Neutronic analysis and reactivity model of pebble bed modular reactor (PBMR)
Çakıl yataklı modüler reaktörün nötronik analizi ve reaktivite modeli
- Tez No: 155319
- Danışmanlar: DOÇ. DR. MEHMET TOMBAKOĞLU
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
- Anahtar Kelimeler: PBMR, MCNP-4b, Proteus, OECD/NEA yanma kredisi, nötronik hesaplar, rastgele dağılımın etkisi, yanma, PBMR, MCNP-4b, SCALE, Proteus, OECD/NEA Burnup Credit, neutronic cal culations, randomness effects, burnup
- Yıl: 2004
- Dil: İngilizce
- Üniversite: Hacettepe Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: Belirtilmemiş.
Özet
ÇAKIL YATAKLI MODÜLER REAKTÖR'ÜN (PBMR) NÖTRONİK ANALİZİ VE YANMA MODELİ Cihangir Çelik ÖZ Bu çalışmada PBMR yakıtının birim hücre ve korunun hesaplamaları Monte Carlo kodları MCNP-4b, SCALE'in KenoV.a modülü ve yanma kodu BURN-HUNEM kullanılarak yapılmıştır. Rastgele dağılımın çekirdek konfigürasyonu üzerindeki etkileride çalışılmıştır. PBMR yakıtının ve korunun yanmaya bağlı nötronik analizleri Monte Carlo Kodu MCNP-4b ve yanma kodu BURN-HUNEM kullanılarak yapılmıştır. BURN-HUNEM yanma kodu bu analizleri yapmak için geliştirilip test edilmiştir.PBMR yakıtının ve korunun yanmaya bağlı reaktiviteleri ve yakıtın içeriklerini hesaplamak için MCNP-4b ve BURN-HUNEM kodlarının birlikte kullanılması da gösterilmiştir.Birim hücre hesaplamalarının sonuçlan doğrusal olmayan reaktivite modelinde kullanılarak boşaltım yanma hesaplan yapılmıştır. Birim hücre ve yanmaya bağlı analizlerin doğruluğunu göstermek için Proteus LEU-HTR[3], HTR-Pu[4] ve OECD/NEA hesaplanabilir kritiklik yanma[5] hesaplamaları BURN-HUNEM ve MCNP-4b kullanılarak yapılmıştır.PBMR reaktörlerinin yanmaya bağlı bütün kor nötronik hesaplarının MCNP-4b ve BURN-HUNEM kodlan kullanılarak yapılabileceği sonuçlardan görülmektedir. Ayrıca bu çalışmada, PBMR rektörlerinin denge halindeki kor hesaplan OTTO ve MEDUL yakıt yenileme yöntemleri irdelenerek verilmiştir. Denge halindeki bütün kor sonuçları daha önce yapılmış çalışmaların sonuçlarıyla uygunluk göstermektedir.
Özet (Çeviri)
NEUTRONIC ANALYSIS AND REACTIVITY MODEL OF PEBBLE BED MODULAR REACTOR (PBMR) Cihangir Çelik ABSTRACT In this study, unit cell and full core calculations of PBMR are performed by using Monte Carlo codes MCNP-4b[l], KenoV.a module of SCALE[2] and depletion code BURN-HUNEM. The randomness effect of the kernel configurations on unit cell multiplication factor and spectral indices is also studied. Burnup dependent neutronic analyses of PBMR pebble and core are performed by using coupled Monte Carlo code MCNP-4b and depletion code BURN-HUNEM. The depletion code BURN-HUNEM is developed in this study and tested to perform burnup analyses. The coupling of BURN-HUNEM with MCNP-4b to calculate the burnup dependent reactivity and composition of the PBMR fuel and core are demonstrated. The unit cell description of PBMR fuel is also used in the non-linear reactivity model to perform discharge burnup calculations. To verify the unit cell and burnup dependent analyses, Proteus LEU-HTR[3], HTR-Pu[4] and OECD/NEA Burnup Credit Calculational Criticality[5] benchmark problems are studied by using the BURN-HUNEM and MCNP-4b. The results show that, MCNP-4b and BURN- HUNEM codes could be used to perform burnup dependent full core neutronic analyses of PBMR reactors. The equilibrium cycle core neutronic analyses of PBMR reactors utilizing OTTO and MEDULE type of fuel refuelling strategies are also given. The full core equlib- rium cycle results are consistent with the results reported in previous studies.
Benzer Tezler
- 600 MWe gücünde PWR tipi bir nükleer reaktör kalp öndizayn analizi
Başlık çevirisi yok
FARZAD REZAEİ BASHARAT
- Yakın geçmişteki nükleer reaktör dinamik analiz yöntemlerine bir bakış
Başlık çevirisi yok
MURAT ALGÜL
Yüksek Lisans
Türkçe
1996
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. ERDİNÇ EDGÜ
- Nükleer güç reaktörlerinde reaktivite kaza senaryolarını incelemek için yeni bir nodal kinetik ve termohidrolik analiz modeli
A New nodal kinetics and thermohydraulics analysis model for analyzing reactivity accidents in nuclear power reactor cores
ŞADİ KAYA
Doktora
Türkçe
2000
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı
PROF. DR. HASBİ YAVUZ
- BWR içindeki bir kanalda ortaya çıkan kararsızlıkların nükleer-termal hidrolik modellenmesi
Nuclear coupled thermal-hydraulic modeling of single channel instabilities in a BWR
DEMİREL AKTAŞ
Yüksek Lisans
Türkçe
1998
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Enerji ve Enerji Sistemleri Ana Bilim Dalı
PROF. DR. MELİH GEÇKİNLİ
- Triga tipi araştırma reaktörleri için bir termalizasyon yöntemi
A Thermalization method for triga-type research reactors
GÜLTEN SADULLAHOĞLU
Yüksek Lisans
Türkçe
2000
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı
PROF. DR. ATİLLA ÖZGENER