Nükleer reaktör basınç kabı nozulundaki köşe çatlaklarının karışık mod kırılma analizleri
Mixed mode fracture analyses for corner cracks in nuclear reactor pressure vessel
- Tez No: 758512
- Danışmanlar: DOÇ. DR. OĞUZHAN DEMİR
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Makine Mühendisliği, Mechanical Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 2022
- Dil: Türkçe
- Üniversite: Bilecik Şeyh Edebali Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Makine Mühendisliği Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Makine Mühendisliği Bilim Dalı
- Sayfa Sayısı: 117
Özet
Gerçek mühendislik yapı ve makine parçalarında üretim hataları, yapısal kusurlar, öngörülemeyen çevresel etkiler, çok eksenli gerilme durumları ve aşırı yüklemeler yapıda mikro çatlakların oluşmasına sebep olmakta ve mikro çatlaklar zamanla ilerleyerek makro çatlaklara dönüşmektedir. Çatlak kritik boyuta ulaştığı zaman kararsız bir şekilde ani ilerleyerek kırılma gerçekleşmektedir. Çatlaklı bir yapının farklı yük ve sınır şartları altında nasıl davranacağının bilinmesi, olası facia ve kazaların önüne geçilmesi için önem arz etmektedir. Bu tez çalışmasında, AP1000 reaktör basınçlı kabında nozul – silindir bölgesinde farklı boyutlardaki üç boyutlu yarı eliptik köşe çatlaklarının farklı eğim ve dönme açılarında karışık mod kırılma analizleri gerçekleştirilerek çatlak ucu boyunca gerilme şiddet faktörleri, KI, KII ve KIII elde edilmiştir. Elde edilen gerilme şiddet faktörü değerlerini kullanarak empirik denklemler geliştirilmiştir. Geliştirilen empirik denklemler literatürdeki çalışmalara uygulanarak geliştirilen denklemlerin ve nümerik analiz sonuçlarının doğrulaması gerçekleştirilmiştir.
Özet (Çeviri)
In real engineering structures and machine parts, manufacturing defects, structural defects, unpredictable environmental effects, multi-axial stress conditions, and overloads cause micro cracks formation in the structure, and micro cracks propagate over time and turn into macro cracks. When the crack reaches a critical size, it suddenly becomes unstable and fracture occurs. Knowing how a cracked structure will behave under different load and boundary conditions is essential to prevent possible disasters and accidents. In this thesis, mixed mode fracture analyses for three-dimensional semi-elliptical corner cracks with different sizes and different inclination and deflection angles in the nozzle-cylinder region of the AP1000 reactor pressure vessel were performed, and stress intensity factors, KI, KII and KIII, along the crack front were obtained. Empirical equations were developed using the obtained stress intensity factor values. The developed empirical equations were applied to the studies in the literature, and the verification of the developed equations and numerical analysis results was carried out.
Benzer Tezler
- Calculation of radiation fluence on the nuclear reactor pressure vessel by Monte Carlo simulation
Nükleer reaktör basınç kabı rasyasyon akısının Monte Carlo simülasyonu ile hesaplanması
TUFAN YAŞAR
Yüksek Lisans
İngilizce
2005
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı
PROF. DR. ÜNER ÇOLAK
DOÇ. DR. MEHMET TOMBAKOĞLU
- 3d transient thermoelastic analysis of VVER-1200 nuclear reactor vessel during a loss – of – coolant accident (LOCA) scenario
VVER-1200 nükleer reaktör kabının soğutucu kaybı kazası (LOCA) senaryosu esnasında 3 boyutlu zamana bağlı termoelastik analizi
BEGÜM KÜTÜK
Doktora
İngilizce
2020
Makine MühendisliğiGaziantep ÜniversitesiMakine Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. İBRAHİM HALİL GÜZELBEY
- Thermoelastic analysis of thick pressurized cylinders
Kalın cidarlı basınçlı silindirlerin termoelastik analizi
BEGÜM KANLIKAMA
Yüksek Lisans
İngilizce
2013
Makine MühendisliğiGaziantep ÜniversitesiMakine Mühendisliği Bölümü
PROF. DR. İBRAHİM HALİL GÜZELBEY
YRD. DOÇ. DR. AYŞEGÜL ABUŞOĞLU
- Basınçlı su reaktör kabının favor (fracture analysis of vessels oak ridge) kodu ile yapısal analizinin yapılması
Structural analysis of PWR (pressurized water reactors) vessel with favor (fracture analysis of vessels oak ridge) code
ALEV YILDIRIM
Yüksek Lisans
Türkçe
2018
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. ŞULE ERGÜN
- Flanş bağlantılı reaktör basınç kabının yüksek basınç ve sıcaklık altındaki termo mekanik analizi
Thermo mechanical analysis of flanged coupled reactor pressure vessel under high pressure and temperature
MEHMET KEMAL ÖZTAŞ
Yüksek Lisans
Türkçe
2019
Makine MühendisliğiGazi ÜniversitesiMakine Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. ABUZER ÖZSUNAR