CANDU-6 accident analysis: Large breaks
CANDU-6 reaktöründe kaza analizi: Büyük kırıklar
- Tez No: 84226
- Danışmanlar: PROF. DR. OSMAN KEMAL KADİROĞLU
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
- Anahtar Kelimeler: CANDU reaktörleri, Kaza analizi, Kırılma, Reaktörler, CANDU reactors, Accident analysis, Fracture, Reactors
- Yıl: 1999
- Dil: İngilizce
- Üniversite: Hacettepe Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Nükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: Belirtilmemiş.
Özet
IV ÖZET CANDU 6 reaktörlerindeki büyük kırıklarda soğutucu kaybı kazaları incelenmiştir. Kurgusal kazalar sırasında basınçlı su reaktörlerinin soğutucu sistemlerinin zamana bağlı simulasyonları en iyi şekilde tahmin etmek için geliştirilen RELAP5 bilgisayar kodu, soğutucu kaybı kazalarının hesaplarında kullanılmıştır. RELAP5 kodunun, CANDU 6 reaktörlerine uygunluğu da incelenmiştir. Giriş ve çıkış dramları, CANDU 6 reaktörünün ısı taşınma sistemlerindeki iki büyük kırık noktalandır, bu sebeple bu bölgelerdeki kırıklar analiz edilmiştir. Geçiş analizleri için giriş dramlarında 20%, 25%, 35%, 40%, 100% büyüklüğündeki kırıklar ve çıkış dramlarındaki 60%, 80%, 100% büyüklüğündeki kırıklar düşünülmüştür. Her geçiş için yakıt zarfın dayanaklığı da incelenmiştir. Sonuçlar, AECL'nin CANDU 6 üzerine yapılan güvenlik çalışmalarından elde edilen verilerle karşılaştırılmıştır. Orta büyüklüklerdeki giriş dram kırıklarının sonuçlan (20%, 25%, 35%, 40%) AECL verileriyle uyumludur. Bununla beraber çok büyük kırıklar için (60% 'dan büyük kırıklar) RELAP5 kodu sayısal karasızlığı sebebiyle başarısız olmuştur.
Özet (Çeviri)
Ill ABSTRACT The large break loss of coolant accidents (LOCA) in CANDU-6 reactor are analyzed. RELAP5 computer code, which has been developed for the best estimate transient simulation of water reactor coolant system during postulated accidents, is used for LOCA calculations. Adequacy of RELAP5 code to CANDU-6 reactor systems is also investigated. Inlet and outlet headers are two large break locations in the heat transport system of CANDU-6, thus, the inlet and outlet header breaks are analysed. The inlet header breaks of the sizes 20%, 25%, 35%, 40%, and, 100% and outlet header breaks of the sizes 60%, 80%, and, 100% are considered for the transient analyses. The fuel cladding integrity for each transient is also investigated. The results are compared with the data obtained from AECL safety studies for CANDU-6. Results of the intermediate inlet header breaks (20%, 25%, 35%, and, 40% break sizes) are in good agreement with the vendors results. On the other hand, for very large breaks (larger than 60% of the header break size) RELAP5 code fails during execution due to numerical instabilities.
Benzer Tezler
- Candu reaktörünün, Relap5 sistem kodu ile ısıl hidrolik güvenlik analizi.
Başlık çevirisi yok
ÖMER GÜNDÜZ
- Candu tüketilmiş yakıtının gençleştirilmesi için yarı katalize füzyon sürücülü hibrid reaktörün potansiyeli
Başlık çevirisi yok
ERTUĞRUL BALTACIOĞLU
- Candu tüketilmiş yakıtının gençleştirilmesi için modere edilmiş ve hızlı (D,T) hibrid blanketlerin potansiyelinin incelenmesi
Başlık çevirisi yok
HÜSEYİN YAPICI
- Candu kullanılmış yakıt çubuklarının bir füzyon-fisyon hibrid reaktörlerde gençleştirilmesinin analitik çözümü
The Analitic solution of rejuvenation of candu spent fuel in a fusion-fission hybrid reactors
İLYAS ÇÜRÜTTÜ
Doktora
Türkçe
2000
Eğitim ve ÖğretimGazi ÜniversitesiMakine Eğitimi Ana Bilim Dalı
PROF. DR. SÜMER ŞAHİN
- Candu ve Lwr reaktörleri için hylife-II ve pacer füzyon reaktörlerinde fisyon yapabilen yakıtların incelenmesi
Analysis of fissionable fuels in hylife-II and pacer fusion reactors for Lwr and Candu
SELAHADDİN ORHAN AKANSU
Doktora
Türkçe
1999
Makine MühendisliğiErciyes ÜniversitesiMakine Mühendisliği Ana Bilim Dalı
YRD. DOÇ. DR. NAFİZ KAHRAMAN