Üçgen dizilimli nükleer yakıt demetleri için COBRA-TF kritik ısı akısı modellerinin değerlendirilmesi
Tezin Türü: Yüksek Lisans
Tezin Yürütüldüğü Kurum: Hacettepe Üniversitesi, Fen Bilimleri Enstitüsü, Nükleer Enerji Mühendisliği A.B.D., Türkiye
Tezin Onay Tarihi: 2016
Tezin Dili: Türkçe
Öğrenci: ÖZLEM AKTAŞ ÖZÜLÜŞ
Asıl Danışman (Eş Danışmanlı Tezler İçin): ŞULE ERGÜN
Açık Arşiv Koleksiyonu: AVESİS Açık Erişim Koleksiyonu
Özet:Kritik ısı akısı nükleer santraller için tasarım limitlerinden biridir. Yakıt bütünlüğünü işletme ve kaza durumlarında koruyabilmek için kritik ısı akısı analizleri özellikle Hafif Sulu Reaktörler için önem arz etmektedir. Kritik ısı akısını hesaplayabilmek için çeşitli korelasyonlar ve çeşitli başvuru çizelgeleri geliştirilmiştir. Ayrıca, tasarım limitlerini belirleme ve detaylı analizler yapabilmek için 'En İyi Tahmin Kodları' geliştirilmiş ve kullanılmaktadır. Bu kodlardan biri de alt kanal analizi yapabilen COBRA-TF termal hidrolik kodudur. Bu çalışmada, Türkiye'ye yapılacak olan VVER tipi santrallerin bir özelliği olan üçgen dizilimli nükleer yakıt demetleri için COBRA-TF termal hidrolik kodunun kritik ısı akısı modellerinin değerlendirmesi yapılmıştır. Bu amaçla, VVER santrallerini modellemek için Kurchatov Enstitüsü'nde kurulmuş olan KS-1 deney tesisinin bilgileri kullanılmıştır. KS-1 deney düzeneği ile daha önceden yapılmış olan kritik ısı akısı deney çalışmalarının verileri elde edilmiştir. Bu deneyler COBRA-TF termal hidrolik kodunda modellenmiş ve kritik ısı akısı değerleri alınmıştır. Bunun yanında, üçgen dizilimli nükleer yakıt demetinde kritik ısı akısı hesaplamak için kullanılan bir başvuru çizelgesi de yine deney verileriyle karşılaştırılmıştır. Ayrıca üçgen dizilimli yakıt demetlerinde kritik ısı akısı hesaplamaları için düzeltme faktörleri de getirilmiştir. Bu düzeltme faktörleri de hem COBRA-TF kodu ile hesaplanan kritik ısı akısı değerlerine, hem de başvuru çizelgesinden bulunan değerlere uygulanmıştır. COBRA-TF koduyla hesaplanan kritik ısı akısı değerleri deneylerde ölçülen kritik ısı akısı değerlerinden düşük kütle akısına sahip deneyler haricinde büyük çıkmıştır. Bu COBRA-TF kodunun üçgen dizilimli nükleer yakıt demetleri için kritik ısı akısı hesaplamaları için özellikle yüksek kütle akılarında uygun olmadığını göstermektedir. Uygulanan düzeltme faktörleri ise kritik ısı akısı değerlerini, deneyler ile ölçülen kritik ısı akısı değerlerinden oldukça uzaklaştırmaktadır. Sadece düşük kütle akısına sahip deneyler için iyileştirmeler yapmaktadır. Başvuru çizelgesinden alınan kritik ısı akısı değerleri ise deneylerde hesaplanan kritik ısı akısı değerlerinden düşük kütle akısına sahip deneyler haricinde oldukça küçük çıkmıştır. Bu durum, termal tasarım limiti olan kritik ısı akısı için uygun bulunan ve güvenlik açısından istenilen bir durumdur. Uygulanan düzeltme faktörleri ise başvuru çizelgesi için düşük kütle akılı deneyler hariç oldukça işe yaramıştır. Sonuç olarak yüksek kütle akılı durumlarda kritik ısı akısı hesaplamaları için başvuru çizelgesinin, düşük ısı akılı durumlarda ise COBRA-TF kodunun kullanılması önerilmektedir. COBRA-TF için düzeltme faktörlerinin kullanılması düşük kütle akılı durumlar hariç önerilmemektedir. Başvuru çizelgesinde ise düşük kütle akılı durumlar haricinde düzeltme faktörlerinin uygulanması önerilmektedir.