Geri Dön

Bir modüler nükleer reaktörün farklı akışkanlarla soğutulmasının termodinamik performansının araştırılması

Investigation of thermodynamic performance of cooling a modular nuclear reactor with different secondary coolants

PDF İndir

  1. Tez No: 579319
  2. Yazar: MUHAMMED EMİN TOPAL
  3. Danışmanlar: PROF. DR. ADNAN MİDİLLİ
  4. Tez Türü: Yüksek Lisans
  5. Konular: Makine Mühendisliği, Mechanical Engineering
  6. Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
  7. Yıl: 2019
  8. Dil: Türkçe
  9. Üniversite: Recep Tayyip Erdoğan Üniversitesi
  10. Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
  11. Ana Bilim Dalı: Makine Mühendisliği Ana Bilim Dalı
  12. Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
  13. Sayfa Sayısı: 85

Özet

Bu tezin amacı, modüler bir nükleer reaktörün farklı ikincil soğutucu akışkanlarla soğutulmasının termodinamik performansını araştırmaktır. Bu kapsamda, seçilen 8,1 MW ısıl gücünde ve temel soğutucu akışkan olarak LiF-BeF2 tuzu içeren bir modüler nükleer reaktörün üç farklı modda soğutma ve güç üretim çevrimleri tasarlanmıştır. Tasarlanan modlar; i) Yardımcı soğutucu akışkan olarak s-CO2 kullanılması, ii) Yardımcı soğutucu akışkan olarak s-Su kullanılması, iii) Yardımcı soğutucu akışkanlar olarak s-CO2, s-Su ve FLiNaK'ın entegre kullanımı. Bu çalışma modları için uygun çevrimler geliştirilerek enerji ve ekserji analizleri yapılmıştır. Bu çerçevede, Oak Ridge Ulusal Laboratuvarı'nda testleri yapılan 8,1 MW'lık nükleer reaktörün ısıl kapasitesi referans olarak alınmıştır. s-CO2'li çevrim için türbin işletme parametreleri 22,1 MPa ve 883 K; s-Su'lu çevrim için türbin işletme parametreleri 25 MPa, 1050 K alınmıştır. Sonuç olarak; yapılan hesaplamalar neticesinde, birinci modda %42,3 enerji verimi, %54,9 ekserji verimi, ikinci modda %40,1 enerji verimi, %52,01 ekserji verimi ve üçüncü modda %46,79 enerji verimi, %60,7 ekserji verimi olduğu hesaplanmıştır. Dolayısıyla, üçüncü mod tasarım bakımından yeni ve performans bakımından yüksek olmasına rağmen imalat ve işletim güvenliği bakımından ayrı bir çalışma kapsamında değerlendirilmelidir.

Özet (Çeviri)

The aim of this thesis is to investigate the thermodynamic performance of cooling a modular nuclear reactor with different secondary coolants. In this regard, the cooling and power generation cycles of a 8.1 MW thermal power-modular nuclear reactor with LiF-BeF2 salt as the main coolant are designed. Designed modes are; i) Utilization of s-CO2 as secondary coolant, ii) Utilization of s-Water as secondary coolant, iii) Integrated utilization of s-CO2, s-Water and FLiNaK as additional coolants. By developing the suitable cycles for these operation modes, energy and exergy analyzes are performed. In this context, the thermal capacity of the nuclear reactor used in the study is taken to be 8.1 MW refering the small modular nuclear reactor at Oak Ridge National Laboratory. Furthermore, turbine operating parameters for s-CO2 cycle are taken to be 22.1 MPa and 883 K; 25 MPa, 1050 K for s-water cycle. Consequently, energy and exergy efficiencies are respectively calculated to be 42.3% and 54.9% for the first mode; 40.1% and 52.01% for the second mode; 46.79% and 60.7% for the integrated mode. Thus, at the end of the calculations for energy and exergy calculations it can be said that although the third mode is a new design and has high performance, it is suggested that, in terms of manufacturing and operational safety, a new comprehensive study should be conducted for future studies.

Benzer Tezler

  1. Tez No

    855977

    Küçük modüler ergimiş tuz reaktörü acil tahliye sisteminin hesaplamalı akış dinamiği ve deneysel analizi

    The computational fluid dynamics and experimental analysis of the emergency draining system of a small modular molten salt reactor

    MAHMUT CÜNEYT KAHRAMAN

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2024

    Makine Mühendisliğiİstanbul Teknik Üniversitesi

    Enerji Bilim ve Teknoloji Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. SENEM ŞENTÜRK LÜLE

  2. Tez No

    421312

    Nükleer reaktör soğutucu kanallarında akışın Lattice-Boltzmann yöntemi ile benzeşimi

    Lattice-Boltzmann simulation of flow in nuclear reactor subchannels

    ALİ TİFTİKÇİ

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2016

    Mühendislik BilimleriHacettepe Üniversitesi

    Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. CEMİL KOCAR

  3. Tez No

    621467

    Development of a segmented detector for reactor antineutrinos

    Reaktör antinötrinoları için bölmeli bir dedektörün geliştirilmesi

    MUSTAFA KANDEMİR

    Doktora

    İngilizce

    İngilizce

    2020

    Fizik ve Fizik Mühendisliğiİstanbul Teknik Üniversitesi

    Fizik Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. MUAMMER ALTAN ÇAKIR

  4. Tez No

    321633

    Bir yüksek sıcaklık nükleer reaktörünün farklı yakıtlar kullanılarak nötronik analizinin yapılması

    Neutronic analysis of a high temperature nuclear reactor by using different fuels

    ÖZGÜR EROL

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2012

    Teknik EğitimGazi Üniversitesi

    Makine Eğitimi Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. HACI MEHMET ŞAHİN

  5. Tez No

    639133

    Atmospheric dispersion and corresponding dose and risk calculations for a hypothetical accident in ITU TRIGA mark II research reactor

    İTÜ TRIGA mark II araştırma reaktöründeki hipotetik bir kaza için atmosferik dağılım ve ilintili doz ve risk hesaplamaları

    SEFA BEKTAŞ

    Yüksek Lisans

    İngilizce

    İngilizce

    2020

    Bilim ve Teknolojiİstanbul Teknik Üniversitesi

    Enerji Bilim ve Teknoloji Ana Bilim Dalı

    DR. ÖĞR. ÜYESİ SENEM ŞENTÜRK LÜLE

Geri Dön