A Loss of coolantaccident analysis for near stagnation flow in the horizontal fuel channel of candu reactor
Başlık çevirisi mevcut değil.
- Tez No: 46316
- Danışmanlar: PROF.DR. HASBİ YAVUZ
- Tez Türü: Doktora
- Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
- Anahtar Kelimeler: Nükleer reaktörler, Soğutucu akışkanlar, Yakıt çubukları, Nuclear reactors, Refrigerants, Fuel rods
- Yıl: 1995
- Dil: İngilizce
- Üniversite: İstanbul Teknik Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: Belirtilmemiş.
Özet
ÖZET Bu çalışmada, CANDU nükleer reaktörünün yakıt kanalına soğutucu akışkanın iletilmesini sağlayan ve 1. devrede yer alan reaktör girişi besleyici borusunda veya kollektöründe oluşabileceği öngörülen ani, küçük bir kırılmanın sonucunda, yatay konumdaki yakıt kanalı içinde soğutucu akışkan akışının durması olayı teorik olarak incelenmiştir. CANDU reaktörü giriş besleyici borusunda veya kollektöründe oluşabileceği öngörülen ve 3 - 100 cm 'lik bir kırık kesitine sahip, küçük kırık olarak isimlendirilen bu tür bir kaza esnasında soğutucu akışkan kaybı oluşması ile, kırılan boruyla beslenen yakıt kanalının içerisinde ani bir basınç düşümü, yetersiz soğutma ve bunların sonucunda da ani bir kaynama olayı meydana gelir. Bu durumu önlemek amacıyla, kırılmanın gerçekleşmesinden çok kısa bir süre sonra reaktörün durdurulması ile birlikte, besleyici boruların bağlı bulunduğu kollektörler aracılığıyla reaktör kalbine, tehlike hali soğutucu akışkanı enjekte edilerek yatay konumdaki yakıt kanalları bu soğutucu akışkan ile tekrar doldurulur. Bu esnada, 1. devrede bulunan pompalar da herhangi bir nedenle, örneğin bu pompaları besleyen elektriğin kesilmesi sonucunda devre dışı kalıp çalışmalarına son verebilirler. Öyle bir kırık kesiti olduğu düşünülebilir ki, pompaların durması veya durdurulmasından sonra 1. devrede oluşacak doğal dolaşım ile ilgili kuvvetler, kırık kesitinden akışkanın boşalmasına neden olan kuvvetlerle dengelenir ve reaktör kalbinde soğutucu akışkan akışı durma noktası civarına gelebilir. İşte reaktör kalbinin bu çok yavaş hareket eden veya durgun halde bulunan aşırı soğutulmuş sıvı ile doldurulmuş hali, soğutucunun yatay yakıt kanalı içerisinde durması olayı için başlangıç koşulu olarak kabul edilebilir. Reaktörün çalışmasının durdurulmasından sonra da, fisyon ürünlerinin bozunmasının devam etmesi nedeniyle açığa çıkan enerjinin, soğutucu akışkan vasıtasıyla yakıt kanallarından dışarı transfer edilmesi gerekmektedir. Oysa soğutucu akışkanın durma noktasına gelmesi halinde, sözkonusu yakıt kanalı içinde fisyon ürünlerinden açığa çıkan bozunum enerjisi, kanal dışına yeterince aktarılamamaktadır. Normal çalışma koşullarında, yatay konumdaki yakıt kanalı içinde eksenel yönde ılık nötron XVI
Özet (Çeviri)
SUMMARY In this thesis, a two-phase thermalhydraulic model has been developed in order to investigate the near stagnation flow phenomena in the horizontal fuel channel of a CANDU nuclear reactor following a postulated small break loss-of- çoolant-accident (LOCA) in the inlet feeder or inlet header. In this model, the unequal velocity unequal temperature (UVUT) model is used in which the velocities and enthalpies (hence temperatures) for both liquid and vapor phases, void fraction and a common dynamic pressure are computed. Stratified smooth and dispersed bubbly flows are considered together for the near stagnation flow and dispersed bubbly flow is considered for the normal operating conditions of a CANDU reactor as the flow regimes. Geometrical configuration of a typically CANDU reactor fuel channel is considered. Thermodynamic and transport properties of heavy water are also considered as functions of pressure and temperature. In the derivations of the conservation equations, all of the terms are area and time (ensemble) averaged. A fully implicit discretization method and a staggered grid control volume approach are applied in order to obtain an algebraic equation set from the governing differential conservation equations. Hybrid scheme, in which central difference and upwind schemes are considered by turns depending on the value of Peclet number, is used while deriving the discretization equations. To solve the near stagnation flow problem by using this model, the IPSA algorithm (Inter-Phase Slip Algorithm) which was developed to solve the multi-phase flows originally is modified to give a solution for a horizontal channel which is full of single phase fluid in some part whereas it is full of two- phase fluid in the other part. A computer code that is called as the ANESTA ( Analysis for NEar STAgnation flow in the fuel channel of a CANDU reactor ) code has been developed. The model mentioned above is applied to both normal operating conditions and the near stagnation flow (LOCA) conditions by this code. A set of approximate functions for the fast calculation of the thermodynamic properties of heavy water (D20 ) has also been derived. For this aim, the data given in the steam tables for heavy water thermodynamic properties have been accurately and successfully fitted to the curves as functions of pressure and temperature in order to obtain some simple functions by using the least-square method. xv
Benzer Tezler
- Fault tree and uncertainty analysis for maximum credible accident probability of TR-2 research reactor
Başlık çevirisi yok
İLKER BİLGİÇ
- Loss of coolant analysis of AP600 reactor
AP600 reaktörünün soğutucu kaybı kazası analizi
VEFA NURİ KÜÇÜKBOYACI
- A Computer simulation of small break loss of coolant accident in PMK-NVH test facility
Başlık çevirisi yok
ALİ TANRIKUT
- An Application of explicit event tree methodology to small loss of coolant accident of candu-600 reactor
Başlık çevirisi yok
KADİR OĞUZHAN ALİEFENDİOĞLU
Yüksek Lisans
İngilizce
1990
Nükleer MühendislikOrta Doğu Teknik ÜniversitesiMakine Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. ORHAN YEŞİN
- Counter current slug flow in a vertical to horizontal tube simulating header feeder system having obstructions in candu reactors
Candu reaktörlerinde akış engelleyiciler içeren kafa-besleyici sistemini simule eden düşey ve yatay tüplerde ters öbekli akış
EBRU NİHAN ÖNDER
Yüksek Lisans
İngilizce
1998
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Araştırmalar ve Teknolojileri Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. HASAN SAYGIN