Geri Dön

Küçük modüler ergimiş tuz reaktörü acil tahliye sisteminin hesaplamalı akış dinamiği ve deneysel analizi

The computational fluid dynamics and experimental analysis of the emergency draining system of a small modular molten salt reactor

PDF İndir

  1. Tez No: 855977
  2. Yazar: MAHMUT CÜNEYT KAHRAMAN
  3. Danışmanlar: DOÇ. DR. SENEM ŞENTÜRK LÜLE
  4. Tez Türü: Doktora
  5. Konular: Makine Mühendisliği, Nükleer Mühendislik, Mechanical Engineering, Nuclear Engineering
  6. Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
  7. Yıl: 2024
  8. Dil: Türkçe
  9. Üniversite: İstanbul Teknik Üniversitesi
  10. Enstitü: Enerji Enstitüsü
  11. Ana Bilim Dalı: Enerji Bilim ve Teknoloji Ana Bilim Dalı
  12. Bilim Dalı: Enerji Bilim ve Teknoloji Bilim Dalı
  13. Sayfa Sayısı: 110

Özet

Acil tahliye sistemi (ATS), tahliye borusu, katı tıpa, tıpa soğutma sistemi ve tahliye tankından oluşan ergimiş tuz reaktörlerinde (ETR) kullanılan pasif güvenlik sistemlerinden biridir. Bu sistemin en önemli elemanlarından olan katı tıpa, normal çalışma koşullarında bir soğutucu sistemi yardımıyla katı formda tutulan bir tuzdur ve reaktör ile tahliye tankı arasında bariyer görevi görmektedir. Katı tıpanın görevi kaza anında pasif olarak eriyip açılarak reaktördeki yakıt tuzunun tahliyesini başlatmaktır. Katı tıpanın, normal çalışma şartlarında katı kalarak tıpa görevini görmesi ve reaktördeki yakıt tuzunun istenmeyen tahliyesini engellemesi de gerekmektedir. Bir ETR tipi nükleer güç santralinde güç kesintisi kazası nedeniyle soğutmanın devamlılığının sağlanamadığı durumda, bozunum ısısı kaynaklı olarak reaktör içinde sıcaklık artacaktır. ATS çalışma senaryosuna göre reaktör içinde yükselen sıcaklık ile katı tıpa eriyecek ve yakıt tuzunun tahliyesi başlayacaktır. Reaktörü ve tahliye tankını birbirinden ayıran tıpa eriyince, yakıt tuzu tahliye borusundan tahliye tankına yerçekimi etkisi ile akacak ve bozunum ısısı tahliye tankından pasif ısı uzaklaştırıcı sistemler aracılığıyla çekilecektir. Bu senaryoda dikkat edilmesi gereken nokta, acil tahliye sisteminin reaktörü tahliye etme süresinin nükleer güvenlik prensipleri çerçevesinde hesaplanmasıdır. Bu bağlamda, reaktör içi sıcaklık reaktör malzemesi dayanım sıcaklığına erişmeden hem tıpanın erimesi hem de tahliyenin tamamlanması gerekmektedir. Bu tez kapsamında, 100 MW termal güçteki küçük modüler ergimiş tuz reaktöründe (KMETR) katı tıpanın erime ve katılaşma süreleri hesaplanmış, tıpanın eriyerek açılması sonrasında tahliye süresi belirlenmiş ve sonuç olarak tıpanın pasif güvenlik sistemi olarak kabul edilip edilemeyeceği değerlendirilmiştir. Hesaplamalar deneysel olarak doğrulanmış hesaplamalı akışkanlar dinamiği (HAD) yöntemi kullanılarak ANSYS Fluent kodu ile yapılmıştır. İlk aşama olarak, kaza sonrası reaktör içi sıcaklığın malzeme dayanım sıcaklığına ulaşma süresi hem literatürdeki çalışmalar hem de bu araştırma kapsamında yapılan hesaplamalar dikkate alınarak hesaplanmıştır. Analizler reaktörün 900 saniye içerisinde tahliye edilmesi gerektiğini göstermiştir. İkinci aşama olarak, HAD sonuçlarının güvenilirliğini belirlemek için nümerik kodun doğrulaması yapılmıştır. Bu kapsamda Çek Teknik Üniversitesi'nin Nükleer Enerji Laboratuvarında kurulan deney setinde HITEC tuzu kullanılarak, erime süresi deneysel olarak hesaplanmıştır. Deneysel çalışmanın birebir modeli ANSYS Fluent kodunda oluşturularak, farklı geçiş bölgesi parametreleri için erime süreleri hesaplanmış ve elde edilen sonuçlar deney sonuçları ile kıyaslanmıştır. Geçiş bölgesi parametresi olarak 105 değeri kullanıldığında hesaplamaların hem daha düşük hata oranı ile sonuç verdiği hem de kodun daha stabil çalışarak kolay yakınsadığı belirlenmiştir. Bu nedenle, bu araştırma kapsamındaki diğer nümerik hesaplamalar belirlenen bu geçiş bölgesi parametresi değeri ile yapılmıştır. Üçüncü aşama olarak KMETR geometrisine uygun model ve malzemeler kullanılarak katılaşma ve erime simülasyonları farklı reaktör işletme koşulları için gerçekleştirilmiştir. Deneylerde kullanılan HITEC tuzu yerine FLiBe tuzu ve AISI 4145 alaşım çelik yerine Hastelloy-N alaşımı kullanılmıştır. Yapılan hesaplamalar sonucunda, katı tıpa tuzunun katılaşarak katı tıpa formu almasının 2700 saniye sürdüğü ve kazaya cevap olarak katı tıpanın erimesinin 400 saniyede tamamlandığı belirlenmiştir. Erime, duvar tarafından başlamış ve tıpanın duvar ile teması kalmayana kadar devam etmiştir. Duvar teması kalmayan tıpa, yer çekimine bağlı olarak düşerek açılmıştır. Son aşamada, reaktör içerisindeki yakıt tuzunun tamamının reaktörden tahliye tankına tahliye süresi hesaplanmıştır. 3 farklı yöntem kullanılmış ve sonuçlar karşılaştırılmıştır. Oluşturulan diferansiyel denklem öncelikle analitik olarak sonrasında ise Taylor serisi ve Heun nümerik yöntemleri ile çözülmüştür. Son olarak, ANSYS Fluent kodu ile simülasyon yapılarak tahliye süresi bulunmuştur. Analitik çözüm referans alındığında, simülasyonun %3 fark ile tahliye süresini hesapladığı görülmüştür. Analitik yöntem dikkate alındığında tahliyenin 166 saniyede tamamlandığı görülmüştür. Çalışmada elde edilen sonuçlar değerlendirildiğinde, katı tıpa erime süresi 400 s ve tahliyenin tamamlanma süresi 166 s dikkate alındığında tahliyenin 566 saniyede tamamlandığı ve bu sürenin limit zaman olarak belirlenen 900 saniyenin altında kaldığı görülmüştür. Sonuç olarak, acil tahliye sisteminin çalışma gerekliliklerini taşıdığı ve sistemin pasif olarak çalışabildiği sonucuna varılmıştır. Ayrıca, ETR'lerde güvenlik analizi için HAD uygulaması, tamamlayıcı yaklaşımların kullanıldığı doğrulama çalışmaları ile kanıtlanmıştır. Deneysel çalışmalar ve analitik çözümler, HAD modelleri tarafından üretilen sonuçların karşılaştırılması ve doğrulanması için ölçüt olarak hizmet etmiştir. Bu başarılı doğrulamalar, HAD metodolojisinin ETR'lerde güvenlik değerlendirmeleri için güvenilir bir şekilde kullanılabileceğine dair kanıtlar oluşturmakta ve literatüre önemli katkı sunmaktadır.

Özet (Çeviri)

The mitigation of the environmental impact of energy production and consumption and ensuring sustainable energy production requires the abandoning of carbon-emitting energy sources. Nuclear energy, being a base load energy source, stands out in this context. In light of the lessons learned from the Fukushima accident, the safety systems of advanced nuclear power plants are predominantly based on passive systems. This approach aims to prevent accidents even in the event of loss of power. Molten Salt Reactors (MSRs), one of the advanced nuclear power plants, are also equipped with passive safety systems. The Emergency Draining System (EDS) is one of the passive safety systems utilized in MSRs. It consists of a draining pipe, freeze plug, cooling system, and draining tank. The freeze plug, a crucial component of this system, is a salt kept in solid form under normal operating conditions, thanks to a cooling system, and serves as a barrier between the reactor and the draining tank. In the event of an accident, the solid plug's role is to passively melt, open, and to initiate the draining of the fuel salt in the reactor. It is essential for the freeze plug to maintain its solid form under normal operating conditions to prevent unwilling draining of fuel salt from the reactor. In the case of a loss of power accident in a MSR, where the continuity of cooling cannot be maintained, the temperature inside the reactor will increase due to decay heat. According to the EDS operating scenario, the rising temperature inside the reactor will cause the freeze plug to melt, initiating the draining of fuel salt. Once the plug between the reactor and the draining tank melts, the fuel salt will flow through the draining pipe to the draining tank due to gravity, and decay heat will be removed from the draining tank through passive heat removal systems. In this scenario, it is crucial to calculate the time required for the EDS to drain the reactor in accordance with nuclear safety principles. In this context, the plug must melt and the draining must be completed before the reactor material reaches the degradation temperature. Within the scope of this thesis, the EDS was designed for a Small Modular Molten Salt Reactor (SMMSR) with a thermal power of 100 MW. Large-scale MSRs consist of modules with multiple heat exchangers, pumps, and freeze plugs. The number of modules varies depending on the reactor power. A single heat exchanger, a pump, and a freeze plug are sufficient for the EDS developed within the scope of this research. However, for nuclear safety redundancy principle, it was decided to use two plugs and two draining pipes instead of a single plug. This ensures that if one of the plugs fails to open for any reason, the draining will still occur through the second draining pipe. In this thesis, the melting and solidification time of the freeze plug in SMMSR with a thermal power of 100 MW were calculated. The draining time after the plug opening was determined, and ultimately, whether the plug could be accepted as a passive safety system was evaluated. The calculations were performed using the Computational Fluid Dynamics (CFD) method with the ANSYS Fluent code. In the first step, the time for the post-accident reactor temperature to reach the material degradation temperature was calculated, considering both the studies in the literature and the calculations conducted in this research. The analyses showed that the reactor needed to be drained within 900 seconds. As the second step, verification of the numerical code was performed to determine the reliability of the CFD results. For this purpose, an experiment setup was established in the Nuclear Energy Laboratory of the Czech Technical University and the melting and solidification time for freeze plug made out of HITEC salt was experimentally calculated. It was observed that the solidification time is 1000 seconds. Once it was ensured that the solid plug form was created, the cooling system was turned off, and the heating process started with the heaters. The melting process was completed when the plug lost contact with the wall of the pipe and fell off due to gravity. In three repeated experiments, melting time was found as 1239, 1340, and 1290 seconds, respectively. The average melting time was determined as 1290 seconds. A one-to-one model of the experimental study was created in the ANSYS Fluent code and melting time was calculated for several mushy zone parameters. The results were compared with the experimental results. Selecting small mushy zone parameters such as 103-104 resulted in an average error rate of approximately 40%. Conversely, using large mushy zone parameters such as 106-107 yielded lower error rates. However, high mushy zone parameter values resulted in unstable code behavior and convergence difficulties. When the mushy zone parameter was set to 105, it was determined that the calculations provided results with both lower error rate and stable convergence. Therefore, other numerical calculations in this research were conducted with this specified mushy zone parameter value. In the third step, simulations of solidification and melting were performed using a model and materials suitable for the SMMSR geometry under different reactor operating conditions. FLiBe salt and Hastelloy-N alloy were used instead of the HITEC salt and AISI 4145 alloy used in the experiments. The reason for using HITEC salt instead of FLiBe salt for the experiments is the low melting temperature of HITEC salt. Thus, there was no need to work at high temperatures, and the use of high-capacity heaters was eliminated. Additionally, the use of materials with lower material strength temperature became possible. Initially, it was established that the simulation outcomes were independent of the model's mesh structure and dimensions. Subsequently, potential operational conditions encountered by the plug were investigated under four primary headings. In the solidification phase, the liquid salt was cooled with air for 2700 seconds. At the end of this phase, plug formation with an average thickness of 44 mm was achieved. Due to the wall effect of cooling, it was evident that the plug exhibited greater thickness on the wall side. Following the formation of the solid form, the evaluation of the plug was analyzed in the simulation until the reactor commenced full power operation. During the second phase, no unwilling melting occurred. Subsequently, while the reactor was operating at full power, the variation in the liquid/solid ratio of the plug was examined, proving that the plug thickness decreased but there was no unwilling opening. Finally, the accident phase was investigated. Melting started from the wall side, continuing until the plug lost contact with the wall. Upon losing contact with the wall, the plug fell off to the draining tank due to gravity. The plug opening time was calculated as 400 seconds. In the final step, the time required for the complete draining of the fuel salt from the reactor to the draining tank was calculated. Draining time was calculated using three different methods, and the results were compared. First, the differential equation was created and solved analytically, then the equation was solved using Taylor series and Heun numerical methods, and finally, the draining time was calculated using the ANSYS Fluent code. When the analytical solution was considered as a reference, it was observed that the simulation calculated the draining time with a 3% difference. Considering the analytical method, it was found that the draining was completed in 166 seconds. In addition to these calculations, the effect of the diameter and length of the draining pipe on the draining time was also examined. When pipe diameters range from 38 to 100 mm, the draining time decreased as expected with increasing the diameter. However, it was noted that as the diameter increased, the melting time of the plug increased. Therefore, 38 mm was selected. Additionally, draining times were calculated for varying pipe lengths ranging from 0.5 to 3 m. It was determined that as the pipe length increased, the draining time decreased. Conversely, it was also noted that excessively long draining pipe would pose positioning challenges. Therefore, the pipe length of 2 m was selected. The results showed that the draining of the reactor was completed in 566 seconds. This value is below the specified time limit of 900 seconds. Consequently, it was concluded that the developed EDS meets the operational requirements and can passively operate. Furthermore, the application of CFD for safety analysis in MSRs has been substantiated through validation studies that employs complementary approaches. Experimental studies and analytical solutions have served as benchmark for comparing and verifying the results generated by the CFD models. The successful validation studies performed in this thesis offers encouraging evidence that the CFD methodology can be reliably employed for safety assessments in MSRs, thereby making a significant contribution to the existing literature in this field.

Benzer Tezler

  1. Tez No

    894814

    Ergimiş tuz toryum reaktörleri için kor parametrelerinin ve yakıt çevrim senaryolarının incelenmesi

    Investigation of core parameters and fuel cycle scenarios for molten salt thorium reactors

    SEFA KEMAL UZUN

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2024

    Nükleer MühendislikHacettepe Üniversitesi

    Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. HÜSEYİN OKAN ZABUNOĞLU

  2. Tez No

    405034

    Poly(vinylidene fluoride) based graft copolymer

    Poliviniliden florür temelli aşı kopolimeri

    AHMET YASİR DEMİR

    Yüksek Lisans

    İngilizce

    İngilizce

    2015

    Kimyaİstanbul Teknik Üniversitesi

    Polimer Bilim ve Teknolojisi Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. METİN HAYRİ ACAR

  3. Tez No

    874473

    MEMS sensor platform for vital monitoring under mri and intraocular pressure measurement

    Yaşamsal işaretlerin ve göz içi basıncın ölçülmesine yönelik MEMS basınç ölçer platformunun geliştirilmesi

    PARVIZ ZOLFAGHARI

    Doktora

    İngilizce

    İngilizce

    2023

    Elektrik ve Elektronik Mühendisliğiİstanbul Teknik Üniversitesi

    Elektronik ve Haberleşme Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. ONUR FERHANOĞLU

  4. Tez No

    19414

    Thermal and mechanical behaviour of plasma-sprayed oxide ceramic coatings on steels

    Başlık çevirisi yok

    MURAT VURAL

    Yüksek Lisans

    İngilizce

    İngilizce

    1991

    Uçak Mühendisliğiİstanbul Teknik Üniversitesi

    PROF.DR. A. HİKMET ÜÇIŞIK

  5. Tez No

    465276

    Küçük modüler nükleer reaktörün 3-boyutlu tasarımı ve toryum kullanımı ile analizi

    3D design and analysis of a small modular nuclear reactor with thorium utilization

    OSMAN ŞAHİN ÇELİKTEN

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2017

    Nükleer MühendislikHacettepe Üniversitesi

    Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. ŞULE ERGÜN

Geri Dön