahip, basınçlı, hafif sulu 1000 MWth, 335 MWe güce sahip IRIS Küçük Modüler Reaktörü (SMR) RELAP5/SCDAPSIM sistem kodu ile modellenmiştir. IRIS SMR reaktörünün integral yapısı sayesinde reaktör basınç kabı içerisinde yer alan birincil döngüye 4 inçten (10,16 cm) (Kimyasal ve Hacim Kontrol Sistemi Bağlantısı, CVCS) çapından büyük herhangi bir boru bağlantısı bulunmamaktadır. Bu tezin amacı, IRIS küçük modüler reaktörünün korunu, soğutucu sistemleri ve güvenlik sistemlerini RELAP5/SCDAPSIM sistem kodu kullanarak modellemek ve reaktör CVCS bağlantısında gerçekleşebilecek küçük kırık sonucu oluşan küçük kırıklı soğutucu kaybı kazası sırasındaki davranışı incelemektir. Bu kapsamda oluşturulan modelde reaktör birinci ve ikinci döngü bileşenleri ve koruma kabı soğutma sistemi haricindeki pasif güvenlik sistemleri modellenmiştir. Bu çalışmada koruma kabı soğutma sistemi modellenmediğinden ve EHRS tasarım değerlerine ait tasarım verileri elde edilemediğinden basınç ve koruma kabı basınçları beklenenden yüksek bir seviyede eşitlenmiş olup basıncın eşitlendiği seviye koruma kabı tasarım basıncının yaklaşık 0,3 MPa altındadır.
Özet (Çeviri)
Due to many reasons such as its compact design, low initial investment costs, shorter installation times compared to conventional nuclear power plants, compatibility with nuclear disarmament treaty, compatibility of developing countries electrical transmission lines, modular installation, and improved passive safety systems, intensive studies have been made on small modular reactors since 2000. In this thesis, the IRIS reactor and a small break loss of coolant accident that may occur at this reactor were analyzed. IRIS has been designed under the sponsorship of the US Department of Energy and Nuclear Energy Research Initiative with the lead of the Westinghouse Company, and it was designed by an international consortium of nuclear industry, research laboratories and universities. IRIS has 1000 MWth and 335 MWe power, it is a pressurized light water reactor. IRIS reactor has integral design consists of main reactor power unit such as main coolant pumps, steam generators and pressurizer in the pressure vessel . By virtue of the integral structure of the IRIS SMR, there is no pipe connection larger than 4 inches (10.16cm) (Chemical and Volume Control System connection, CVCS) to primary loop inside the reactor pressure vessel. The aim of this thesis is to model the IRIS reactor core, coolant system and safety system using RELAP5/SCDAPSIM system code and to analyze the behavior of the reactor during small break loos of coolant accident that can occur at the reactor CVCS connection. In this model, reactor primary and secondary loop components, pressure vessel and passive safety systems except containment cooling system are modeled. Since containment cooling system is not modeled and EHRS design data is not found that's why the pressure of the containment and the pressure vessel was become equal more than expected level; however this level is still 0.3 MPa lower than to containment design pressure (1.4 MPa).
Benzer Tezler
- Transient analysis of AP600 reactor by using RELAP5 system code
AP600 reaktörünün RELAP5 sistem kodu ile geçiş durumları analizi
ENİS PEZEK
- Bilgisayar grafiklerinde aydınlatmayı modelleme
Моделирование освещения в компьютерной графике
MAHABAT KULMURZAYEVA
Yüksek Lisans
Kırgızca
2017
Bilgisayar Mühendisliği Bilimleri-Bilgisayar ve KontrolKırgızistan-Türkiye Manas ÜniversitesiDR. ZAMİRGUL KAZAKBAYEVA
- Poly(vinylidene fluoride) based graft copolymer
Poliviniliden florür temelli aşı kopolimeri
AHMET YASİR DEMİR
Yüksek Lisans
İngilizce
2015
Polimer Bilim ve Teknolojisiİstanbul Teknik ÜniversitesiPolimer Bilim ve Teknolojisi Ana Bilim Dalı
PROF. DR. METİN HAYRİ ACAR
- Development of novel thermal conductive polymer nanocomposites
Yeni nesil termal iletken polimer nanokompozitlerin geliştirilmesi
ELİFTEN SEMERCİ
Doktora
İngilizce
2021
Polimer Bilim ve Teknolojisiİstanbul Teknik ÜniversitesiKimya Ana Bilim Dalı
PROF. DR. NİLGÜN KIZILCAN
DOÇ. DR. TUBA ERDOĞAN BEDRİ
- Kanser teşhis ve tedavisinde kullanılma potansiyeli olan aza-BODIPY içerikli poli(β-amino ester)'lerin hazırlanması ve biyolojik özelliklerinin araştırılması
Preparation and evaluation of biological properties of poly(β-amino ester)s that have potential in cancer therapy and diagnosis
ŞEYMA SARI
Doktora
Türkçe
2024
Kimyaİstanbul Teknik ÜniversitesiKimya Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. MUHAMMET ÜBEYDULLAH KAHVECİ