Loss of coolant analysis of AP600 reactor
AP600 reaktörünün soğutucu kaybı kazası analizi
- Tez No: 47159
- Danışmanlar: DOÇ.DR. CEMAL NİYAZİ SÖKMEN
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
- Anahtar Kelimeler: Nükleer reaktörler, Soğutucular, Nuclear reactors, Coolers
- Yıl: 1995
- Dil: İngilizce
- Üniversite: Hacettepe Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: Belirtilmemiş.
Özet
İV ÖZET Bu çalışmanın ana amacı AP600 reaktör sisteminin küçük (Kor soğutucu girişi akış alanının %1'i), orta (%30'u) ve büyük (%100'u) kırık soğutucu kaybı kazası termal- hidrolik analizidir. Geçiş durumları için AP600 termâl-hidrolik parametreleri ve sis tem bileşkelerinin kaza koşullarındaki davranışları ayrıntılı olarak incelenmiştir. Pasif güvenlik sistemlerinin yeterlilikleri ve etkinlikleri değerlendirilmiştir. Geçiş durumu analizleri için TRAC-PF1,“en iyi-tahmin”kodu kullanılmıştır. AP600 reaktörünün özelliklerinin tanımlanması için ayrıntılı bilgisayar modeli kurulmuştur. Sistem bileşkelerinin kontrolü için uygun ayar noktaları, başlangıç ve sınır koşullan belirlenmiştir. AP600 reaktörünün soğutucu kaybı kazası durumlarında performansının tatminkar olduğu belirlenmiştir. Küçük ve orta kırıklarda, kor soğutucusuz kalmadan sistem başarıyla düşük basınç seviyesine inmiş, yakıt zarfı pik sıcaklığı normal çalışma koşullan değerinin altında bulunmuştur. Tasarıma temel olan büyük kırık soğutucu kaybı kazasında yakıt zarfı pik sıcaklığı 1239 K olarak hesaplanmış, 1477 K olan tasarım limitinin altında kaldığı belirlenmiştir.
Özet (Çeviri)
in ABSTRACT The main object of this study is to perform thermal-hydraulic analyses of small (1% of cold leg flow area), intermediate (30%), and large(100%) break loss of coolant accident (LOCA) of AP600 reactor system. Detailed examination of AP600 thermal-hydraulic parameters during these transients is covered. Behavior of the system components un der accident conditions is observed. Sufficiency and effectiveness of the passive safety systems are evaluated. TRAC-PFİ which is a best-estimate code is used for the transient analyses. A detailed model is established to decribe the AP600 features. Control of the system components is achieved by specifying proper setpoints, boundary and initial conditions. It has been determined that the performance of the AP600 system in LOCA cases is satisfactory. It is observed that for small and intermediate breaks the system is suc- cesfully depressurized without any core uncovery, and that the peak clad temperature do not exceed the steady-state values. For the design basis large break LOCA, the peak clad temperature during the accident is 1239 K which is below the design limit of 1477 K.
Benzer Tezler
- Transient analysis of AP600 reactor by using RELAP5 system code
AP600 reaktörünün RELAP5 sistem kodu ile geçiş durumları analizi
ENİS PEZEK
- Analysis of boiling water reactor (BWR) suppression pool
Kaynar sulu reaktörün (KSR) yoğuşturma havuzunun analizi
CEMİL KOCAR
Yüksek Lisans
İngilizce
1994
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. CEMAL NİYAZİ SÖKMEN
- MTR tipi yakıt elemanı kullanılan araştırma reaktörlerinde soğutucu kanalı tıkanması kazası analizi
Channel blockage accident analysis for research reractor with MTR type fuel elements
AYHAN YILMAZER
Yüksek Lisans
Türkçe
1997
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. HASBİ YAVUZ
- A Loss of coolantaccident analysis for near stagnation flow in the horizontal fuel channel of candu reactor
Başlık çevirisi yok
AHMET DURMAYAZ
- The Level-1 probabilistic safety assessment application of TR-2
TR-2 1.düzeyden olasılıksal güvenlik analizi uygulaması
BÜLENT ALPAY
Yüksek Lisans
İngilizce
2000
Nükleer MühendislikBoğaziçi ÜniversitesiNükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı
PROF. DR. FAHİR BORAK
PROF. DR. VURAL ALTIN