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
- Tez No: 587390
- Danışmanlar: DOÇ. DR. ŞULE ERGÜN
- Tez Türü: Doktora
- Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 2019
- Dil: Türkçe
- Üniversite: Hacettepe Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: 136
Özet
En-iyi tahmin yazılımları nükleer enerji alanında güvenlik, analiz, lisanslama ve araştırma-geliştirme konularında sıklıkla kullanılan düşük maliyetli, hızlı ve güvenilir araçlardır. Endüstri, üniversiteler ve resmi kurumlar tarafından kabul gören bu yazılımlar ile gerçek sistemleri temsilen yapılan modellemelerin farklı şartlarda gerçekleştirilen ve geniş çerçeveli deneysel bulgularla karşılaştırılarak doğrulanması önem arz etmektedir. Dolayısıyla en-iyi tahmin yazılımlarının çözüm yöntemlerini iyileştirecek, performanslarını ve deneysel veri karşısındaki tutarlılıklarını artıracak değişikliklerin yapılması, bünyesinde çalışarak fiziksel olayların tahmin edilmesinde kullanılan ve bilim çevrelerince her geçen gün iyileştirilen veya yenilenen modellerin de uyarlanması gerekmektedir. Bu tez çalışmasında çeşitli termal-hidrolik analizlerde sıkça kullanılan COBRA-TF (COolant Boiling in Rod Arrays-Two Fluid) yazılımı ile Basınçlı Su Reaktörlerinde (BSR) Soğutucu Kaybı Kazası (SKK) esnasında meydana gelen Akışın Yeniden Sağlanması (AYS) fazı incelenmiş ve önemli güvenlik ölçütlerinden yakıt yüzeyi sıcaklık davranışının iyileştirilmesine yönelik çalışmalar yapılmıştır. COBRA-TF yazılımının AYS modellerine ait zayıflıkların tespit edilmesi, bu zayıflıklara sebep olan bileşenlerin ortaya çıkarılması, düzeltici ve iyileştirici modellerin yazılıma uygulanarak FLECHT-SEASET (Full Length Emergency Core Heat Transfer-System Effects and Separate Effects Tests) ve RBHT (Rod Bundle Heat Transfer) deneyleri karşısında daha iyi sonuçların elde edilmesi hedeflenmiştir. Yapılan çalışmada COBRA-TF yazılımının ısı transferi davranışını bütünüyle etkileyecek öneme sahip Minimum Film Kaynama Sıcaklığı (T_min) modeli ile hesaplanan değerlerin deneysel veri ile tutarsız olduğu ve elde edilen sonuçların ise buna göre olumsuz bir şekilde etkilendiği tespit edilmiştir. Daha gelişmiş bir modelin uygulanması ile T_min değerleri ve yakıt sıcaklık değerlerinde ve davranışında iyileşme sağlanmıştır. Bu değişiklikten sonra yapılan analizler neticesinde orijinal COBRA-TF yazılımında çalışmakta olan dairesel akış rejiminde film tabakasından ve soğutma suyu yüzeyinden damlacık ayrılma modellerinin de bazı deneysel şartları tahmin etmekte zorlandığı anlaşılmıştır. Bu sebeple mevcut damlacık ayrılma modellerine farklı modeller de eklenerek COBRA-TF yazılımına ayrı ayrı uygulanmıştır. Yeni sürüm COBRA-TF tahminleri ile FLECHT-SEASET ve RBHT'nin çeşitli deney verileri ile karşılaştırılmış, önemli ölçüde iyileştirilen sonuçlar yakıt ıslanma, yakıt yüzeyi sıcaklığı ve buhar sıcaklığı bazında sunularak değerlendirilmiştir.
Özet (Çeviri)
Best estimate codes used in the safety analysis, licensing, research and development fields frequently are cost efficient, quick and reliable tools. For these codes which are widely used by the industry, universities and public intitutions, it is very important to validate the physical models against experimantal data which are obtained for wide range of conditions. Therefore, the modifications which improve solution methods, increase the accuracy in code predictions and performance are required by developing new models and adapting them to the codes. In this dissertation, reflood phase of postulated Loss of Coolant Accident in Pressurized Water Reactors is analyzed and modifications were performed to analyze the maximum clad temperature behaviour, one of the most important safety criterion. After specifiying weaknesses of reflood models in COBRA-TF and underlying compenents causing them and applying corrective and improving models to the code it is aimed to obtain better results with respect to FLECHT-SEASET (Full Length Emergency Core Heat Transfer-System Effects and Separate Effects Tests) and RBHT (Rod Bundle Heat Transfer) experimental data. In the study, it is observed that COBRA-TF calculates the Minimum Film Boiling Temperature (T_min) inconsistently when it's compared with the experimantal data. Since T_min model affects the heat transfer behaviour completely, applying a more advanced T_min model, better code results and consistent fuel temperature behaviour were obtained. As the results of the analysis carried out after this modification, it is observed that the film entrainment in annular film flow and quench front entrainment generated on cooling fluid surface models existing in COBRA-TF have weaknesses on estimating some experimental conditions. Therefore, adding different models to available entrainment calculation had been applied to COBRA-TF code, additionally. The results of using new models, FLECHT SEASET and RBHT experimental data were compared, and significantly modified results were obtained in calculating quench front, fuel clad temperature and vapor temperature.
Benzer Tezler
- Üçgen dizilimli nükleer yakıt demetleri için COBRA-TF kritik ısı akısı modellerinin değerlendirilmesi
Analysis of COBRA-TF critical heat flux models for triangular nuclear fuel assembly pitch
ÖZLEM AKTAŞ ÖZÜLÜŞ
Yüksek Lisans
Türkçe
2016
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. ŞULE ERGÜN
- Küçük modüler nükleer reaktörün 3-boyutlu tasarımı ve toryum kullanımı ile analizi
3D design and analysis of a small modular nuclear reactor with thorium utilization
OSMAN ŞAHİN ÇELİKTEN
Doktora
Türkçe
2017
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. ŞULE ERGÜN
- VVER reaktöründe toryum-uranyum yakıtların ısıl-hidrolik performans analizi
Thermal-hydraulic performance analysis of thorium-uranium fuels in VVER reactor
AHMET KAĞAN MERCAN
Yüksek Lisans
Türkçe
2017
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. CEMİL KOCAR
- Adamts agrekazların kondrositlerdeki biyolojik rolleri ve klinik uygulama potansiyelleri
The biological roles of adamts aggrecanases in chondrocytes and potential of clinical applications
DİLEK GÜN BİLGİÇ
- Development of uncertainty methodology for COBRA-TF void distribution and critical power predictions
Başlık çevirisi yok
FATİH AYDOĞAN
