Geri Dön

Thermal-hydraulics analysis of ITU TRIGA MARK II Research Reactor with 3D computational fluid dynamics simulations

İTÜ TRIGA MARK-II Araştırma Reaktörünün 3D hesaplamalı akışkanlar dinamiği simülasyonu ile ısıl hidrolik analizi

PDF İndir

  1. Tez No: 639335
  2. Yazar: FERİDE KUTBAY
  3. Danışmanlar: DR. ÖĞR. ÜYESİ SENEM ŞENTÜRK LÜLE
  4. Tez Türü: Yüksek Lisans
  5. Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
  6. Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
  7. Yıl: 2020
  8. Dil: İngilizce
  9. Üniversite: İstanbul Teknik Üniversitesi
  10. Enstitü: Enerji Enstitüsü
  11. Ana Bilim Dalı: Nükleer Araştırmalar Ana Bilim Dalı
  12. Bilim Dalı: Radyasyon Bilim ve Teknoloji Bilim Dalı
  13. Sayfa Sayısı: 104

Özet

Nükleer araştırma reaktörleri güç reaktörlerinin aksine elektrik üretimi için tasarlanmamıştır. Ancak, nükleer bilim ve teknolojinin gelişmesinde önemli bir rol oynamakta ve nükleer güç reaktörlerinin gelişimine katkı sağlamaktadır. Bu bağlamda, araştırma reaktörlerinin amacı, bilimsel araştırmalar ve bazen de radyoizotop üretimi gibi ticari kullanımlar için kalp-içi ve kalp-dışı konumlarda çeşitli enerji aralıklarında nötron ve gama kaynağı sağlamaktır. Ayrıca, hesaplama araçları ve deneysel veriler arasında bağlantının kurulmasını sağlayarak, reaktör tasarımında ve analizlerinde kullanılan kodların gelişimine destek olmaktadırlar. Araştırma reaktörleri güç reaktörlerinden göreceli olarak daha basit ve küçük bir yapıya sahiptir. Genellikle düşük hidrostatik basınç ve düşük sıcaklıklarda çalışırlar. Ayrıca araştırma reaktörlerinde yüksek zenginlikte uranyum içeren yakıt elemanları bulunabilir. Fisyon sonucu ortaya çıkan enerjinin yakıttan uzaklaştırılması için yakıtın bir soğutucu yardımıyla soğutulması gerekmektedir. Soğutma işlemi yüksek güçlü araştırma reaktörlerde cebri soğutma ile sağlanırken, düşük güçteki reaktörlerde ısı doğal taşınım ile kalpten uzaklaştırılabilmektedir. General Atomics tarafından geliştirilen İTÜ TRIGA Mark II araştırma reaktörü ilk kez 11 Mart 1979 tahinde kritik olmuştur. Araştırma reaktörü eğitim, nötron aktivasyonu, gama radyografisi, nötron radyografisi ve çeşitli ışınlama işlemleri için kullanılmaktadır. İTÜ TRIGA Mark II reaktörü 250 kW nominal ve kısa süreler için 1200 MW darbe güç değerine sahip havuz tipi bir reaktördür. Havuzun bütünlüğünü korumak ve biyolojik bir zırh oluşturmak için altıgen şeklinde bir beton yapı ile reaktör tankı çevrelenmiştir. TRIGA yakıt elemanları kendinden güvenli olacak şekilde tasarlanmıştır. Uranyum Zirkonyum Hidrat (UZrH) yakıt çelik zarf içine konumlandırılmıştır. Reaktör 3 kontrol çubuğu ve reaktivite geri beslemesi ile kontrol edilmektedir. Nükleer reaktör güvenliğinin genel amacı, güvenlik bariyerlerini, özellikle derinlemesine savunma prensibinin ikinci koruma bariyeri olan (ilk bariyer yakıt malzemesinin kendisidir) radyoaktif ürünlerin yakıt elemanlarının içinde kalmasını sağlayan yakıt zarfının bütünlüğünü sağlamaktır. Sistemi korumak için farklı kriterler oluşturtulmuştur. Güvenlik analizleri bu kriterlerin normal işletmede ve kaza koşullarında sağlanıp sağlanmadığını kontrol eden analizlerdir. Bu nedenle, nükleer reaktörlerin güvenlik analizleri, tasarım ve güvenli işletiminde önemli bir yere sahiptir. Bu tezin amacı, İTÜ TRIGA Mark II araştırma reaktöründe nötronik ve ısıl hidrolik analizler için son derece hassas 3 boyutlu çözüm sağlamaktır. Reaktör analizlerinde nötronik ve ısıl hidrolik davranışlar birbirine bağlı dinamik yapıya sahiptir. Bu sebeple, tez kapsamında nötronik ve ısıl hidrolik modeller bütünleşik olarak değerlendirilmiştir. Buna istinaden, 3 boyutlu nötronik ve eşlenik ısıl hidrolik modellemeleri sayesinde nötronik parametreler ile birlikte yakıt elemanlarının sıcaklık değerleri, soğutucu sıcaklık, hız ve basınç değerleri yüksek doğrulukta hesaplanmıştır. Öncelikle, Monte Carlo olasılıklı yöntemi ile benzetimler gerçekleştiren MCNP 6.2 kodu ile İTÜ TRIGA Mark II araştırma reaktörünün Dr. Öğretim Üyesi Senem Şentürk Lüle tarafından yapılan doğrulanmış 3 boyutlu nötronik modellemesi tez kapsamındaki ihtiyaçlar için yeniden düzenlenmiştir. Geometrik model yakıt elemanları, grafit elemanlar, ışınlama kanalları, nötron kaynağı, kontrol çubukları, termal kolon, ışınlama tüpleri, grafit reflektör ve koruyucu beton olmak üzere detaylı bir şekilde tüm reaktör bileşenlerini içermektedir. Ayrıca, nötronik hesaplamalarda nötron etkileşimleri için tesir kesiti olarak devamlı enerji aralığında ENDF/B-VII veri kütüphanesi ve düşük enerji (< 4 eV) aralıklarında nötronların hidrojen atomu ile saçılma davranışlarının nötronik hesaplamaya dâhil edilmesi için S(α,β) kernel saçılma tabloları kullanılmıştır. Isıl hidrolik hesaplarında kullanılmak üzere farklı güç üreten her bir 69 yakıt elemanında eksenel yönde hacimsel güç dağılımı hesaplanmıştır. Bu hesaplamalarda, MCNP 6.2 kodunda bulunan örgü ağı oluşturmayı sağlayan FMESH özelliği ve üretilen ortalama akıyı veren F4 aracının birlikte kullanılması ile sonuçlar elde edilmiştir. Tezin ikinci kısmını İTÜ TRIGA Mark II araştırma reaktörünün ısıl hidrolik analizi oluşturmaktadır. Gerçekçi bir analiz için detaylandırılmış kalp ve havuz geometrisi oluşturulmuştur. Ancak, ilk simülasyon denemelerinde havuz ve detaylandırılmış kalp geometrisinin hesaplama örgüsü çok fazla eleman içerdiği için hesaplamaların çok uzun süreceği görülmüştür. Bu nedenle, herhangi bir basitleştirme olmaksızın İTÜ TRIGA Mark II reaktörünün ısıl hidrolik hesaplamalarının iki ayrı model ile gerçekleştirilmesi tercih edilmiştir. Isıl hidrolik analizlerin ilk aşamasında, TRIGA havuz modeli denge koşullarında 250 kW tam güçte modellenmiştir. Havuz içindeki tüm kalp elemanları (yakıt elemanları, grafit reflektör, termal kolon ve destekleyici alt ve üst plakalar) detaylı bir şekilde modellenmiştir. Havuz modelinin FLUENT sürüm 18.2 kodu ile sayısal çözümü vasıtasıyla havuz tipi TRIGA reaktöründe doğal taşınım ile ısı transfer mekanizması incelenmiştir. Ayrıca, havuz modeli hesaplamalarından ısıl hidrolik analizlerin ikinci aşamasında oluşturulacak kalp modelinde kullanılmak üzere kalp girişi hız dağılımı ve kalp çıkışı basınç dağılımı elde edilmiştir. Hesaplanan soğutucu sıcaklıkları İTÜ TRIGA reaktöründe yapılmış olan deney sonuçları ile karşılaştırılmış ve hesaplanan değerler ile deneysel verilerin uyum içeresinde olduğu görülmüştür. Ek olarak, kalbin alt ve üst kısmında bulunan kalp içi elemanların yerinde kalmasını sağlayan destekleyici plakaların soğutma performansı ve hız dağılımı üzerindeki etkisi incelenmiştir. Bu analize göre, destekleyici plakaların sıcaklık dağılımı üzerinde belirgin bir etkisi gözlenmemiştir. Ancak, havuzdaki hız profili üst destekleyici plakadan belirgin şekilde etkilenmektedir. Destekleyici plakaların havuz içinde bulunması kalp çıkışında hızı düşürmektedir. Sonuç olarak, destekleyici plakalar aktivasyon ürünü Azot-16'nın havuzun üst kısmına ulaşma süresini arttırdığı için buradaki dozun azaltılmasında rol oynamaktadır. Isıl hidrolik analizlerin ikinci aşamasında, yakıt elemanlarındaki sıcaklık dağılımını bulmak üzere sadede reflektörün iç kısmı modellenmiştir. Bu sebeple bu model kalp modeli olarak adlandırılmıştır. Bu model İTÜ TRIGA Mark II araştırma reaktörünün işletme kayıtlarındaki 250 kW güçteki yakıt sıcaklık değerleri ile doğrulanmıştır. Kıyaslama, simülasyon ve deneysel sonuçların %1'in altında bir fark ile mükemmel bir uyum aralığında olduğunu göstermiştir. Ayrıca tez kapsamında, TRIGA havuzunda havuz tipi kaynama sayısal yöntemler ile incelenmiştir. Kalp içindeki sıcaklık dağılımına göre, havuz tipi kaynama eğrisi kalp içi genel akış rejiminin tek fazlı olduğunu, fakat kalp merkezindeki yakıt elemanların bazı noktalarında kabarcık oluşumu gözlendiğini göstermiştir. Bu sebep ile bu bölgelerde kaynama-altı kaynama gerçekleşmektedir. Son olarak, ısıl hidrolik parametrelerinin nötronik davranış üzerindeki etkisi araştırmak üzere ısıl hidrolik analizlerden elde edilen soğutucu ve yakıt sıcaklıkları kullanılarak MCNP nötronik model geliştirilmiştir. Bu bağlamda, soğutucu yoğunluğundaki azalmanın ve yakıt sıcaklığındaki artışın sırasıyla yavaşlatma kapasitesindeki azalma ve Doppler genişlemesi nedeniyle kalbe negatif reaktivite eklediği söylenebilir. Bu tez çalışması, İTÜ TRIGA Mark II reaktöründe daha önce yapılmış pek çok basitleştirmeyi içeren, tek boyutlu, akış geçişlerindeki geometrik etkilerin göz önüne alınmadığı ve yanal akışların hesaba katılmadığı çalışmaların aksine, reaktörün detaylı bir şekilde modellendiği, 3 boyutlu (3B) ve doğrulanmış ilk çalışma olmuştur. 69 yakıt elemanının tamamında radyal ve eksenel yönde sıcaklık dağılımları ile tank içindeki soğutucu sıcaklık dağılımı hesaplanmıştır. Ayrıca, genellikle hesaplamaları basitleştirmek için ihmal edilen alt ve üst destek plakalarının bu çalışmada modellenmesi çalışmaya özgünlük katmaktadır

Özet (Çeviri)

Research reactors on the contrary to power reactors are not used for energy production. However, they play a key role for development of nuclear science and technology and contribute the development of power reactors. In this regard, the primary use of research reactors is to provide a neutron and gamma source through in core and out core positions for research or sometimes for commercial purposes such as radioisotope production. The other important contribution of them is on code development and validation. Indeed, they provide a connection between computational tools and experimental data therefore help the development of codes that are used for design and analysis of nuclear power plants. From the technical point of view, research reactors are smaller and simpler than power reactors. They usually operate at low temperature and low pressure conditions. In addition, they may contain highly enriched uranium. The energy from fission must be transferred from the fuel to a coolant. The cooling is generally based on natural convection for the low power research reactors whereas the high power research reactors need forced cooling. Developed by General Atomics, ITU TRIGA Mark II research reactor reached first criticality on March 11, 1979 and serves for training, education, neutron activation, gammagraphy, neutrongraphy, and irradiation. ITU TRIGA Mark II is a 250 kW open pool type research reactor housed in a hexagonal structure providing both structural integrity and biological shield. It can pulse up to 1200 MW for short periods of time. The fuel is specially designed to provide inherent safety to the reactor. Uranium Zirconium Hydride (UZrH) fuel material is in stainless steel cladding. Throughout the core graphite is heavily used for several purposes. There are three beam ports (out-core), central thimble, and pneumatic system (in-core) for irradiation. The reactor control is accomplished by three control rods and reactivity feedbacks. The general objective of nuclear reactor safety is to protect the safety barriers especially fuel clad integrity which is called the second barrier of defense in depth concept (first barrier being fuel material itself). Several criteria introduced to protect the system. Safety analysis are performed to make sure that these criteria met for normal operation and accidents. Therefore, the safety analysis of nuclear reactors is the most important aspects in the design and safe operation. The main scope of this thesis is to provide highly accurate 3D solution for neutronics and thermal hydraulic phenomena in ITU TRIGA Mark II research reactor. Since the governing physics of these phenomena are coupled, two solution models based on the governing physics principle should be performed integrally. In this way, the nuclear data and core parameters such as material temperatures, especially the fuel temperature, and coolant density are calculated as precisely as possible thanks to 3D conjugate heat transfer modelling. The first analysis performed in this thesis is neutronic analysis. It was performed using Monte Carlo code MCNP 6.2. In this regard, the MCNP 6.2 neutronic model with full core structure (fuel elements, graphite dummy elements, irradiation channels, neutron source element, control rods, thermal column, beam tubes, graphite reflector, and concrete shielding) generated by Asst. Prof. Dr. Senem Şentürk Lüle was modified according to the needs of this thesis. The neutronic calculations were performed with ENDF/B-VII data libraries for continuous energy interactions and S(α,β) kernel scattering tables to treat low energy (< 4 eV) thermal scattering contribution for Hydrogen in Zirconium Hydride (ZrH) and H2O moderation materials. In order to perform thermal hydraulic simulations, the axial distribution of volumetric heat generation at 250 kW power in each fuel element is necessary. In this regard, cell averaged flux (F4) and superimposed mesh tally (FMESH) features of MCNP code were employed. A second order polynomial was obtained by curve fitting to acquire the axial variation of volumetric heat generation in fuel elements and heat flux at the surface of each fuel elements. These polynomial functions were then inserted as a thermal boundary condition by using UDF feature of FLUENT commercial computational fluid dynamics code for thermal hydraulic calculations. The second analysis in this study is thermal-hydraulic analysis. The detailed geometry that included pool and core structure was generated to simulate fluid dynamics / heat transfer. However, preliminary simulations showed that this representation was time demanding due to large computational domain. Therefore, the thermal hydraulic investigation had been performed in two separate stages to reduce the computational cost. At first stage of thermal-hydraulic analysis, the TRIGA pool was modelled by FLUENT version 18.2 to analyze natural convection circulation under steady-state full power operating condition and to predict velocity field and pressure distribution in the core which will be used in the second stage of the thesis. All the components in the core (fuel elements, graphite reflector, thermal column and top and bottom grid plates) were modeled in detail. The calculated coolant temperatures were compared with experimental data from the literature. The results are in good agreement. Furthermore, the effect of grid plates on cooling performance and velocity streamlines in the pool tank was investigated by creating another pool model without grid plates. The grid plate sensitivity analysis showed that grid plates do not have significant influence on temperature distribution. Whereas, the velocity field of pool is reasonably affected from top grid plate. The existence of grid plates reduces coolant velocity at the core exit. As a result, it can be said that the grid plates play role in reduction of dose at top of the pool since they increase the rise time of activation product Nitrogen-16. At second stage of thermal-hydraulic analysis, only the part inside the reflector was modelled to perform conjugate heat transfer. Therefore, this stage is called as the core model. In this model, heat conduction in fuel elements and natural convection was performed by FLUENT code. The core model was validated and verified with fuel temperature results from instrumented fuel elements at 250 kW power recorded in the logbook of ITU TRIGA Mark II research reactor. The benchmarking showed that, the percent error between simulation and experimental results are below 1 % indicating excellent agreement. Furthermore, the pool boiling phenomenon had been numerically investigated in the core. According to temperature distribution in the core, the pool boiling curve indicates that the overall flow regime in the core is in single phase or at convective stage. However, the bubble formation occurs locally at some locations on the central fuel elements. The subcooled boiling regime arises at these points. Finally, the effect of thermal hydraulic parameters on neutronic behavior had been investigated by upgrading the density and temperate of coolant and temperature of fuel elements in MCNP neutronic model according to results of thermal-hydraulic analysis. In this regard, it can be said that the decrease in density of coolant and increase in fuel temperature inserts negative reactivity in the core due to reduction in moderation and Doppler Broadening, respectively. Unlike previous thermal hydraulic studies that had been performed with major simplifications such as having only 1D, no flow restriction namely no form losses, and no crossflow effects, this thesis offers 3D, fully detailed, validated, and verified neutronic and thermal hydraulic solution. The radial and axial temperature distributions in all 69 fuel elements were provided together with coolant temperature distribution in the tank. Furthermore, modelling of grid plates is out of ordinary since it is usually not performed to provide simplicity.

Benzer Tezler

  1. Tez No

    853758

    İTÜ TRIGA Mark II araştırma reaktörü için genetik algoritma kullanarak kalp konfigürasyon optimizasyonu

    Core configuration optimization for ITU TRIGA Mark II research reactor using genetic algorithm

    SEFA SAYIN

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2023

    Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik Üniversitesi

    Nükleer Araştırmalar Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. SENEM ŞENTÜRK LÜLE

  2. Tez No

    563116

    Analysis of reactivity initiated accidents for ITU TRIGA Mark II research reactor and the development of a new analysis code

    İTÜ TRİGA MARK II reaktöründe reaktivite ile başlatılmış kazaların analizi ve yeni analiz kodunun geliştirilmesi

    MOHAMMAD ALLAF

    Yüksek Lisans

    İngilizce

    İngilizce

    2019

    Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik Üniversitesi

    Enerji Bilim ve Teknoloji Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. ÜNER ÇOLAK

  3. Tez No

    614433

    Analyses of control rod worth and reactivity initiated accident (RIA) of ITU Triga Mark II research reactor

    İTÜ Triga Mark II araştırma reaktörünün kontrol çubuğu değeri ve reaktivite nedenli kaza analizi

    FADİME ÖZGE ÖZKAN

    Yüksek Lisans

    İngilizce

    İngilizce

    2019

    Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik Üniversitesi

    Nükleer Araştırmalar Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. ÜNER ÇOLAK

  4. Tez No

    98127

    Thermal-hydraulic analysis of ITU triga mark-II reaktör

    Başlık çevirisi yok

    EMİN HAKAN ÖZKUL

    Yüksek Lisans

    İngilizce

    İngilizce

    2000

    Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik Üniversitesi

    Makine Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. AHMET DURYAMAZ

  5. Tez No

    419011

    Modelling wellbore hydraulics through thermal rheological sepiolite mud properties

    Sondaj kuyusu hidroliğinin sepiyolit çamuru ısıl reolojik özellikleriyle modellenmesi

    ALI ETTEHADI

    Doktora

    İngilizce

    İngilizce

    2016

    Petrol ve Doğal Gaz Mühendisliğiİstanbul Teknik Üniversitesi

    Petrol ve Doğal Gaz Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. GÜRŞAT ALTUN

Geri Dön