Geri Dön

A Finite element thermohydraulic analysis of a rod bundle type fueled nuclear reactor core

Başlık çevirisi mevcut değil.

  1. Tez No: 28547
  2. Yazar: MUSTAFA KEŞOĞLU
  3. Danışmanlar: PROF. DR. FAHİR BORAK
  4. Tez Türü: Yüksek Lisans
  5. Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
  6. Anahtar Kelimeler: Nükleer reaktörler, Reaktörler, Yakıt çubukları, Nuclear reactors, Reactors, Fuel rods
  7. Yıl: 1993
  8. Dil: İngilizce
  9. Üniversite: Boğaziçi Üniversitesi
  10. Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
  11. Ana Bilim Dalı: Nükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı
  12. Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
  13. Sayfa Sayısı: Belirtilmemiş.

Özet

ÖZET Bu çalışmada, bir nükleer reaktör kalbinin termo- hidrolik analizini gerçekleştirmek amacıyla hazırlanmış bir bilgisayar programı sunulmaktadır. Bu reaktör kalbindeki yakıt elemanları çubuk seklinde olup soğutucu akışkan olarak yüksek basınç altında su kullanılmaktadır. üç tip yakıt çubuğu grubu incelenmiştir: aynı doğrultuda dizili yakıt çubukları, 7-yakıt çubuklu altıgen grubu ve 10- yakıt çubuklu grup. Geliştirilen üç boyutlu model için sonlu elemanlar ve sonlu farklar yöntemleriyle sayısal çözümler elde edilmiştir. Bu çalışmada geliştirilen bilgisayar programı hem kararlı hal, hem de zamana bağlı olan hesaplamalarda kullanılabilmektedir. Farklı güç artımları ve düşüşlerinde, yakıt çubukları ve soğutucu sıvı için sıcaklık, akis ve basınç özellikleri belirlenmiştir. Elde edilen sonuçlara göre reaktörün güvenilirliği incelenmiştir.

Özet (Çeviri)

IV ABSTRACT In this thesis, a mathematical model and a set of computer programs are developed to perform thermo-hydraulic analysis of a rod bundle type fueled nuclear reactor core. In this core, the fuel elements are rods and the coolant is water under high pressure. Three types of rod bundle geometry are analyzed: aligned rods, hexagonal 7-rod bundle, 10-rod bundle. A model is constructed for each rod combination. The finite element and finite difference numerical solution was obtained for the three dimensional model developed. The computer program developed throughout this work is used for both steady state and transient calculations. The temperature, flow and pressure characteristics are drawn for the rods and the coolant for different power surges and drops. The safety of the reactor is discussed according to the results hence derived.

Geri Dön