Kendinden ısıtmalı çakıl yataklı nükleer reaktör deneylerinin openfoam kodu ile cebri konveksiyon ısı transfer analizleri
Forced convection heat transfer analyzes of self-heating pebble bed nuclear reactor experiments with openfoam code
Yazar: EYYÜB POLAT
Danışman: DR. ÖĞR. ÜYESİ ALİ TİFTİKÇİ
Sinop Üniversitesi / Lisansüstü Eğitim Enstitüsü / Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
Derece: Yüksek Lisans, 2023
Konu: Nükleer Mühendislik = Nuclear Engineering

Özet:
Yeni nesil nükleer reaktörlerden olan Çok Yüksek Sıcaklık Reaktörü (VHTR), yakıt elemanı cinsine göre çakıl yatağı düzeninde olabilir. Bu tipteki reaktörün yakıtı eş boyutlu kürelerdir ve reaktör koruna belli bir düzen olmaksızın yerleştirilmektedir. Reaktör, bu küreler arasında ki gözeneklerden geçen soğutucu ile ısı transferi yapabilmektedir. Korda üretilen ısıyı uzaklaştırma olayı, nükleer reaktörlerin önemli bir güvenlik sorunudur. Bu nedenle reaktör ısı transfer parametrelerinin detaylı bit şekilde, deneysel ve sayısal olarak araştırılması gerekmektedir. Literatürde, çakıl yataklı sistemler için çeşitli düzenekler kurulup veya simülasyonlar yapılıp ısı transfer verilerinin özellikleri karşılaştırılmıştır. Bu ısı transfer olaylarını tahmin etmek için teorik modeller ve yarı deneysel formüller geliştirilmiştir. Bu etkileri araştırmak, doğruluğunu saptamak için çakıl yatağı yapısını karakterize edecek verilere ihtiyaç vardır.  Bu nedenle bu çalışmanın odak noktası, akışkanlar mekaniği alanında güncel olarak kullanılmakta olan bir açık kaynak kodu, OpenFOAM ile çakıl yataklı nükleer reaktör sistemlerinde ısıl akış modellemelerinin cebri konveksiyon benzeşimleri ile deneysel verilerin karşılaştırılması amaçlanmıştır. Bu tez kapsamında, TÜBİTAK - NRF (Güney Kore) İkili İşbirliği Projesi olarak yürütülen deneysel ve sayısal (simülasyon) çalışmalarında d=0,004 m, d=0,010 m küre çapları ve H/d (5,10 ve 20) oranlarında; sıcaklık, hız, türbülans kinetik enerji dağılımları ve Nusselt sayıları için cebri konveksiyon ile ısı transferi hesaplamaları gerçekleştirilmiştir. Sonuçlar, G. Kore tarafınca yapılan deneysel cebri konveksiyon sonuçları ile karşılaştırılmıştır.

Abstract:
The Very High-Temperature Reactor (VHTR), which is one of the new generation nuclear reactors, can be in a packed bed arrangement depending on the type of fuel elements. The fuel of this type of reactor is spheres of the same size and are placed in the reactor core in no particular order. The reactor can transfer heat with the coolant passing through the pores between these spheres. The phenomenon of removing the heat produced in the core is an important safety issue of nuclear reactors. For this reason, reactor heat transfer parameters should be investigated in detail, experimentally, and numerically. In the literature, various mechanisms have been set up or simulations have been made for packed bed systems and the properties of the heat transfer data have been compared. Theoretical models and quasi-experimental formulas have been developed to predict these heat transfer phenomena. To investigate these effects and to determine their accuracy, data to characterize the packed bed structure are needed. Therefore, the focus of this study is to compare the forced convection simulations of thermal flow modeling pebble bed nuclear reactor systems with experimental data with OpenFOAM, an open-source code currently used in the field of fluid mechanics. Within the scope of this thesis, in experimental and numerical (simulation) studies carried out as a TÜBİTAK - NRF (South Korea) Bilateral Cooperation Project, sphere diameters of d=0.004 m, d=0.010 m and H/d (5.10 and 20) ratios; heat transfer calculations with forced convection were performed for temperature, velocity, turbulent kinetic energy distributions, and Nusselt numbers. The results were compared with the results of experimental forced convection by South Korea.