Üçgen dizilimli nükleer yakıt demetleri için COBRA-TF kritik ısı akısı modellerinin değerlendirilmesi
Analysis of COBRA-TF critical heat flux models for triangular nuclear fuel assembly pitch
Yazar: ÖZLEM AKTAŞ ÖZÜLÜŞ
Danışman: DOÇ. DR. ŞULE ERGÜN
Hacettepe Üniversitesi / Fen Bilimleri Enstitüsü / Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
Derece: Yüksek Lisans, 2016
Konu: Nükleer Mühendislik = Nuclear Engineering

Özet:
Kritik ısı akısı nükleer santraller için tasarım limitlerinden biridir. Yakıt bütünlüğünü işletme ve kaza durumlarında koruyabilmek için kritik ısı akısı analizleri özellikle Hafif Sulu Reaktörler için önem arz etmektedir. Kritik ısı akısını hesaplayabilmek için çeşitli korelasyonlar ve çeşitli başvuru çizelgeleri geliştirilmiştir. Ayrıca, tasarım limitlerini belirleme ve detaylı analizler yapabilmek için 'En İyi Tahmin Kodları' geliştirilmiş ve kullanılmaktadır. Bu kodlardan biri de alt kanal analizi yapabilen COBRA-TF termal hidrolik kodudur.
Bu çalışmada, Türkiye'ye yapılacak olan VVER tipi santrallerin bir özelliği olan üçgen dizilimli nükleer yakıt demetleri için COBRA-TF termal hidrolik kodunun kritik ısı akısı modellerinin değerlendirmesi yapılmıştır. Bu amaçla, VVER santrallerini modellemek için Kurchatov Enstitüsü'nde kurulmuş olan KS-1 deney tesisinin bilgileri kullanılmıştır. KS-1 deney düzeneği ile daha önceden yapılmış olan kritik ısı akısı deney çalışmalarının verileri elde edilmiştir. Bu deneyler COBRA-TF termal hidrolik kodunda modellenmiş ve kritik ısı akısı değerleri alınmıştır. Bunun yanında, üçgen dizilimli nükleer yakıt demetinde kritik ısı akısı hesaplamak için kullanılan bir başvuru çizelgesi de yine deney verileriyle karşılaştırılmıştır. Ayrıca üçgen dizilimli yakıt demetlerinde kritik ısı akısı hesaplamaları için düzeltme faktörleri de getirilmiştir. Bu düzeltme faktörleri de hem COBRA-TF kodu ile hesaplanan kritik ısı akısı değerlerine, hem de başvuru çizelgesinden bulunan değerlere uygulanmıştır.
COBRA-TF koduyla hesaplanan kritik ısı akısı değerleri deneylerde ölçülen kritik ısı akısı değerlerinden düşük kütle akısına sahip deneyler haricinde büyük çıkmıştır. Bu COBRA-TF kodunun üçgen dizilimli nükleer yakıt demetleri için kritik ısı akısı hesaplamaları için özellikle yüksek kütle akılarında uygun olmadığını göstermektedir. Uygulanan düzeltme faktörleri ise kritik ısı akısı değerlerini, deneyler ile ölçülen kritik ısı akısı değerlerinden oldukça uzaklaştırmaktadır. Sadece düşük kütle akısına sahip deneyler için iyileştirmeler yapmaktadır. 
Başvuru çizelgesinden alınan kritik ısı akısı değerleri ise deneylerde hesaplanan kritik ısı akısı değerlerinden düşük kütle akısına sahip deneyler haricinde oldukça küçük çıkmıştır. Bu durum,  termal tasarım limiti olan kritik ısı akısı için uygun bulunan ve güvenlik açısından istenilen bir durumdur. Uygulanan düzeltme faktörleri ise başvuru çizelgesi için düşük kütle akılı deneyler hariç oldukça işe yaramıştır. 
Sonuç olarak yüksek kütle akılı durumlarda kritik ısı akısı hesaplamaları için başvuru çizelgesinin, düşük ısı akılı durumlarda ise COBRA-TF kodunun kullanılması önerilmektedir. COBRA-TF için düzeltme faktörlerinin kullanılması düşük kütle akılı durumlar hariç önerilmemektedir. Başvuru çizelgesinde ise düşük kütle akılı durumlar haricinde düzeltme faktörlerinin uygulanması önerilmektedir.

Abstract:
Critical heat flux is one of the thermal design limits for nuclear reactors. In order to prevent fuel failure in normal operations or in transients, determining critical heat flux safety limit has high importance. Therefore, correlations and look-up tables have been developed to calculate the critical heat flux. COBRA-TF that is used for sub-channel analysis  is one of the 'Best Estimate Codes' which is used to identify design limits of the nuclear reactors is selected as the calculation tool for this study to model critical heat flux.
In this thesis, critical heat flux models of COBRA-TF thermal/hydraulic code for triangular nuclear fuel assembly pitch that is characteristics of VVER type that will be constructed in Turkey are used for simulations. System parameters and experimental data of KS-1 test facility, that is single loop model of the VVER primary system located in Kurchatov Institute are used in this thesis. The data for the test facility and experimental results are obtained from a study that involves RELAP5/MOD3.2 assessment using critical heat flux experimental data of KS-1.  There is also another study used, in which there is a look-up table for triangular nuclear fuel assembly pitch. In the mentioned study there are also some correction factors for triangular pitch. 
In this thesis, critical heat flux experiments of KS-1 test facility is modeled by using COBRA-TF code. CHF values of COBRA-TF is generally higher than the experimental results. It means that using COBRA-TF code to calculate CHF for triangular nuclear fuel assembly is not appropriate. For low flow mass flux experiments, COBRA-TF results are lower than the experimental results. Correction factors do not work well for high mass fluxes, even though in low mass fluxes they help improving the results.
Critical heat flux values that are taken from look-up table are lower than experimental results. Regarding the critical heat flux as a thermal design limit these results are applicable. Using look-up table to determine critical heat flux for triangular pitch is recommended except for low mass flux cases. Correction factors work generally well for look-up table except  for low mass flux cases as well.
Consequently, for triangular nuclear fuel assembly pitch, COBRA-TF critical heat flux models are recommended for low mass flux, look-up table is recommended for high mass flux cases. Using correction factors except low mass flux cases is not suggested for COBRA-TF. For look-up table except low mass flux cases using correction factors is recommended.