VVER-1200 reaktöründe soğutucu kaybı kazası ve belirsizlik analizi
Loss of coolant accident and uncertainty analyses in VVER-1200 reactor
- Tez No: 639282
- Danışmanlar: PROF. DR. CEMİL KOCAR, DR. MARINA PEREZ FERRAGUT
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Enerji, Nükleer Mühendislik, Energy, Nuclear Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 2020
- Dil: Türkçe
- Üniversite: Hacettepe Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: 78
Özet
Bu tezin amacı, RELAP5/SCDAPSIM MOD 3.5 (RS MOD 3.5) en iyi tahmin analizi bilgisayar kodu kullanılarak VVER-1200 tipi bir reaktörde soğutucu kaybı kazası (LOCA) durumlarında ısıl-hidrolik analizlerin yapılmasıdır. Hesaplamalar en yüksek zarf sıcaklığının (PCT) tahminine yönelik belirsizlik analizlerini de kapsamaktadır. Çalışmada büyük ile orta boyutta kırık oluşumu durumları için acil durum kor soğutma sistemi (ECCS) performansının analiz edilmesine odaklanılmıştır. Özel olarak iki kırık boyutu incelenmiştir, bunlar: çift-taraflı giyotin kırık (DEGB) ve geçiş kırık boyutudur (TBS). Bu boyutların seçimi DEGB'nin tasarıma esas kaza olarak kabul edildiği güncel 10.CFR.50.46 kabul ölçütü ve bilhassa“10.CFR.50.46 için önerilen risk-temelli alternatif LOCA kırık boyutu değişiklikleri”dikkate alınarak yapılmıştır. Tez kapsamında, VVER-1200 tipi reaktörün“Moskova NPP”tasarımının temel alındığı bir RS modeli oluşturulmuştur. Model daha sonra belirtilen %200 (çift taraflı, giyotin) soğuk bacak kırılması ve %40,7 (tek taraflı, TBS) soğuk bacak kırılması LOCA koşullarında sistem davranışını gözlemlemek için kullanılmıştır. Ayrıca, PCT tahminindeki belirsizlikleri hesaplamak için RS kod versiyonunda entegre halde bulunan belirsizlik analizi paketi kullanılarak, belirsizlik analizleri yapılmıştır. Çalışmada gerçekleştirilen analizler sonucunda her iki kaza durumu için de ECCS performansının yeterli düzeyde olduğu gözlemlenmiştir. Bu varsayımsal kazaların VVER-1200 reaktöründe tolere edilebileceği sonucuna varılmıştır. DEGB senaryosunda PCT en fazla 948,1 K değerine ulaşmıştır. TBS senaryosunda, sistem basınç kaybı DEGB'de olduğundan daha yavaş gerçekleşmektedir. Bu durum ECCS'in devreye girmesini geciktirmiştir. Bununla birlikte, kırık boyutunun daha küçük olması soğutucu kütle kaybının da daha az bir oranda olması ile sonuçlanmıştır. Dolayısıyla bozunma ısısının sistemden uzaklaştırılması başarılı bir şekilde gerçekleştirilmiştir. Hesaplanan PCT değeri normal işletme koşullarında zarf sıcaklığı değeri olan 627,7 K'i geçmemiştir. Belirsizlik hesaplamalarında PCT için üst limit değeri DEGB durumunda 1006,0 K ve TBS durumunda 630,1 K olarak belirlenmiştir. Ek olarak, her iki kaza senaryosunda da zarf oksitlenmesinin ve hidrojen üretiminin kayda değer bir düzeyde olmadığı sonucuna ulaşılmıştır.
Özet (Çeviri)
The objective of this thesis is to perform the thermal-hydraulic analysis of VVER-1200 reactor under Loss of Coolant Accident (LOCA) conditions including uncertainty calculations for the Peak Cladding Temperature (PCT) prediction using RELAP5/SCDAPSIM MOD 3.5 (RS MOD 3.5) best-estimate computer code. In this work the emphasis has been given to the analysis of the performance of the Emergency Core Cooling System (ECCS) under large to intermediate break conditions. Two specific break sizes were studied: the Double-Ended Guillotine Break (DEBG), and the Transition Break Size (TBS). The selection of these break sizes emerged from the current 10.CFR.50.46 acceptance criteria, where DEGB is considered as a design basis accident (DBA), and particularly from the“proposed amendments to 10.CFR.50.46 providing risk-informed alternative LOCA break size”. Within the scope of this thesis, an RS input model was generated based on the“Moscow NPP”design of VVER-1200 type reactor. The model was then used to observe the system behavior in the specified LOCA conditions namely for a 200% (double-ended, guillotine) cold leg break and for a 40.7% (single-ended, TBS) cold leg break. Furthermore, to account for the uncertainty in the PCT predictions, uncertainty calculations were carried out utilizing the integrated uncertainty package available in the RS MOD 3.5 code version. The simulations performed in this study show that the ECCS performance is satisfactory in both accident scenarios. Therefore, we conclude that both hypothetical accidents can be tolerated in the VVER-1200 reactor. In the DEGB scenario the PCT reached a maximum of 948.1 K degree. In the TBS scenario, the system pressure loss rate is inferior to that in the DEGB case, resulting in a delay in the ECCS initiation. Nevertheless, smaller break results in a decreased mass of coolant loss rate and as a consequence decay heat removal were accomplished in a successful manner. The calculated PCT value never exceeded 627.7 K which is the cladding temperature during normal operation. Upon performing the uncertainty calculations, the upper limit for PCT was determined to be 1006.0 K under the DEGB scenario and 630.1 K for TBS. It is also concluded that the oxidation of the cladding is negligible and no remarkable hydrogen generation will result in both accidents.
Benzer Tezler
- VVER–1200 reaktöründe uzun süreli santral kararması nedeniyle kullanılmış yakıt havuzu kazasının radyolojik sonuçları
Consequences of spent fuel pool accident due to long term black out at VVER–1200
KEMAL DOĞAN
Yüksek Lisans
Türkçe
2015
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. CEMİL KOCAR
- Monte Carlo yöntemiyle VVER-1200 reaktöründe toryum içerikli alternatif yakıtların nötronik performansa etkisinin araştırılması
Investigation of effects of alternative thorium based fuels on neutronic performance in VVER-1200 reactors with Monte Carlo methods
YASİN GENÇ
Doktora
Türkçe
2021
Nükleer MühendislikGazi ÜniversitesiEnerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. ADEM ACIR
- Nükleer reaktör çeşitlerinin araştırılması ve VVER-1200 reaktör tipinin çalışma prensibinin incelenmesi
Investigation of nuclear reactor types and working principle of the VVER-1200 reactor
SUNA YURT
Yüksek Lisans
Türkçe
2021
Nükleer MühendislikMuş Alparslan ÜniversitesiNükleer Enerji ve Enerji Sistemleri Ana Bilim Dalı
PROF. DR. CEVAD SELAM
DR. ÖĞR. ÜYESİ ŞADİYE ÇAKMAK
- Расчётные исследования распределения температур в пучке ТВЭЛ вреакторе ВВЭР-1200
VVER-1200 tipli reaktörde yakıt çubuklarındaki sıcaklık dağılımının hesaplama çalışmaları
MUSTAFACAN AKER
- Analysis of neutronic parameters of the vver-1200, PWR and Triga Mark II reactor
Vver-1200, PWR ve Trıga Mark II reaktörünün nötronik parametrelerinin analizi
DOĞUKAN AÇIKGÖZ
Yüksek Lisans
İngilizce
2023
Nükleer MühendislikMarmara ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
PROF. DR. KADİR ESMER
DOÇ. DR. TAYFUN AKYÜREK
