15
Archived Theses
0
DOIs Assigned
0%
DOI Rate
Discipline
Kendinden ısıtmalı çakıl yataklı nükleer reaktör deneylerinin openfoam kodu ile doğal taşınım ısı transfer analizleri
Bu çalışmada, çakıl yatak geometrisinde doğal taşınım akışı sayısal olarak modellemek için sonlu hacim yöntemi kullanılmıştır. TÜBİTAK ve Güney Kore (NRF) ikili işbirliği projesinde yapılan çakıl yatak geometrisinde doğal taşınım deneylerinin, OpenFOAM v2112 kodu kullanılarak sayısal analizi yapılmıştır. Rastgele yerleştirilmiş kürelerden oluşan karmaşık çakıl yatak geometrisinin örgü yapısı başarıyla oluşturulmuştur. Kürelerin çapları (d) 0,004; 0,006 ve 0,01 m ve ilişkili Rayleigh sayıları sırasıyla 5,43e+06; 1,83e+07 ve 8,48e+07'dir. Simülasyonlarda H/d=5, 10 ve 20 çakıl yatak yükseklikleri kullanılmıştır. Çakıl yataktaki küreler için doğal taşınım akışının OpenFOAM simülasyon sonuçları ile deneysel sonuçlar karşılaştırılarak, hız dağılımlarının ve Nusselt değerlerinin iyi bir uyum içinde olduğu gösterilmiştir. Ek olarak, çakıl yatak geometrisindeki hız ve sıcaklık dağılımlarından, kürelerin yakınındaki düşük hız alanlarında büyük bir sıcaklık artışı ve orta ve üst yüksekliklerde küçük bir hız artışı olduğu gösterilmiştir. Çakıl yatağı geometrisinin yüksekliğinin ve buna bağlı olarak içindeki kürelerin miktarının artmasının akışı karmaşıklaştırdığı ve ayrıca yerel sıcak noktalar oluşturduğu gösterilmiştir. Deneysel çalışma sonucunda elde edilen Nusselt Sayısı korelasyonu, OpenFOAM sonuçları ile doğrulanmıştır. Bu çalışmanın önemi, tüm çakıl yataklardaki doğal taşınım akışını değerlendirmek için sonlu hacim yöntemini kullanması ve önemli sayıda küre kullanarak simüle edilmesidir. Bu iki faktör, bu çalışmanın orijinalliğine katkıda bulunmuştur.
Kendinden ısıtmalı çakıl yataklı nükleer reaktör deneylerinin openfoam kodu ile cebri konveksiyon ısı transfer analizleri
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.
ABS filamentinin gama ve nötron radyasyonu zırhlama kabiliyetinin araştırılması ve geliştirilmesi
Radiation is a fundamental safety concern for nearly all nuclear applications, requiring careful control to protect living organisms and surrounding materials. In this context, radi-ation shielding materials have been researched and utilized in nuclear technologies. Mate-rial selection must be based on the radiation's application, type, and energy. Polymer mate-rials are preferred for radiation protection applications due to their superior properties such as chemical inertness, durability, flexibility, strength, and cost-effectiveness. In this thesis, the gamma and neutron shielding properties of ABS (Acrylonitrile Butadiene Styrene) thermoplastics commonly used in 3D printing have been comprehensively investigated through enrichment with Er2O3 and Gd2O3 additives. Employing a versatile approach encompassing experimental, theoretical, and simulation methods, the efficacy of these modified thermoplastics in attenuating gamma and neutron radiation has been studied across different material thicknesses and radiation energies. Furthermore, the microstruc-tures of the produced materials have been examined to ensure structural integrity. The re-search includes a comparative analysis of two different production methods: casting and 3D printing. The manufactured samples were systematically labeled based on the produc-tion technique and the nano-oxide compounds they contained. Various radioactive point sources were utilized to measure gamma radiation attenuation, and the HPGe detector sys-tem, along with theoretical tools like XCOM and EpiXS, as well as simulations such as FLUKA and GEANT4, were employed. Simultaneously, neutron attenuation properties were evaluated through theoretical calculations and FLUUKA and GEANT4 simulations. SEM/EDS analysis was conducted to examine microstructures, and TGA analysis was per-formed for thermal characterization, ultimately determining the optimal shielding material for each sample. Through rigorous analysis and evaluations, this thesis contributes to the development and optimization of radiation shielding materials, particularly for applications requiring customization and complex structures, such as those produced using 3D printing technology.
PLA filamentinin gama ve nötron radyasyonu zırhlama kabiliyetinin araştırılması ve geliştirilmesi
Radyasyon, birçok uygulamada avantajlı olsa da, insanlar ve çevre için risk oluşturmakta ve kurşun gibi koruyucu malzemelerin kullanılmasını gerektirmektedir. Bu tez çalışmasında, 3D yazıcılarda kullanılan Polilaktik Asit (PLA) filamentinin gama ve nötron radyasyonuna karşı alternatif bir zırh malzemesi olarak kullanım potansiyeli araştırılmıştır. PLA'nın, Er2O3 ve Gd2O3 metal tozları ile farklı oranlarda (%5, %10 ve %20) katkılanması sonrasında çeşitli gama radyasyon kaynakları kullanılarak radyasyon zırhlama kabiliyetleri incelenmiştir. Katkılı kompozitlerin yapısı ve homojenliği SEM ve EDS kullanılarak analiz edilmiştir. Lineer zayıflama katsayısı ve yarı değer kalınlığı gibi çeşitli parametreler hem deneysel olarak hem de GEANT4 ve FLUKA simülasyon programları aracılığıyla hesaplanmıştır. Bulgular, %20 Gd2O3 katkılı PLA'nın özellikle düşük enerjilerde üstün gama radyasyonu zırhlama kabiliyetine sahip olduğunu göstermektedir. Ayrıca nötron radyasyonuna karşı PLA filamentinin zırhlama kabiliyetinin söz konusu metal tozları ile katkılandığında azaldığı tespit edilmiştir. GEANT4 ve FLUKA ile gerçekleştirilen hesaplamalar neticesinde elde edilen bulgular da katkılamanın numunelerin hızlı nötronlara karşı gösterdiği zırhlama etkinliğini artırmadığını doğrulamaktadır.
Çift akışkanlı reaktörlerin nötronik analizi
Bu çalışmanın amacı, Çift Akışkanlı Reaktör (DFR) tasarımları olan DFRs ve DFRm konseptlerinde farklı yakıt ve malzemeler kullanılarak reaktörlerin nötronik davranışlarını incelemektir. Bu amaçla, DFRs konsepti için ThCl4-PuCl3 ve NaCl-ThCl4-PuCl3 yakıt tuzları önerilmiş, ayrıca (silisyum karbür) SiC yakıt tüpü geometrisi değiştirilmiş ve reaktörde (itriyum hidrat) YH1,85 ve (magnezyom oksit-berilyum oksit) MgO-BeO malzemeleri varlığında reaktörün nötronik davranışları analiz edilmiştir. Yakıt tüpüne 0,05 cm kalınlıkta YH1,85 eklenerek termal DFRs reaktörü elde edilmiştir. Burada önerilen yakıtların ömrünü artırmak ve yakıt yeniden işleme sürecini basitleştirmek amacıyla ThCl4-PuCl3 blanketi önerilmiştir. Sonuçlar, ThCl4-PuCl3 blanketinin yakıt ömrünü uzattığını ve pozitif sıcaklık katsayılarına ulaşıldığını göstermiştir. Bu blanketin yakıt ömrü üzerindeki etkisi göz önüne alınarak, gelecekte negatif sıcaklık katsayısına sahip kompozisyonlar optimize edilebilir. DFRm konseptinde ise, U-Cr yerine daha düşük erime sıcaklığına sahip U-Mn ve U-Fe yakıtları önerilmiştir. Sonuç olarak U-Mn yakıtı U-Cr yakıtı ile çok benzer davranış sergilemiştir. Böylece U-Mn yakıtı kullanarak DFRm reaktörünün çalışma sıcaklık aralığı genişletilerek U-Cr yakıtında elde edilen yakıt ömrüne ulaşılmıştır. U-Fe yakıt ise düşük fisil içeriği ile daha kısa yakıt döngüsü ömrü sağlasa da sıcaklık katsayılarının negatif olması sayesinde referans DFRm için potansiyel bir aday olarak değerlendirilmiştir. Bunlara ek olarak DFRm'de SiC malzemesi yerine MgO-BeO seramik yavaşlatıcı malzemesinin davranışları incelenmiştir. MgO BeO, nötronik açıdan SiC ile çok benzer davranış gösterse de U-Fe yakıtı kullanıldığı durumda yavaşlatıcı katsayısı YDB'de pozitif elde edilmiştir. MgO-BeO malzemesinin termal iletkenlik katsayısının SiC'dan düşük olması da göz önünde bulundurulduğunda her iki yakıt için yakıt tüpü olarak SiC kullanılması önerilmektedir. Sonuç olarak, DFRm konsepti yüksek güç yoğunluğu, uzun yakıt ömrü ve kompakt yapısıyla mikro reaktör tasarımı için umut vaat etmektedir. Elde edilen bulgular, yakıt ve blanket kompozisyonlarının optimizasyonu için temel sağlayabilir.
Ergimiş tuz reaktörlerinde (MSR) risk analizleri
Bu çalışmada ergimiş tuz reaktörleri için olasılığa dayalı risk analizi yöntemi kullanılarak güvenilirlik değerlendirmesi yapılmıştır. Yakıt tuzu tahliye sistemi, atık ısı uzaklaştırma sistemi ve off-gaz sistemleri şematik olarak gösterilerek güvenilirlik değerleri hesaplanmıştır. Hesaplamalarda kullanılan bileşen güvenilirlikleri ticari olarak kullanılan reaktör türlerindeki benzer yapı ve göreve sahip bileşenlerden elde edilmiştir. Her bir sistem için hata ağacı analizi yapılarak güvenilirlikler hesaplanmıştır. Yakıt tuzu tahliye sistemi için güvenilirlik değeri 0,9487 olarak bulunmuştur. Atık ısı giderme sistemi için güvenilirlik 0,8731 olarak bulunmuştur. Off-gaz sistemi için güvenilirlik 0,7833 olarak elde edilmiştir. Reaktörün muhafaza sistemleri için güvenilirlikler literatürdeki benzer zırhlama bariyerlerinden elde edilmiş ve sırasıyla birincil muhafaza bariyeri için 0,9999, ikincil muhafaza bariyeri için 0,9999 ve reaktör binası için 0,999999 olarak bulunmuştur. Tüm sistemler için elde edilen güvenilirlik değerleri kaynar su reaktörlerinde bulunan güvenlik sistemlerinin güvenilirlik değerleri ile karşılaştırıldığında yakıt tuzu tahliye sistemi, birincil muhafaza bariyeri, ikincil muhafaza bariyeri ve reaktör binası için hesaplanan güvenilirlik değerlerinin kaynar su reaktörü güvenlik sistemi değerlerine yakın ve makul değerlerde olduğu görülmüştür. Atık ısı giderme sistemi ve off-gaz sistemi için hesaplanan güvenilirlik değerlerinin kaynar su reaktörlerinin güvenlik sistemi değerlerine göre düşük olduğu görülmüştür. Pompa kazası ve fisyon ürünü salınımı başlangıç olayları için olay ağacı analizi yapılmıştır. Pompa kazasına karşı başarı oranı 0,9999 olarak bulunmuştur. Fisyon ürünü salınımına karşı başarı oranı 0,9999 olarak elde edilmiştir. Ergimiş tuz reaktörleri için güvenlik sistemi tasarımlarının geliştirilmesi gerektiği görülmüştür. Kaza durumunda reaktörün korunmasının derinliğine savunma prensibine uygun olarak art arda eklenen sistemler ile sağlandığı görülmektedir.
Seramik boya katkılı PLA polimerlerinin radyasyon etkileşim ve yapı analizleri
Radyasyon zırhlama uygulamaları, radyasyon teknolojisinin kullanıldığı tüm alanlarda temel bir gereksinim olarak karşımıza çıkmaktadır. Bu tezde, 3D yazıcılarda yaygın olarak kullanılan Polilaktik Asit (PLA) polimerine Cr₂O₃ ve Sb₂O₃ esaslı seramik toz boyaların ilave edilmesiyle elde edilen kompozitlerin, gama ve nötron radyasyonuna karşı zırh malzemesi olarak kullanılabilirliğinin araştırılması amaçlanmıştır. Polimer malzeme içerisine seçilen seramik boyaların eklenmesinin yanı sıra, saf PLA'dan elde edilen numunelerin dış yüzeyleri de belirtilen seramik boyalar kullanılarak Dip (Dalma) yöntemiyle kaplanmıştır. İlk olarak, katkılı ve kaplanmış polimer kompozitlerin morfolojisi ve özellikleri SEM analizi ile değerlendirilmiştir. SEM analizleriyle numune üretiminin başarılı olduğu doğrulandıktan sonra, gama radyasyonu zırhlama performansını değerlendirmek amacıyla, numuneler için lineer azaltma katsayısı ve yarı kalınlık değerini içeren bazı parametreler hem deneysel yöntemlerle hem de GEANT4 simülasyon programı kullanılarak belirlenmiştir. Elde edilen bulgular, teorik hesaplama programı WinXCOM ile desteklenmiştir. %10 Sb₂O₃ içeren PLA'nın özellikle düşük enerjilerde gama radyasyonuna karşı diğer numunelere kıyasla daha etkili bir koruma sağladığı tespit edilmiştir. Üretilen numunelerin nötron zırhlama kabiliyetleri ise hızlı nötron uzaklaştırma tesir kesiti hesaplanarak teorik yöntemle değerlendirilmiş, ayrıca GEANT4 simülasyon programı kullanılarak numuneler içinden geçen nötron sayıları simüle edilmiştir. Nötron radyasyonu zırhlama hesaplarında, GEANT4 programı yardımıyla oluşan ikincil radyasyonlar ve radyasyon hasarı da dikkate alınmıştır. Bulgular, ticari olarak kullanılan seramik boyaların PLA polimerinin hızlı nötron zırhlama kabiliyetini artırdığını ortaya koymuştur.
Sonlu hacimler yöntemi ile nötron difüzyon çözücüsü geliştirilmesi
Bu tezde, iki gruplu nötron difüzyon denklemlerinin üç boyutlu reaktör geometrileri üzerinde sonlu hacimler yöntemiyle (SHY) çözülebilmesi için Python 3.9.4 tabanlı, modüler ve açık kaynak kodlu bir hesaplama aracı geliştirilmiştir. Çalışmanın özgün katkısı, karmaşık geometrilerde dahi otomatik olarak Serpent kodu ile grup tesir kesitleri üretebilen; bu kesitleri okuyan, SHY katsayı matrisini oluşturan ve öz değer-öz vektör problemini bellek verimli biçimde çözen bütünleşik bir iş akışı sunmasıdır. Girdi aşamasında, kullanıcı SALOME veya OpenFOAM/snappyHexMesh ile oluşturulan .vtk biçimindeki ağ dosyasını programa yükler. Yazılım, her hücre için kübik sınır yüzeyleri tanımlayarak Serpent'in surf, cell ve gcu kartlarını otomatik üretir; böylece her hücre ayrı bir "boş evren" olarak kurgulanır ve yerel grup tesir kesitleri elde edilir. Serpent'in oluşturduğu grup tesir kesitli ".m" çıktıları, yalnızca gerekli değişkenleri içerecek şekilde JSON formatına dönüştürülerek bellek kullanımı en aza indirilir. JSON verileri ve ağ geometrisi kullanılarak difüzyon, soğrulma, saçılma ve fisyon katsayıları hesaplanır; yönlü komşuluk bilgileriyle birleştirilip seyrek blok matris yapısı kurulur. Oluşturulan genelleştirilmiş öz değer problemi, SciPy'nin LU ayrıştırması ve Arnoldi tabanlı "eigs" çözücüsüyle çözümlenerek sistemin etkin çoğalma katsayısı keff ve grup bazlı nötron akısı dağılımları elde edilir. Çözüm vektörleri PyVista aracılığıyla yeniden ".vtk" dosyasına yazılarak Paraview gibi görselleştirme ortamlarında doğrudan incelenebilir hale getirilir. Geliştirilen yöntem, eşdeğer Monte Carlo analizlerine kıyasla birkaç mertebe daha kısa sürede sonuç üretmekte ve elde edilen hücre-bazlı güç dağılımları termal-hidrolik kodlarla eşleştirilerek çoklu fizik çalışmalarına zemin hazırlamaktadır. Böylece reaktör koru tasarım ve analiz süreçlerinde hızlı, esnek ve genişletilebilir bir hesaplama altyapısı sağlanmıştır. Doğrulama için öncelikle birkaç basit geometri test edilmiş ve sonrasında Yüksek Sıcaklıklı Test Reaktörü (HTTR) analizi ile karşılaştırma yapılmıştır. Sonuçlar geliştirilen hesaplama aracının kabul edilebilir sonuçlar verdiğini ortaya koymuştur.
Hızlı ergimiş tuz reaktörü için duyarlılık ve belirsizlik analizi
Bu çalışmada, MSFR (Hızlı Ergimiş Tuz Reaktörü) sisteminde, farklı kompozisyonlardaki yakıt türleri kullanılarak geri besleme parametrelerinin etkin çoğaltma katsayısı (k-eff) değeri üzerindeki etkisi, geri besleme parametrelerinin k-eff üzerindeki etkilerini ve bu parametrelerin belirsizliğe kümülatif katkısının hesaplanması amaçlanmaktadır. Literatürde MSFR için, duyarlılık ve belirsizlik analizine dair kapsamlı bir çalışmaya henüz rastlanılmaması güçlü bir motivasyon olup, nötronik analizler için gelişmiş bir kod sistemi olan SCALE 6.2 (Lisans Değerlendirmesi için Standartlaştırılmış Bilgisayar Analizleri) kodu kullanılarak, duyarlılık ve belirsizlik analizi sonuçlarına ulaşmayı ve bu sayede literatüre katkısının olması hedeflenmektedir. Duyarlılık ve belirsizlik analizi'nde, SCALE kodu içerisinde bulunan TSUNAMI-3D (Tools for Sensitivity and Uncertainty Analysis Methodology Implementation) modülü kullanılmaktadır.İlgili modülde analizi yapılması amaçlanan nükleer reaktör sistemine dair bilgiler (kompoziyon değerleri, geometrik detaylar)tanımlanmasının ardından, enerjiye bağlı tesir kesiti kütüphanesi ve SAMS (Sensitivity Analysis Module for SCALE) kod satırları eklenir. Simülasyonun aktif edilmesinin ardından duyarlılık katsayıları be belirsizlik ölçüm değerleri elde edilir. Bu çalışma sonucunda, kullanılan tüm yakıtlar için pozitif duyarlılık katsayılarında (nubar) değeri ve (fisyon) reaksiyonları, negative duyarlılık katsayılarında ise (n,gamma) reaksiyonlarının baskın olduğu görülmektedir.Ayrıca, 7 yakıt türü için yüzdece belirsizlik açısında, Yakıt fisil malzeme türünün ve kompozisyon farklılığının belirsizlik ölçümünde kritik öneme sahip olduğu tespit edilmiştir. Bu çalışmanın özgün değeri Literatürde mevcut olan 7 yakıt kompozisyonu için duyarlılık ve belirsizlik analizine ek olarak,MSFR tasarım geometrisine yerleştirilen ve kritik altı ve kritik üstü keff değerlerinde bulunan yakit türlerinde Li-Cl tuzlarında doğal ve zenginleştirilmiş durumları için analizler yapılmış olup, her iki kritiklik değeri için hem keff değerinde belirgin artış göstermesi hem de belirsizlik yüzdesini azaltması nedeniyle zenginleştirilmiş Cl'un iyi bir alternatif olduğu belirlenmiştir. Buna ek olarak tüm yakıtlar için belirsizlik ölçümü yapıldığında 252 gruplu nükleer veri kütüphanesi en güvenilir kütüphane olarak sonuçlanmıştır.
Kaynar su reaktörü kullanılmış yakıt depolama havuzunda akış kaybı kazası analizi
Mart 2011‟de Japonya, tarihinin en büyük doğal felaketi ile karşı karşıya kalmıştır. Richter ölçeğine göre 8,9 şiddetindeki büyük depremi yüksekliği 10 – 15 metreye ulaşan yıkıcı bir tsunami izlemiştir. Japonya‟da meydana gelen bu deprem ve tsunami felaketi sonucunda Fukushima Daiichi Nükleer Santrali‟nde INES – 7 ölçeğinde bir kaza yaşanmıştır. Deprem anında santralin 4. Ünitesinde yapılan rutin bakımdan dolayı reaktör korunda yakıt bulunmamakta olup, deprem ve tsunamiyle acil durum dizel jeneratörlerinin işlevini kaybetmesinden yaklaşık 4 gün sonra meydana gelen patlamayla birlikte gözler 4. Ünitenin kullanılmış yakıt depolama havuzuna çevrilmiştir. u çalışmada kullanılmış yakıt depolama havuzunda meydana gelen LOFA kazası, normal çalışma koşullarında veya kaza durumunda reaktör sistemlerinin davranışını analiz etmek üzere tasarlanmış olan RELAP5/SCDAP yazılımıyla modellenmiş olup; havuzda bulunan yakıtların bozunma ısısından kaynaklı soğutucuda meydana gelen sıcaklık artışı, buharlaşma ve yakıtların açığa çıkma süreci incelenmiştir.
1x3 düzenindeki ayıraçlı bir yakıt demetinde akışın türbülans karakteristiklerinin hesaplamalı akışkanlar dinamiği metoduyla incelenmesi
Nükleer reaktör analizlerinde, yakıt ayraçlarının akış üzerindeki etkilerinin anlaşılması, reaktörün termal-hidrolik performansının belirlenmesi ve güvenilir koşullar altında çalıştığının doğrulanabilmesinde önemli bir yere sahiptir. Akışın fiziğini yansıtacak Hesaplamalı Akışkanlar Dinamiği (HAD) yöntemleri, reaktör analizlerde güvenilir sonuçlar vermektedir. Bu çalışmada, 1 x 3 düzeninde destek ayraç yapısına sahip yakıt demetlerinde gerçekleşen akışta, destek ayraçların kanatçık yapısından bağımsız olarak akış üzerindeki etkisi HAD yöntemi ile incelenmiştir ve akışın fiziğini yansıtacak en uygun türbülans modeli belirlenmiştir. Basınçlı su reaktör koru içerisindeki tek fazlı akışın dikkate alındığı çalışmada, benzetim sonuçlarını doğrulamak amacıyla Penn State Üniversitesi Akış Laboratuvarı'nda bulunan deney düzeneği üzerinde gerçekleştirilen çalışmalar referans alınmıştır [1]. Çalışmada ilk aşamada en uygun türde ve yoğunluktaki örgü yapısının belirlenmesi amacıyla dörtyüzlü, melez ve çokyüzlü örgü yapılarında hazırlanmış modeller, k-ε Standart ve RSM LPS türbülans modelleri kullanılarak, incelenmiştir. İkinci aşamada, belirlenen en uygun örgü yapısında çalışmada kullanılan bütün türbülans modellerini içerecek bir karşılaştırma gerçekleştirilmiştir. Karşılaştırmalarda yakıt ayracı öncesi ve sonrasında –3dh, +3dh ve +40dh konumlarında, kanal merkezlerindeki hız dağılımı, düzlem üzerindeki hız ve türbülans şiddeti dağılımı incelenmiştir ve deneysel verilerle kıyaslaması yapılmıştır. Çalışma sonuçları, örgü tipinin hesaplamalar üzerindeki etkilerini ortaya koymaktadır nitekim, en çok yapılandırılmış hücreye sahip olan melez örgü diğerlerine kıyasla daha iyi performans sergilemiştir. Kanal merkez hızlarına ait nümerik ve deneysel sonuçların karşılaştırılması, bütün türbülans modellerinde genel anlamda bir uyum olduğunu gösterirken, karmaşık modeller ve istisnai olarak k-ε RNG diğer modellerden göre daha iyi sonuçlar vermiştir. Bu çalışma sonucunda, destek yakıt ayracında meydana gelen akış incelenmiş ve akışın fiziğini yansıtan en uygun türbülans modeli belirlenmiştir.
Nükleer güç santrallerinde ağır kazalar için 3+ seviye olasılıklı güvenlik analizi yönteminin geliştirilmesi ve akkuyu nükleer güç santrali için uygulanması
Bu tezin amacı nükleer güç santralleri için 3+ Seviye Olasılıklı Güvenlik Analizi (OGA) yönteminin geliştirilmesi ve geliştirilen yöntemin Mersin'de kurulacak olan Akkuyu Nükleer Güç Santrali (NGS)'ne uygulanmasıdır. Çalışmada ilk olarak nükleer güvenliğin temel ilkeleri, acil durum yönetimi yaklaşımları, acil ve erken koruyucu önlemlerin uluslararası standartları ve kitlesel tahliye uygulamaları araştırılmıştır. OGA yöntemlerinin bir bütünlük içinde kavranmasına yönelik olarak Akkuyu NGS için 2. ve 3. Seviye OGA uygulamaları yapılmıştır. 2. Seviye OGA uygulamasında basitleştirilmiş koruma kabı olay ağacı hazırlanarak SAPHIRE kodu ile modellenmiştir. 3. Seviye OGA uygulamasında PAVAN kodu kullanılarak atmosferik dağılım hesaplamaları ve RASCAL kodu kullanılarak halka ulaşabilecek doz dağılımlarının tahmini yapılmıştır. Ayrıca, NRCDOSE kodu ile normal işletim için doz dağılımları tahmin edilmiştir. Elde edilen veriler Akkuyu NGS'nin Çevre Etki Değerlendirme Raporu'nda sunulan verilerin doğrulanması amacıyla kullanılmıştır. Son olarak, saha dışı acil durum yönetimi süreçlerindeki aksaklıklar nedeniyle tahliyenin gecikmesine ilişkin olasılıklı bir yaklaşımı temel alan 3+ Seviye OGA Metodolojisi geliştirilmiştir. Ülkemizde bir NGS'de ağır kaza meydana gelmesi durumunda Acil Koruyucu Eylem Planlama Bölgesi (APB) içinde kalan halkın tahliyesi söz konusudur. Bu çalışmada, APB için bir tahliye modeli geliştirilerek hata ağacı yöntemi ile analizler gerçekleştirilmiştir. Ayrıca belirsizlik analizleri yapılarak sonuçların güven aralıkları belirlenmiştir. Birbirinden bağımsız olarak ortaya çıkabilecek aksaklıkların farklı kombinasyonları ile bunların olası sonuçları değerlendirilerek bir risk matrisi geliştirilmiştir. Son olarak yöntemin Akkuyu NGS için uygulaması yapılmıştır. Geliştirilen yöntemin, planların sayısal verilere ve analizlere dayandırılması, muhtemel aksaklıkların öngörülerek planlarda gerekli düzenlemelerin yapılması ve bu yolla daha gerçekçi acil durum yönetimi yaklaşımlarının geliştirilmesi amacıyla kullanılabilecek bir yöntem olduğu sonucuna varılmıştır.
Irıs küçük modüler reaktörünün (SMR) RELAP5/SCDAPSIM sistem kodu ile modellenmesi
Kompakt tasarımları, düşük ilk yatırım maliyeti, konvansiyonel enerji santrallerine göre daha kısa kurulum süreleri, nükleer silahsızlanma antlaşması ile uyumlu olması, gelişmekte olan ülkelerin elektrik iletim hatları ile uyumlu olması, modüler şekilde kurulumlarının yapılması, iyileştirilmiş pasif güvenlik sistemlerinin bulunması gibi birçok sebepten dolayı 2000'li yıllardan itibaren küçük modüler reaktörler üzerine yoğun çalışmalar yapılmıştır. Bu tezde, Amerika Enerji Bakanlığı ve Nükleer Enerji Araştırma Girişimi (Nuclear Energy Research Initiative) sponsorluğunda, Westinghouse şirketi öncülüğünde nükleer sanayi, araştırma laboratuvarları ve üniversitelerden oluşan uluslararası bir konsorsiyum tarafından tasarlanan soğutucu pompalar, buhar üreteçleri, basınçlandırıcı gibi reaktör güç ünitesi ana elemanlarını reaktör koruma kabı içerisinde içerecek şekilde integral, modüler inşa özelliğine sahip, basınçlı, hafif sulu 1000 MWth, 335 MWe güce sahip IRIS Küçük Modüler Reaktörü (SMR) RELAP5/SCDAPSIM sistem kodu ile modellenmiştir. IRIS SMR reaktörünün integral yapısı sayesinde reaktör basınç kabı içerisinde yer alan birincil döngüye 4 inçten (10,16 cm) (Kimyasal ve Hacim Kontrol Sistemi Bağlantısı, CVCS) çapından büyük herhangi bir boru bağlantısı bulunmamaktadır. Bu tezin amacı, IRIS küçük modüler reaktörünün korunu, soğutucu sistemleri ve güvenlik sistemlerini RELAP5/SCDAPSIM sistem kodu kullanarak modellemek ve reaktör CVCS bağlantısında gerçekleşebilecek küçük kırık sonucu oluşan küçük kırıklı soğutucu kaybı kazası sırasındaki davranışı incelemektir. Bu kapsamda oluşturulan modelde reaktör birinci ve ikinci döngü bileşenleri ve koruma kabı soğutma sistemi haricindeki pasif güvenlik sistemleri modellenmiştir. Bu çalışmada koruma kabı soğutma sistemi modellenmediğinden ve EHRS tasarım değerlerine ait tasarım verileri elde edilemediğinden basınç ve koruma kabı basınçları beklenenden yüksek bir seviyede eşitlenmiş olup basıncın eşitlendiği seviye koruma kabı tasarım basıncının yaklaşık 0,3 MPa altındadır.
Basınçlı su reaktör kabının favor (fracture analysis of vessels oak ridge) kodu ile yapısal analizinin yapılması
Reaktör basınç kabı bir nükleer santralde bütünlüğünün korunmasına en fazla önem verilen yapıdır. Geçtiğimiz son otuz yılda reaktör basınç kaplarını analiz etmek için kırılma mekaniği ve risk bazlı metotlarda belirli gelişmeler ve iyileştirmeler olmuştur. Bu gelişmeler hali hazırdaki kırık analizi yapan kodlara entegre edilmiştir. Ömrünü dolduran veya doldurmaya yakın olan reaktör basınç kaplarının lisans ömrünü uzatıp uzatmamaya veya bakımın gerekip gerekmediğine bu kodlarla yapılan analizler sonucu karar verilmektedir. Reaktör basınç kabının kırık analizini yapan kodlar deterministik ve olasılıksal yaklaşımlar kullanır. Fracture Analysis of Vessels-Oak Ridge (FAVOR) kodunda olasılıksal analiz yapan algoritma blokları bulunmaktadır. Analiz nötron akımının fazla olduğu kemer bölgesinde yoğunlaşmaktadır, başlangıçta FAVOR basınç termal şokunun meydana geldiği geçiş durumları için kullanılmaktayken güncellenen kodun sürümleri ile reaktörü başlatma-durdurma durumları ve çeşitli soğutucu sızıntılarının olduğu kaza durumları için de reaktör basınç kabının olasılıksal kırık analizini yapmak mümkündür. Bu çalışmada Buhar Üreteci Tüp Kırığı Kazası (SGTR) ve Pilot Kumandalı Rahatlatma Vanasının (PORV) 20. saniyede açıldığı durumda RELAP5 ile termal-hidrolik analiz yapılmış ve alınan veriler FAVOR kodunda girdi olarak kullanılmıştır. Bu durumlarda reaktör basınç kabını tehdit eden bir çatlak başlama durumu dolayısıyla reaktör basınç kabının yapısal bütünlüğünün bozulmadığı görülmüştür, bu beklenen bir durumdur çünkü literatürde de Amerika Birleşik Devletleri'nde bütün reaktör basınç kaplarının Nükleer Düzenleme Kurumu'nun (NRC) belirlediği sınırların altında özellikler gösterdiği ve güvenli bölgede oldukları belirtilmektedir. Oak Ridge Laboratuarı tarafından bu tezde kullanılmak üzere gönderilen FAVOR kodu içeriğinde 3 reaktör için basınç kaplarındaki kusurları belirleyen dosyalar bulunmaktadır. Bu reaktör basınç kapları ABD'de bulunan reaktör basınç kaplarında nötron akımı nedeniyle en fazla gevrekleşmesi olan reaktör basınç kaplarıdır. Bu çalışmada 3 döngülü Westinghouse tipi Basınçlı Su Reaktörü olan 'Beaver Valley' nükleer reaktörü incelenmiştir ve Buhar Üreteci Tüp Kırığı kazası için kusur dosyalarında basınç kabının dayanımını kötüleştirecek değişimler yapılarak analiz sonuçları sunulmuştur. Aynı analizler Pilot Kumandalı Rahatlatma Vanasının 20. saniyede açıldığı durum için de yapılmıştır.
Nükleer maddelerin izotopik içeriğinin Monte Carlo yöntemi ile belirlenmesi
Hafif su soğutmalı nükleer reaktörlerin (LWR) kullandıkları yakıtların reaktörlerde kullanılabilmesi için kullanılan uranyum elementinin zenginleştirilmesi gerekmektedir. Bu işlem zenginleştirme tesislerinde uranyum elementinin içinde bulunan U-235 izotopunun malzeme içinde kütlece yüzdesinin yükseltilmesiyle yapılmaktadır. Zenginleştirme sürecini izlemek, istenilen zenginleştirme seviyesinde yakıt üretilip üretilmediğini kontrol etmek hem yakıt uygunluğu hem de güvenlik açısından büyük öneme sahiptir. Zenginlik tayini radyoaktif olan uranyum yakıt elemanının gama spektrumu oluşturularak tahribatsız bir şekilde gerçekleştirilebilmektedir. Radyoaktif elementlerin izotoplarının önceden tanımlanmış gama spektrumları zenginlik tayini yapılacak içeriği bilinmeyen malzeme için gerekli bilgiyi sağlayabilmektedir. Böylece malzemeye zarar vermeden ve herhangi bir referans malzemeye ihtiyaç duyulmadan radyoaktif materyalin aranılan zenginliği kolayca tayin edilebilmektedir. Şimdiye kadar yapılan zenginlik tayini araştırmalarında radyoaktif izotopların saldığı gama ışınının tüm enerjisini bıraktığı tepe noktaları ya da spektrum üzerinde belli enerji bölgeleri kullanılmaktaydı. Bu çalışmada ise tüm spektrum üzerindeki bilgi kullanılacaktır. Böylece gelen tüm gama ışınlarının dedektöre bıraktığı enerji bilgileri kullanılarak belli enerji aralıklarına bakılmaksızın ve o enerji aralıklarında bağlı kalınmaksızın tayin işlemi gerçekleştirilebilecektir. Bu tez kapsamında gama ışınlarını ölçümünde kullanılan farklı dedektör tipleri incelenmiştir ve kullanılacak spektrumlar MCNP programı kullanılarak hazırlanmıştır. Monte Carlo Metodu ile alınacak ölçüm sonuçları gerçek ölçüm verilerine benzetilmiş, gerçek ölçüm koşullarında karşılaşılan dedektörün göstermiş olduğu enerjiye bağlı yanıt fonksiyonları ve zaman bilgisi sisteme Python programlama dili kullanılarak tanımlanmıştır. Alınan sonuçlar dedektör hacminin ve çözünürlüğünün kullanılan tüm spektrum ve tepe oranları tekniği için önemini göstermiştir. İkinci aşamada kullanılan Levenberg Marquardt Metodu ile zenginlik, yoğunluk ve zaman değişkenleri referans malzeme kullanılmadan ve tüm spektrum üzerinde çalışılarak tanılanmaya çalışılmıştır. Bu metotta önceki adımda takip edilen tüm spektrum ve tepe oranları tekniğinde olduğu gibi izotop spektrumları ayrıca tanımlanmamış ve aranan malzeme spektrumu üzerinden işlemler yürütülmüştür. Böylelikle izotopların ayrıca üretilen spektrumlarına bağlılık ortadan kalkmıştır. Zenginlik ve zaman bilgisinin spektrum üzerindeki etkisinin benzer sonuçlar doğurması iki değişkenin bu metotta beraber kullanımında problem yaratmıştır. Ancak sadece zenginlik ve yoğunluk değişkenlerinin tanımlandığı durumda verilen tahmin değerleri aranan değişken değerlerine yakınsayabilmiştir.