VVER reaktöründe toryum-uranyum yakıtların ısıl-hidrolik performans analizi
Tezin Türü: Yüksek Lisans
Tezin Yürütüldüğü Kurum: Hacettepe Üniversitesi, Fen Bilimleri Enstitüsü, Nükleer Enerji Mühendisliği A.B.D., Türkiye
Tezin Onay Tarihi: 2017
Tezin Dili: Türkçe
Öğrenci: AHMET KAĞAN MERCAN
Danışman: Cemil Kocar
Özet:Günümüzde mevcut olan nükleer reaktörlerin geleceği uranyum rezervleriyle sınırlıdır. Bu yüzden dünyada uranyumun yerine geçebilecek yada uranyumla birlikte kullanılarak benzer veya daha iyi performans gösteren malzeme elde etme çalışmaları yapılmaktadır. Toryum elementi de fisil madde üretebildiği için bu araştırmalarda önemli bir yer tutmaktadır. Bu tezin amacı, dünyada yaygın olarak kullanılan VVER-1000 reaktöründe homojen olarak çeşitli konsantrasyonlarda uranyum-toryum karışımlarının kullanılması ve bu konsantrasyonların ısıl-hidrolik performanslarının incelenmesidir. Bu analizlerden çıkan sonuçların ışığında en kötü senaryoyu verecek konsantrasyon için çeşitli kaza analizleri incelenmiştir. Bu tez sayesinde nükleer reaktörlerde olası Th kullanımları için bir temel oluşturulması hedeflenmektir Hesaplamalarda VVER-1000 reaktörü için geometri kullanılarak birim hücre oluşturulmuştur. Oluşturulan birim hücre içindeki yakıtta çeşitli konsantrasyonlarda U-Th homojen karışımlar için ısıl iletkenlik ve ısı kapasiteleri hesaplanmıştır. Hesaplanan ısıl iletkenlik ve ısı kapasitesi parametreleri ile reaktör birim hücresi COBRA-TF koduna girdi olarak verilerek farklı konsantrasyonların performansları izlenmiştir. Yakıtların konsantrasyonları farklı ısı profilleri ile de test edilmiştir. Bunun yanı sıra en kötü performanslı konsantrasyon örneği seçilip bu örnekte %10 akış azalması, güçte %20'lik artış ve azalış sağlayacak reaktivite girişi kazaları işletim koşulları için uygulanmıştır. En sıcak kanal koşulları için reaktör kapanarak pompa durması kazası da incelenmiştir. Yapılan analizlerin sonuçları incelendiğinde en yüksek yakıt merkez sıcaklığı kütlece %40 Th içeren örnekte ortalama kanal koşullarında kosinüs ısı akışı için 1190 K olarak hesaplanmıştır.Hesaplanan yakıt merkez sıcaklığı normal uranyum kullanımından 103,5 K daha yüksektir. %40 toryum içeren örnek içeren yakıtta %10 akış azalması durumu incelendiğinde sıcaklıkta ortalama kanal koşulları altında 6 K'e yakın artış gözlenmektedir. Sisteme negatif reaktivite girişi olduğunda en yüksek yakıt merkez sıcaklığı toryum içeren örnek için 1367,7 K, uranyum içeren örnek için 1184 K'e yükselmektedir. Pozitif reaktivite girildiği koşulda ise sıcaklık düşüşü toryum için yaklaşık 150 K, uranyum için yaklaşık 170 K olmuştur. Reaktör kapanması ile birlikte pompa durması gerçekleştiğindeen yüksek yakıt merkez sıcaklığı maksimum çalışma koşulları için durma yokken Th içeren örnek için 580 K iken kaza sonrası 600 K olmuştur. Yapılan hesaplamaların sonucunda, sistemin içine değişik konsantrasyonlarda Th katıldığında sistem belirlenen isletim sınırlarının altında kalmıştır. Sistem akış azalması ve reaktivite girişi kaza senaryolarında güvenli limitlerde kalmıştır. En sıcak kanal koşullarında pompa yavaşlaması durumunda sistem aşırı düşen akışa rağmen bozunum ısısını karşılamıştır.