Flanş bağlantılı reaktör basınç kabının yüksek basınç ve sıcaklık altındaki termo mekanik analizi
Thermo mechanical analysis of flanged coupled reactor pressure vessel under high pressure and temperature
Yazar: MEHMET KEMAL ÖZTAŞ
Danışman: PROF. DR. ABUZER ÖZSUNAR
Gazi Üniversitesi / Fen Bilimleri Enstitüsü / Makine Mühendisliği Ana Bilim Dalı
Derece: Yüksek Lisans, 2019
Konu: Makine Mühendisliği = Mechanical Engineering

Özet:
Enerji ihtiyacı sanayileşen ülkelerde her geçen gün artmaktadır. Enerji taleplerini karşılamak için farklı enerji üretim santral tiplerinden biri de yüksek teknoloji gerektiren nükleer güç santralleridir. Nükleer güç santrallerinin kalbi ise reaktör basınç kapları olarak tanımlanabilir. Reaktör basınç kapları işletim ömürleri boyunca sıcaklık, basınç, radyasyon, kimyasal aşınım vb. gibi birçok yıpratıcı faktörle karşılaşmaktadır. Tasarım aşamasında bu hususlar göz önüne alınarak güvenli bir reaktör basınç kabı üretmek hem işletme güvenliği, hem insan sağlığı, hem de doğa açısından büyük önem arz etmektedir. Nükleer güç santrallerinde kullanılan reaktör basınç kapları yüksek sıcaklık ve basınç altında çalışmaktadırlar. Dünya üzerinde kullanılan reaktör basınç kapları için farklı ülkeler farklı malzemeler kullanabilmektedir. Bu tez çalışmasında, tasarlanan bir reaktör basınç kabı için farklı sıcaklık, basınç ve cıvata öngerilme yükü altındaki iki farklı malzeme grubu için sonlu elemanlar analizi gerçekleştirilmiştir. Modelleme ANSYS Spaceclaim ile gerçekleştirilmiş olup yapısal analiz ise ANSYS Workbench ile gerçekleştirilmiştir. Farklı malzemelerin farklı yükler altındaki davranışları ASME ve PNAE G-7 kodlarına göre izin verilen gerilme sınırının altında olup olmadığı incelenmiştir. İki malzeme grubunda da kapak, gövde ve somun için izin verilen gerilme sınırları aşılmazken, cıvatada iki malzeme için de farklı sıcaklık, basınç ve cıvata ön gerilme yükü altında sınırların aşıldığı tespit edilmiştir. Sonlu elemanlar analizi ile edilen sonuçlar, iki farklı malzeme grubu için reaktör basınç kabına ait bileşenlerin performansını ortaya koymuştur.

Abstract:
The need for energy is increasing day by day in industrialized countries. One of the different types of power plants to meet energy demands is nuclear power plants that require high technology. The heart of nuclear power plants can be defined as reactor pressure vessels. Reactor pressure vessels are exposed to many corrosive factors such as temperature, pressure, radiation, chemical corrosion etc. during their operating lifetime. Taking these issues into consideration during the design phase, producing a safe reactor pressure vessel is of great importance both for operational safety, human health and nature. The reactor pressure vessels used in nuclear power plants operation under high temperature and pressure. Different countries can use different materials for reactor pressure vessels around the world. In this thesis, finite element analysis was performed for two different material groups under different temperature, pressure and bolt prestress load for a designed reactor pressure vessel. Modeling was performed with ANSYS Spaceclaim and structural analysis was performed with ANSYS Workbench. The behavior of different materials under different loads was examined under ASME and PNAE G-7 codes. While the permissible stress limits for the upper cap, body and nut were not exceeded in both material groups, it was determined that the limits were exceeded for the bolt under different temperature, pressure and bolt pretension load for both materials. The results obtained by finite element analysis showed the performance of the components of the reactor pressure vessel for two different material groups.