Basınçlı su reaktör kabının favor (fracture analysis of vessels oak ridge) kodu ile yapısal analizinin yapılması
Structural analysis of PWR (pressurized water reactors) vessel with favor (fracture analysis of vessels oak ridge) code
Yazar: ALEV YILDIRIM
Danışman: DOÇ. DR. ŞULE ERGÜN
Hacettepe Üniversitesi / Fen Bilimleri Enstitüsü / Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
Derece: Yüksek Lisans, 2018
Konu: Nükleer Mühendislik = Nuclear Engineering

Özet:
Reaktör basınç kabı bir nükleer santralde bütünlüğünün korunmasına en fazla önem verilen yapıdır. Geçtiğimiz son otuz yılda reaktör basınç kaplarını analiz etmek için kırılma mekaniği ve risk bazlı metotlarda belirli gelişmeler ve iyileştirmeler olmuştur. Bu gelişmeler hali hazırdaki kırık analizi yapan kodlara entegre edilmiştir. Ömrünü dolduran veya doldurmaya yakın olan reaktör basınç kaplarının lisans ömrünü uzatıp uzatmamaya veya bakımın gerekip gerekmediğine bu kodlarla yapılan analizler sonucu karar verilmektedir.
Reaktör basınç kabının kırık analizini yapan kodlar deterministik ve olasılıksal yaklaşımlar kullanır. Fracture Analysis of Vessels-Oak Ridge (FAVOR)  kodunda olasılıksal analiz yapan algoritma blokları bulunmaktadır. Analiz nötron akımının fazla olduğu kemer bölgesinde yoğunlaşmaktadır, başlangıçta FAVOR basınç termal şokunun meydana geldiği geçiş durumları için kullanılmaktayken güncellenen kodun sürümleri ile reaktörü başlatma-durdurma durumları ve çeşitli soğutucu sızıntılarının olduğu kaza durumları için de reaktör basınç kabının olasılıksal kırık analizini yapmak mümkündür.
Bu çalışmada Buhar Üreteci Tüp Kırığı Kazası  (SGTR) ve Pilot Kumandalı Rahatlatma Vanasının (PORV) 20. saniyede açıldığı durumda RELAP5 ile termal-hidrolik analiz yapılmış ve alınan veriler FAVOR kodunda girdi olarak kullanılmıştır. Bu durumlarda reaktör basınç kabını tehdit eden bir çatlak başlama durumu dolayısıyla reaktör basınç kabının yapısal bütünlüğünün bozulmadığı görülmüştür, bu beklenen bir durumdur çünkü literatürde de Amerika Birleşik Devletleri'nde bütün reaktör basınç kaplarının Nükleer Düzenleme Kurumu'nun (NRC) belirlediği sınırların altında özellikler gösterdiği ve güvenli bölgede oldukları belirtilmektedir. 
Oak Ridge Laboratuarı tarafından bu tezde kullanılmak üzere gönderilen FAVOR kodu içeriğinde 3 reaktör için basınç kaplarındaki kusurları belirleyen dosyalar bulunmaktadır. Bu reaktör basınç kapları ABD'de bulunan reaktör basınç kaplarında nötron akımı nedeniyle en fazla gevrekleşmesi olan reaktör basınç kaplarıdır. Bu çalışmada 3 döngülü Westinghouse tipi Basınçlı Su Reaktörü olan 'Beaver Valley' nükleer reaktörü incelenmiştir ve Buhar Üreteci Tüp Kırığı kazası için kusur dosyalarında basınç kabının dayanımını kötüleştirecek değişimler yapılarak analiz sonuçları sunulmuştur. Aynı analizler Pilot Kumandalı Rahatlatma Vanasının 20. saniyede açıldığı durum için de yapılmıştır.

Abstract:
Pressure vessels are the most important components of nuclear reactors in the view of protecting its integrity. In the past 30 years there have been a great development and innovative studies about the fracture mechanics and risk based methods to analyze the nuclear reactor pressure vessels. These improvements have been integrated into the developed computer codes which perform fracture mechanics analysis of pressure vessels. The decision of whether to extend or not to extend the operational license of the expired or near to be expired nuclear reactors and whether it is necessary to make maintenance to the pressure vessels or not are made by using these codes.
The codes which make fracture mechanics analysis of pressure vessels perform their analysis with deterministic and probabilistic approximations. In Fracture Analysis of Vessels-Oak Ridge (FAVOR) there are algorithm modules which perform probabilistic analysis. The analyses are concentrated on the belt line of the pressure vessel which is exposed to fast neutrons along its lifetime. Previously, the FAVOR code was only used for performing analysis of PTS (Pressurized Thermal Shock), however, currently it is possible to make probabilistic fracture mechanics analysis of the transients such as start-up, cool-down conditions and some coolant leakage accidents with the updated forms of FAVOR.
In this study, the Steam Generator Tube Rupture (SGTR) accident and the case during which the Pilot Operated Relief Valve (PORV) opens at 20th second were analyzed by using the thermal hydraulic code named as RELAP5 and the data obtained from thermal hydraulic analyses were used in FAVOR code as input data. In the analyzed cases, the initiation of cracks threatening the reactor pressure vessel and therefore, causing the deterioration of the integrity of the reactor pressure vessel have not been observed; this is a result which is expected, since in the literature, it is stated that all of the nuclear reactor pressure vessels in U.S. do not deteriorate and reach below the safe limits which have been defined by Nuclear Regulatory Commission (NRC).
In FAVOR code which was opened to use by Oak Ridge National Laboratory 3 reactor pressure vessels with their flaw files were inputted. These are the reactors in U.S with the most damaged vessels since they were exposed to the fast neutrons during their lifetimes. In this study, the Beaver Valley 3-Loop Westinghouse type nuclear reactor has been analyzed and for the Steam Generator Tube Rupture Accident (SGTR) the flaws data have been worsened in a way that they may threat the pressure vessel's integrity and the results obtained from these cases have been analyzed. The same analyzes have been performed for the accident case in which the Pilot Operated Relief Valve (PORV) was opened at 20th second.