Neutronics and sub-channel thermal-hydraulics analysis of the Iranian VVER-1000 fuel bundle

Faghihi, F.; Mirvakili, Seyed Mohammad; Safaei, S.; Bagheri, Somayeh

doi:10.1016/j.pnucene.2015.10.020

Cited by 22 publications

(4 citation statements)

References 9 publications

Supporting

Mentioning

Contrasting

Unclassified

Order By: Relevance

“…Her iki yakıt elemanının radyal görüntüsü Şekil 2'de verilmiştir. VVER-1000 reaktör tasarımda ise reaktör çekirdeğinde 163 tane yakıt demeti ve her bir yakıt demetinde 312 tane yakıt çubuğu bulunmaktadır [73,74].…”

Section: şEkil 1 Vver-1200 çEkirdek Geometrisinin Radyal Görüntüsü [69]unclassified

VVER-1200 Reaktörünün Yapısı ve İşleyişi Üzerine Çalışma

Özden¹,

Aközcan²

2022

JCHAR

View full text Add to dashboard Cite

Son yıllarda ülkelerin hızlı sanayileşmesine ve dünya nüfusunun hızla artmasına paralel olarak artan enerji ihtiyacı her geçen gün daha da büyük bir sorun haline gelmiştir. Ülkeler bu ihtiyaçları karşılamak için farklı enerji kaynakları kullanmaya yönelmişlerdir. Nükleer enerji ve kullanımı birçok araştırmaya konu olmuştur. Nükleer santral, bir veya daha fazla sayıda nükleer reaktörün yakıt olarak radyoaktif maddeleri kullanarak ısı enerjisi bu enerjiden de elektrik enerjisinin üretildiği tesistir. VVER, ısı transferi ve moderatör olarak suyu kullanan dünyadaki en yaygın tip reaktörlerden biridir. VVER, esas olarak Rusya'da geliştirilen bir çeşit basınçlı su reaktörü (PWR) tasarımıdır. Sonuç olarak, mevcut çalışmanın amacı, VVER-1200 reaktörünü tüm yönleriyle anlatmak ve analiz etmektir.

show abstract

Section: şEkil 1 Vver-1200 çEkirdek Geometrisinin Radyal Görüntüsü [69]unclassified

VVER-1200 Reaktörünün Yapısı ve İşleyişi Üzerine Çalışma

Özden¹,

Aközcan²

2022

JCHAR

View full text Add to dashboard Cite

show abstract

“…farklı yakıt bileşimi ve düzeni için VVER 1000 nükleer reaktörünün yakıt demetini MCNP5 kodu yardımıyla modellemiş ve kritiklik ve bağıl güç yoğunluk dağılımları irdelenmiştir [9]. Ayrıca, nötronik performans analizlerinden elde edilen sonuçları kullanarak VVER 1000 nükleer reaktörünü termal hidrolik açıdan inceleyen ve farklı tip çözümleme kodları (COBRA, ZEBRA vs.) kullanan birçok çalışma literatürde yer almaktadır [10][11][12]. Faghihi ve ark., COBRA kodunu kullanarak VVER-1000 reaktörü için termal analizler yapmışlardır.…”

Section: Gi̇ri̇ş (Introduction)unclassified

“…Güç dağılımları ve diğer gerekli faktörleri MCNP5 kodu ile elde etmişlerdir. Maksimum ve ortalama yakıt sıcaklığı, entalpi, soğutucu sıcaklığı ve yoğunluğu gibi termal değerleri elde etmişlerdir [10] MCNP5 nükleer kodu aracılığıyla yanma başlangıcında YD1 ve YD2 için elde edilen bağıl güç yoğunluk değerleri ve diğer reaktör verileri kullanılarak COBRA-IV PC termal analiz kodu için girdi dosyası hazırlanmış ve reaktör için önem arz eden soğutucu akışkan sıcaklığı, zarf sıcaklığı, yakıt merkez sıcaklığı ve benzeri değerler elde edilmiştir. Şekil 9'da iki farklı yakıt düzeni için en sıcak kanalda hareket eden soğutucu akışkanın sıcaklık değişimi görülmektedir.…”

Section: Gi̇ri̇ş (Introduction)unclassified

UGD ve MOX Yakıtı Kullanılarak VVER-1000 Nükleer Reaktöründe Nötronik Ve Termal Performansın İncelenmesi

2021

View full text Add to dashboard Cite

Nükleer güç reaktörlerinin güvenlik ve tasarım özellikleri incelenirken nötronik karakteristiklerinin yanı sıra termal performansları da önemlidir. Bu çalışmada, iki farklı yakıt demeti düzenine sahip VVER-1000 reaktörünün nötronik ve termal performansları incelenmiştir. YD1 ve YD2 olarak isimlendirilen bu yakıt demeti düzenleri sırasıyla %3,7 zenginlikli LEU ve %3,6 zenginlikli LEU ile %4 Gd2O3Uranyum-Gadolinyum (UGD) bileşimi ve %2, %3, %4,2 Pu ve %3,6 zenginlikli LEU ile %4 Gd2O3 içeren (MOX) yakıt bileşiminden meydana gelmektedir. UGD ve MOXGD yakıt kullanımının kritiklik ve yanma sonunda yakıt bileşimi değişimleri üzerine etkileri MCNP5 ve MONTEBURNS2.0 nükleer kodu yardımıyla incelenirken COBRA-IV PC termal analiz kodu yardımıyla sıcak kanal boyunca soğutucu akışkana ait sıcaklık ve entalpi değişimleri irdelenmiştir. Bu çalışmadan elde edilen sonuçlar literatürde yer alan benzer çalışmalarla karşılaştırılmış ve ulaşılan bulguların literatürle uyum içerisinde olduğu görülmüştür.

show abstract

“…Maksimum ve ortalama yakıt sıcaklığı, entalpi, soğutucu sıcaklığı ve yoğunluğu, soğutucu kütle akış hızı ve basınç düşüşü farklı modeller kullanılarak hesaplanmıştır. Eşleştirilmiş nötronik-termal hidrolik hesaplarına dayalı olarak belirlenen en çok derecelendirilmiş kanalın (en sıcak alt kanal) termalhidrolik hesaplamaları araştırılmış ve en sıcak alt kanalın sıcaklık, entalpi, kritik ısı ve MDNBR değerleri bulunmuştur[16].…”

unclassified