Geri Dön

Toryum yakıtlı VVER-1000 reaktöründe farklı nano soğutucu akışkanların nötronik ve termal analizi

Neutronic and thermal analysis of different nano coolants of the thorium fueled VVER 1000 reactor

PDF İndir

  1. Tez No: 656998
  2. Yazar: SİNEM UZUN
  3. Danışmanlar: PROF. DR. ADEM ACIR
  4. Tez Türü: Doktora
  5. Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
  6. Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
  7. Yıl: 2020
  8. Dil: Türkçe
  9. Üniversite: Gazi Üniversitesi
  10. Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
  11. Ana Bilim Dalı: Enerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı
  12. Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
  13. Sayfa Sayısı: 130

Özet

Bu tez çalışmasındaki öncelikli amaç nükleer reaktörlerde en yaygın kullanılan yakıt olan UO2 (uranyum dioksit) bileşiminin rezervleri sınırlı ve ekonomik maliyeti fazla olduğu için, UO2 'ye alternatif olabilecek yakıt önerisinde bulunmaktır. Bu tez kapsamında Th elementi, reaktör mevcut yakıtına %5, %10, %15 ve %20 oranlarında karıştırılarak, reaktör verimi analiz edilmiştir. Bu analizler MCNP kodu kullanılarak yapılmıştır. Bu analizler sonucu kritiklik ve bağıl güç yoğunluğu değerleri elde edilmiştir. Tezin ikinci ve en önemli aşamasında ise, yine reaktör verimine etki etmesi hedeflenerek, mevcut soğutucu akışkana (su), çeşitli tür ve oranlarda nano parçacık eklenerek, soğutucunun sıcaklık ve DNB ( Departure from Nucleate Boiling) oranı incelenmiştir. Nano parçacık olarak Al2O3, CuO ve TiO2 seçilmiş ve herbiri % 0,01, % 0,05, % 0,1 ve % 0,2 oranlarında sırasıyla soğutucuya eklenmiş ve analizleri COBRA-IV PC termal analiz kodu ile yapılmıştır. Yapılan analizler sonucu kanal boyunca soğutucunun ulaştığı en yüksek sıcaklık 617,35 K ve en düşük DNBR değeri 2,974 olarak elde edilmiş ve sonuçlar birbirleri ile karşılaştırılmıştır. Sonuç olarak akış için en verimli durumun %5 ThO2 ve %0,1 Al2O3 olduğu görülmüştür.

Özet (Çeviri)

The primary purpose of this thesis is to propose an alternative fuel to UO2 (uranium dioxide) which is the most widely used fuel in nuclear reactors, since the limited reserves and economic cost of UO2 are high. Within the scope of this thesis, it is aimed to analyze the reactor efficiency by mixing the Th element into the reactor's existing fuel at 5%, 10%, 15% and 20%. These analyzes are made using the MCNP code. Criticality and relative power density values are obtained as a result of these analyzes. In the second and most important phase of the thesis, it is aimed to examine the temperature and DNB (Departure from Nucleate Boiling) ratio of the coolant by adding various types and ratios of nanoparticles to the existing coolant (water), with the aim of effecting the reactor efficiency. Al2O3, CuO and TiO2 are selected as nanoparticles and each of them is added to the coolant at the rates of 0.01%, 0.05%, 0.1% and 0.2% respectively, and their analysis is done with the COBRA-IV PC thermal analysis code. As a result of the analysis, the highest temperature reached by the coolant along the channel is 617,35 K and the lowest DNBR value is 2,974 and the results are compared with each other. As a result, it was seen that the most efficient case for flow is 5% ThO2 and 0.1% Al2O3.

Benzer Tezler

  1. Tez No

    380922

    VVER-1000 reaktöründe serpent Monte Carlo kodu kullanarak toryum tabanlı yakıtın incelenmesi

    Analsiys of throium-based fuel using serpent Monte Carlo code in VVER-1000 reactor

    EYLEM BÜYÜKER

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2014

    Fizik ve Fizik MühendisliğiSelçuk Üniversitesi

    Fizik Ana Bilim Dalı

    YRD. DOÇ. DR. MEHMET EMİN KORKMAZ

  2. Tez No

    657078

    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

    Türkçe

    2021

    Nükleer MühendislikGazi Üniversitesi

    Enerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. ADEM ACIR

  3. Tez No

    360620

    Toryum yakıtlı hızlandırıcı sürücülü sistemlerin nötronik performansının araştırılması

    Investigation of torium fuel accelerator driven system neutronic performance

    HAKAN SARAÇ

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2014

    EnerjiErciyes Üniversitesi

    Enerji Sistemleri Bölümü

    PROF. DR. HÜSEYİN YAPICI

  4. Tez No

    222774

    Toryum yakıtlı bir füzyon-fisyon reaktöründe farklı lityum bileşiklerinin kullanılmasının reaktör performansına etkilerinin incelenmesi

    Investigation of the effecets of a reactor performance on using different lityum compounds in a fusion-fission reactor fuelling with thoruim

    OKHAN DURUKAN

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2007

    Makine MühendisliğiNiğde Üniversitesi

    Makine Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    DOÇ.DR. KADİR YILDIZ

  5. Tez No

    77813

    Once through uranium-thorium fuel cycle in CANDU reactors

    CANDU reaktörlerinde uranyum-toryum açık yakıt çevrimi

    SANCAK ÖZDEMİR

    Yüksek Lisans

    İngilizce

    İngilizce

    1998

    EnerjiHacettepe Üniversitesi

    Nükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı

    YRD. DOÇ. DR. EROL ÇUBUKÇU

Geri Dön