Irıs küçük modüler reaktörünün (SMR) RELAP5/SCDAPSIM  sistem kodu ile modellenmesi
Modelling of iris small modular reactor (SMR) by using RELAP5/SCDAPSIM  system code
Yazar: HASAN ÇELİKKAYA
Danışman: DOÇ. DR. ŞULE ERGÜN ; DOÇ. DR. FATİH AYDOĞAN
Hacettepe Üniversitesi / Fen Bilimleri Enstitüsü / Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
Derece: Yüksek Lisans, 2018
Konu: Nükleer Mühendislik = Nuclear Engineering
Dizin: Nükleer reaktörler = Nuclear reactors

Özet:
Kompakt tasarımları, düşük ilk yatırım maliyeti, konvansiyonel enerji santrallerine göre daha kısa kurulum süreleri, nükleer silahsızlanma antlaşması ile uyumlu olması, gelişmekte olan ülkelerin elektrik iletim hatları ile uyumlu olması, modüler şekilde kurulumlarının yapılması, iyileştirilmiş pasif güvenlik sistemlerinin bulunması gibi birçok sebepten dolayı 2000'li yıllardan itibaren küçük modüler reaktörler üzerine yoğun çalışmalar yapılmıştır. Bu tezde, Amerika Enerji Bakanlığı ve Nükleer Enerji Araştırma Girişimi (Nuclear Energy Research Initiative) sponsorluğunda, Westinghouse şirketi öncülüğünde nükleer sanayi, araştırma laboratuvarları ve üniversitelerden oluşan uluslararası bir konsorsiyum tarafından tasarlanan soğutucu pompalar, buhar üreteçleri, basınçlandırıcı gibi reaktör güç ünitesi ana elemanlarını reaktör koruma kabı içerisinde içerecek şekilde integral, modüler inşa özelliğine sahip, basınçlı, hafif sulu 1000 MWth, 335 MWe güce sahip IRIS Küçük Modüler Reaktörü (SMR) RELAP5/SCDAPSIM sistem kodu ile modellenmiştir. 
IRIS SMR reaktörünün integral yapısı sayesinde reaktör basınç kabı içerisinde yer alan birincil döngüye 4 inçten (10,16 cm) (Kimyasal ve Hacim Kontrol Sistemi Bağlantısı, CVCS) çapından büyük herhangi bir boru bağlantısı bulunmamaktadır. Bu tezin amacı, IRIS küçük modüler reaktörünün korunu, soğutucu sistemleri ve güvenlik sistemlerini RELAP5/SCDAPSIM sistem kodu kullanarak modellemek ve reaktör CVCS  bağlantısında gerçekleşebilecek küçük kırık sonucu oluşan küçük kırıklı soğutucu kaybı kazası sırasındaki davranışı incelemektir.
Bu kapsamda oluşturulan modelde reaktör birinci ve ikinci döngü bileşenleri ve koruma kabı soğutma sistemi haricindeki pasif güvenlik sistemleri modellenmiştir.  Bu çalışmada koruma kabı soğutma sistemi modellenmediğinden ve EHRS tasarım değerlerine ait tasarım verileri elde edilemediğinden basınç ve koruma kabı basınçları beklenenden yüksek bir seviyede eşitlenmiş olup basıncın eşitlendiği seviye koruma kabı tasarım basıncının yaklaşık 0,3 MPa altındadır.

Abstract:
Due to many reasons such as its compact design, low initial investment costs, shorter installation times compared to conventional nuclear power plants, compatibility with nuclear disarmament treaty, compatibility of developing countries electrical transmission lines, modular installation, and improved passive safety systems, intensive studies have been made on small modular reactors since 2000. In this thesis, the IRIS reactor and a small break loss of coolant accident that may occur at this reactor were analyzed. IRIS has been designed under the sponsorship of the US Department of Energy and Nuclear Energy Research Initiative with the lead of the Westinghouse Company, and it was designed by an international consortium of nuclear industry, research laboratories and universities. IRIS has 1000 MWth and 335 MWe power, it is a pressurized light water reactor. IRIS reactor has integral design consists of main reactor power unit such as main coolant pumps, steam generators and pressurizer in the pressure vessel .
By virtue of the integral structure of the IRIS SMR, there is no pipe connection larger than 4 inches (10.16cm) (Chemical and Volume Control System connection, CVCS) to primary loop inside the reactor pressure vessel. The aim of this thesis is to model the IRIS reactor core, coolant system and safety system using RELAP5/SCDAPSIM system code and to analyze the behavior of the reactor during small break loos of coolant accident that can occur at the reactor CVCS connection. In this model, reactor primary and secondary loop components, pressure vessel and passive safety systems except containment cooling system are modeled. Since containment cooling system is not modeled and EHRS design data is not found that's why the pressure of the containment and the pressure vessel was become equal more than expected level; however this level is still 0.3 MPa lower than to containment design pressure (1.4 MPa).