CANDU-6 accident analysis: Large breaks
CANDU-6 reaktöründe kaza analizi: Büyük kırıklar
- Tez No: 84226
- Danışmanlar: PROF. DR. OSMAN KEMAL KADİROĞLU
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 1999
- Dil: İngilizce
- Üniversite: Hacettepe Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Nükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: 101
Özet
IV ÖZET CANDU 6 reaktörlerindeki büyük kırıklarda soğutucu kaybı kazaları incelenmiştir. Kurgusal kazalar sırasında basınçlı su reaktörlerinin soğutucu sistemlerinin zamana bağlı simulasyonları en iyi şekilde tahmin etmek için geliştirilen RELAP5 bilgisayar kodu, soğutucu kaybı kazalarının hesaplarında kullanılmıştır. RELAP5 kodunun, CANDU 6 reaktörlerine uygunluğu da incelenmiştir. Giriş ve çıkış dramları, CANDU 6 reaktörünün ısı taşınma sistemlerindeki iki büyük kırık noktalandır, bu sebeple bu bölgelerdeki kırıklar analiz edilmiştir. Geçiş analizleri için giriş dramlarında 20%, 25%, 35%, 40%, 100% büyüklüğündeki kırıklar ve çıkış dramlarındaki 60%, 80%, 100% büyüklüğündeki kırıklar düşünülmüştür. Her geçiş için yakıt zarfın dayanaklığı da incelenmiştir. Sonuçlar, AECL'nin CANDU 6 üzerine yapılan güvenlik çalışmalarından elde edilen verilerle karşılaştırılmıştır. Orta büyüklüklerdeki giriş dram kırıklarının sonuçlan (20%, 25%, 35%, 40%) AECL verileriyle uyumludur. Bununla beraber çok büyük kırıklar için (60% 'dan büyük kırıklar) RELAP5 kodu sayısal karasızlığı sebebiyle başarısız olmuştur.
Özet (Çeviri)
Ill ABSTRACT The large break loss of coolant accidents (LOCA) in CANDU-6 reactor are analyzed. RELAP5 computer code, which has been developed for the best estimate transient simulation of water reactor coolant system during postulated accidents, is used for LOCA calculations. Adequacy of RELAP5 code to CANDU-6 reactor systems is also investigated. Inlet and outlet headers are two large break locations in the heat transport system of CANDU-6, thus, the inlet and outlet header breaks are analysed. The inlet header breaks of the sizes 20%, 25%, 35%, 40%, and, 100% and outlet header breaks of the sizes 60%, 80%, and, 100% are considered for the transient analyses. The fuel cladding integrity for each transient is also investigated. The results are compared with the data obtained from AECL safety studies for CANDU-6. Results of the intermediate inlet header breaks (20%, 25%, 35%, and, 40% break sizes) are in good agreement with the vendors results. On the other hand, for very large breaks (larger than 60% of the header break size) RELAP5 code fails during execution due to numerical instabilities.
Benzer Tezler
- İskemik serebrovasküler olay geçiren hastalarda kontrast madde nefropati riskini öngörmede CHA2DS2-VASC skorunun rolü
The role of CHA2DS2-VASC score in predicting the risk of contrast agent nephropathy in patients with ischemic cerebrovascular event
HATİCE CANSU ER
Tıpta Uzmanlık
Türkçe
2023
İç HastalıklarıSağlık Bilimleri Üniversitesiİç Hastalıkları Ana Bilim Dalı
UZMAN NALAN OKUROĞLU
- 8191 numaralı Şiran şer'iye siciline göre Şiran'da sosyal ve ekonomik hayat
Social and economic life in Şiran accordi̇ng to Şiran court register number 8191
CANSU ÇALIŞKANOĞLU
Yüksek Lisans
Türkçe
2019
TarihTokat Gaziosmanpaşa ÜniversitesiTarih Ana Bilim Dalı
PROF. DR. ALPASLAN DEMİR
- CANDU 6 nükleer güç santralinin ekserji analizi
Exergy analysis of a CANDU 6 nuclear generating station
VOLKAN ÜNSAL
Yüksek Lisans
Türkçe
2010
Enerjiİstanbul Teknik ÜniversitesiEnerji Bilim ve Teknoloji Ana Bilim Dalı
PROF. DR. AHMET DURMAYAZ
- Candu reaktörünün, Relap5 sistem kodu ile ısıl hidrolik güvenlik analizi.
Başlık çevirisi yok
ÖMER GÜNDÜZ
- Thorium utilization in ACR (Advanced CANDU Reactor) and CANDU-6
ACR (Gelişmiş CANDU Reaktörü) ve CANDU-6 reaktörlerinde toryum kullanımı
MEHMET TÜRKMEN
Yüksek Lisans
İngilizce
2009
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. H. OKAN ZABUNOĞLU