Hibrit nano soğutucu akışkan kullanılarak VVER-1000 nükleer reaktörünün termal hidrolik analizi
Thermal hydraulic analysis of VVER-1000 nuclear reactor using  coolant containing hybrid nano particles
Yazar: TUBA SİNECAN TUNÇ
Danışman: PROF. DR. ADEM ACIR ; DR. ÖĞR. ÜYESİ SİNEM UZUN
Gazi Üniversitesi / Fen Bilimleri Enstitüsü / Enerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı
Derece: Yüksek Lisans, 2023
Konu: Nükleer Mühendislik = Nuclear Engineering

Özet:
Bu çalışmada, % 3,7 zenginleştirilmiş uranyum dioksit (UO2) nükleer yakıtlı VVER-1000 nükleer reaktöründe hibrit nanoparçacıklı soğutucu akışkanlar kullanılarak reaktörün termal hidrolik analizi incelenmiştir. Hesaplamalarda reaktör koru homojen olarak ele alınmış ve termal hidrolik analizi COBRA-IV PC kodu ile yapılmıştır. Hesaplamalarda hibrit nanoparçacıklı soğutucu akışkan yapılarının (% 0,1 Al2O3; % 0,1 Al2O3 + % 0,1 MgO; % 0,1 Al2O3 + % 0,2 MgO; % 0,1 Al2O3 + % 0,3 MgO; % 0,1  Al2O3 + % 0,1 ZnO; % 0,1 Al2O3 + % 0,2 ZnO; % 0,1 Al2O3 + % 0,3 ZnO) termal hidrolik analize etkisi incelenmiştir. Yapılan hesaplamalarda kanal boyunca oluşan sıcaklık dağılımı, yoğunluk değişimi, entalpi ve çekirdek-akışkan kaynamasından ayrılma (DNBR-Departure from Nucleate Boiling) oranı araştırılmıştır. % 0,1 Al2O3 soğutuculu reaktör korunda kanal boyunca soğutucunun ulaştığı en yüksek sıcaklık 609,81 K ve en düşük DNBR değeri 3,38 olarak hesaplanmıştır. % 0,1 Al2O3 + % 0,3 MgO soğutuculu reaktör korunda kanal boyunca soğutucunun ulaştığı en yüksek sıcaklık 613,67 K ve en düşük DNBR değeri 2,58 olarak elde edilir iken, % 0,1 Al2O3 + % 0,3 ZnO soğutuculu akışkan için bu değerler 613,67 K ve en düşük DNBR değeri 2,60 olarak hesaplanmıştır. Isı transferinin iyileştirilmesi ve reaktör güvenliği açısından Al2O3 soğutucu içerisinde hibrit parçacık hacminin artmasının avantaj sağladığı görülmüştür.

Abstract:
In this study, thermal hydraulic analysis of the reactor was investigated by using hybrid nanoparticle coolant in the VVER-1000 nuclear reactor with 3,7 % enriched uranium dioxide (UO2) nuclear fuel. In the calculations, the reactor core was considered homogeneously and the thermal hydraulic analysis was done with the COBRA-IV PC code. In the calculations, the effect of hybrid nanoparticle coolant structures (% 0,1 Al2O3; % 0,1 Al2O3 + % 0,1 MgO; % 0,1 Al2O3 + % 0,2 MgO; % 0,1 Al2O3 + % 0,3 MgO; % 0,1  Al2O3 + % 0,1 ZnO; % 0,1 Al2O3 + % 0,2 ZnO; % 0,1 Al2O3 + % 0,3 ZnO) on thermal hydraulic analysis was investigated. In the calculations, the temperature distribution, density change, enthalpy and the Departure from Nucleate Boiling (DNBR) along the channel were investigated. In the reactor core with 0,1% Al2O3 coolant, the highest temperature reached by the coolant along the channel was calculated as 609,81 K and the lowest DNBR value was 3,38. In the reactor core with 0,1 % Al2O3 + 0,3 % MgO coolant, the highest temperature reached by the coolant along the channel was 613,67 K and the lowest DNBR value was 2,58, while these values were 613,67 K and the lowest DNBR value as 2,60 for 0,1 % Al2O3 + 0,3 % ZnO coolant. It has been observed that increasing the volume of hybrid particles in the Al2O3 coolant provides an advantage in terms of enhancement the heat transfer and reactor safety.