Neutronic and thermal hydraulic analysis of dry cask storage systems
Kuru depolama sistemlerinin nötronik ve termal hidrolik analizi
- Tez No: 97814
- Danışmanlar: DOÇ. DR. OKAN H. ZABUNOĞLU
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 2000
- Dil: İngilizce
- Üniversite: Hacettepe Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Nükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: 87
Özet
IV ÖZET Ara depolama sistemleri, kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesine veya nihai depolama tesisine gönderilmesine kadarki yükleme, depolama ve taşıma işlemlerini güvenli bir şekilde yerine getirmelidir. Bu amaçlara ulaşmak için, şu tasarım özellikleri dikkate alınmıştır: yakıtın kritikaltı tutulması, atık ısının çekilmesi ve radyasyondan korunmanın sağlanması. Bu çalışmada, metal-zırhlı kuru depolama sistemleri için seçilen tasarımların COBRA-SFS ve SCALE4.4 (ORIGEN, XSDOSE, CSAS6) bilgisayar kodları kullanılarak nötronik ve termal-hidrolik analizleri yapılmış ve 5 ve 10 yıllık depolama periyodları ve 33000, 45000 ve 55000 MWd/t burnup değerleri için, normal çalışma koşullarında, UAEA'nın güvenlik kriterlerine uygun tasarımlara ulaşılmıştır.
Özet (Çeviri)
Ill ABSTRACT Interim spent fuel storage systems must provide for the safe receipt, handling, retrieval and storage of spent nuclear fuel before reprocessing or disposal. In the context of achieving these objectives, the following features of the design are to be taken into consideration: to maintain fuel subcritical, to remove spent fuel residual heat, and to provide for radiation protection. These features in the design of a dry cask storage system were analyzed for normal operating conditions by employing COBRA-SFS, SCALE4.4 (ORIGEN, XSDOSE, CSAS6) codes. For a metal-shielded type storage system, appropriate designs, in accordance with safety assurance limits of IAEA, were obtained for spent fuels burned to 33000, 45000 and 55000 MWd/t and cooled for 5 and 10 years.
Benzer Tezler
- İki fazlı akış kanalının termo-hidrolik analizi
Thermal hydraulic analysis of a two phase flaw channel
İ. DEHA ER
Yüksek Lisans
Türkçe
1994
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiGemi Makineleri İşletme Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. AHMET BAYÜLKEN
- 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
FERİDE KUTBAY
Yüksek Lisans
İngilizce
2020
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Araştırmalar Ana Bilim Dalı
DR. ÖĞR. ÜYESİ SENEM ŞENTÜRK LÜLE
- 600 MWe gücünde PWR tipi bir nükleer reaktör kalp öndizayn analizi
Başlık çevirisi yok
FARZAD REZAEİ BASHARAT
- 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
2019
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiEnerji Bilim ve Teknoloji Ana Bilim Dalı
PROF. DR. ÜNER ÇOLAK
- 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
2023
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Araştırmalar Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. SENEM ŞENTÜRK LÜLE