MODÜLER HELYUM REAKTÖRÜNÜN KAZA DURUMUNUN ZAMANA BAĞLI ISIL AKIŞ ANALİZİ

Modüler Helyum Reaktörü (MHR)’nün en önemli özelliği kaza durumunda aktif soğutma sistemi çalışmadığı zaman kendiliğinden soğuyabilmesidir. Bu çalışmanın ilk amacı; kaza durumunda MHR’nin atık ısı uzaklaştırma yeteneğini incelemek için sayısal bir model geliştirmek ve oluşan tepe sıcaklığı hesaplamaktır. İkinci amacı; grafit iletimi, atık ısı gibi parametrelerdeki değişiminin maksimum aktif kor sıcaklığına etkisini belirlemek için duyarlılık analizleri yapmaktır. Bu çalışmada, aktif soğutmanın çalışmadığı kaza durumunda, atık ısının pasif olarak reaktörden atılmasını simule etmek için bir sayısal model oluşturulmuştur. Zamana bağlı ısıl-akış simülasyonları sayısal akışkanlar dinamiği yazılımı Ansys Fluent kullanılarak yapılmıştır. Simule edilen geometri Eşdeğer Silindir Modeli olarak seçilmiştir. Korun içindeki kompleks yapıyı modellemek için gözenekli ortam yaklaşımı kullanılmıştır. Hesaplamalar basınçsız kaza durumu için yapılmıştır. Basınçsız kaza durumunda pasif soğuma 100 saat için nümerik olarak çözülmüştür. Nümerik metodun güvenirliği diğer çalışmalar ile karşılaştırılarak doğrulanmıştır. Kaza durumunda meydana gelen maksimum sıcaklığın 1492°C olduğu bulunmuştur. Duyarlılık analizlerinin sonuçları kaza durumunda oluşan maksimum sıcaklığa en çok grafit ısı iletim katsayısı ve atık ısı değişiminin etkisi olduğunu göstermektedir.

TRANSIENT THERMAL HYDRAULIC ANALYSIS OF MODULAR HELIUM REACTOR UNDER ACCIDENT CONDITION

The main characteristic of MHR is that it can automatically cool down when the active cooling system does not work under accident condition. The first purpose of the study is to develop a numerical model to analyze the decay heat removal capabilities and evaluate peak temperature in the MHR under accident condition. The second purpose of the study is to perform some sensitivity analyses to evaluate the effect of varying the parameters, i.e. graphite conductivity, decay heat, etc., on the maximum active core temperature. In this study, a numerical model has been constructed to simulate the passive decay heat removal under a loss of active cooling accident. Thermal-hydraulic transient simulations were carried out by using Computational Fluid Dynamics software Ansys Fluent. The simulated geometry was chosen as an Equivalent Cylinder Model. The porous media approach has been applied to model the complex structure in the core. Calculations were performed for loss of forced cooling without pressurization condition. Passive cooldown under depressurized accident is solved numerically for 100 hours. The reliability of the numerical method was validated by comparing with the published data. It was found that the maximum temperature was 1492°C under accident condition. The results of sensitivity analyses show that the graphite thermal conductivity and decay power has a strong effect on the maximum temperature under accident condition.

___

  • ANSYS Inc., 2019, Ansys Fluent Theory Guide, ANSYS Inc., Canonsburg.
  • ANSYS Inc., 2019, Ansys Fluent User’s Guide, ANSYS Inc., Canonsburg.
  • Ball, S., 2006, Sensitivity Studies of Modular High-Temperature Gas-Cooled Reactor Postulated Accidents, Nucl. Eng. Des., 236, 454–462.
  • Ball, S., 2004, Sensitivity Studies of Modular High-Temperature Gas-Cooled Reactor (MHTGR) Postulated Accidents, 2nd International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology, Beijing-China, 1–13.
  • Fukuda, K., Kendall, J., Kupitz, J., Matzner, D., Mulder, E., Pretorius, P., Shenoy, A., Shiozawa, S., Simon, W., Sun, Y., Uselton, P. ve Xu, Y., 2001, Current Status and Future Development of Modular High Temperature Gas Cooled Reactor Technology, IAEA-TECDOC-1198, IAEA, Vienna.
  • Haque, H., Feltes, W. ve Brinkmann, G., 2006, Thermal Response of a Modular High Temperature Reactor during Passive Cooldown under Pressurized and Depressurized Conditions, Nucl. Eng. Des., 236, 475–484. https://doi.org/10.1016/J.NUCENGDES.2005.10.027
  • Haque, H., Feltes, W. ve Brinkmann, G., 2004, Thermal Response of a High Temperature Reactor during Passive Cooldown under Pressurized and Depressurized Conditions, 2nd International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology, Beijing-China, 1–17.
  • Hossain, A.S.M.K., 2011, Development of a Fast Running Multidimensional Thermal-Hydraulic Code to be Readily Coupled with Multidimensional Neutronic Tools, Applicable to Modular High Temperature Reactors, PhD Thesis, University of Stuttgart, Stuttgart.
  • Hossain, K., Buck, M., Bernnat, W. ve Lohnert, G., 2008, TH3D, A Three-Dimensional Thermal Hydraulic Tool, for Design and Safety Analysis of HTRS, HTR’2008, Washington-USA.
  • Huning, A.J., Chandrasekaran, S. ve Garimella, S., 2021, A Review of Recent Advances in HTGR CFD and Thermal Fluid Analysis, Nucl. Eng. Des., 373, 111013. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2020.111013
  • IAEA, 2001, Heat Transport and Afterheat Removal for Gas Cooled Reactors under Accident Conditions, IAEA TECDOC-1163, IAEA, Vienna.
  • Internet, 2021, National Institute of Standards and Technology, Thermophysical Properties of Fluid Systems, https://webbook.nist.gov/chemistry/fluid.
  • IV, J.H.L., V, J.H.L., 2019, A Heat Transfer Textbook, Phlogiston Press, Cambridge.
  • Kiryushin, A.I., Kodochigov, N.G., Kouzavkov, N.G., Ponomarev-Stepnoi, N.N., Gloushkov, E.S. ve Grebennik, V.N., 1997, Project of the GT-MHR High-Temperature Helium Reactor with Gas Turbine, Nucl. Eng. Des. 173, 119–129. https://doi.org/10.1016/S0029-5493(97)00099-X
  • Li, S., 2005, Parametric Thermal-Hydraulic Studies of HTGR Reactor Vessel System - Consequences on the Structure Lifetime, SMIRT 18, Beijing-China, 4311–4325.
  • MacDonald, P.E., Sterbentz, J.W., Sant, R.L., Bayless, P.D., Schultz, R.R., Gougar, H.D., Moore, R.L., Ougouag, A.M. ve Terry, W.K., 2003. NGNP Point Design-Results of the Initial Neutronics and Thermal-Hydraulic Assessments During FY-03, INEEL/EXT-03-00870. INEEL, Idaho.
  • Mays, B.E., Woaye-Hune, A., Simoneau, J.-P., Gabeloteau, T., Lefort, F., Haque, H. ve Lommers, L., 2004, The Effect of Operating Temperature on Depressurized Conduction Cooldown for a High Temperature Reactor, ICAPP’04, Pittsburgh-USA, 1–9.
  • Moses, D.L., 2010, Very High-Temperature Reactor (VHTR) Proliferation Resistance and Physical Protection (PR&PP), ORNL/TM-2010/163, Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge.
  • Nouri-Borujerdi, A. ve Tabatabai Ghomsheh, S.I., 2015a, Porous Media Approach in Thermohydraulic Analysis of High Temperature Reactors in Pressurized/Depressurized Cooldown: An Improvement, Prog. Nucl. Energy, 80, 119–127. https://doi.org/10.1016/J.PNUCENE.2014.11.017
  • Nouri-Borujerdi, A. ve Tabatabai Ghomsheh, S.I., 2015b, An Improved Porous Media Approach to Thermal–Hydraulics Analysis of High-Temperature Gas-Cooled Reactors, Ann. Nucl. Energy, 76, 485–492. https://doi.org/10.1016/J.ANUCENE.2014.10.006
  • Nuclear Energy Agency, 2018, NEA Benchmark of the Modular High-Temperature Gas-Cooled Reactor-350 MW Core Design Volumes I and II, NEA/NSC/R(2017)4, OECD.
  • Pietrak, K. ve Wisniewski, T.S., 2015, A Review of Models for Effective Thermal Conductivity of Composite Materials, J. Power Technol, 95, 14–24.
  • Pioro, I.L., 2016, Handbook of Generation IV Nuclear Reactors, Handbook of Generation IV Nuclear Reactors, Elsevier Inc, https://doi.org/10.1016/C2014-0-01699-1
  • Potter, R.C., 1995, GT-MHR Conceptual Design Description Report, GA Project No. 6302, General Atomics, San Diego.
  • Reza, S.M., Harvego, E.A., Richards, M., Shenoy, A. ve Peddicord, K.L., 2006, Design of an Alternative Coolant Inlet Flow Configuration for the Modular Helium Reactor, ICAPP’06, Reno-USA.
  • Roache, P.J., 1994, Perspective: A Method for Uniform Reporting of Grid Refinement Studies, J. Fluids Eng, 116, 405–413.
  • Şahin, H.M., Erol, Ö. ve Acır, A., 2012, Utilization of Thorium in a Gas Turbine – Modular Helium Reactor, Energy Convers. Manag, 63, 25–30. https://doi.org/10.1016/j.enconman.2012.01.027
  • Şahin, S., Erol, Ö. ve Mehmet Şahin, H., 2016, Investigation of a Gas Turbine-Modular Helium Reactor Using Reactor Grade Plutonium With 232Th And 238U, Prog. Nucl. Energy, 89, 110–119. https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2016.02.006
  • Shi, D., 2015, Extension of the Reactor Dynamics Code MGT-3D for Pebblebed and Blocktype High-Temperature-Reactors, PhD Thesis. RWTH Aachen University, Aachen.
  • Siccama, N.B. ve Koning, H., 1998, Afterheat Removal from a Helium Reactor under Accident Conditions: CFD Calculations for the Code-to-Code Benchmark Analyses on the Thermal Behavior for the Gas Turbine Modular Helium Reactor, ECN-RX-97-066, ECN Nucleaire Research/Faciliteiten (NRG), Netherlands.
  • Stainsby, R., Worsley, M., Dawson, F. ve Grief, A., 2009, Investigation of Local Heat Transfer Phenomena in a Prismatic Modular Reactor Core, NR001/RP/001 R02, AMEC NSS Limited, Toronto.
  • Vilim, R.B., Feldman, E.E., Pointer, W.D. ve Wei, T.Y.C., 2005, Generation IV Nuclear Energy System Initiative Initial VHTR Accident Scenario Classification: Models and Data, ANL-GenIV-057, Argonne National Laboratory, Lemont.
  • Woaye-Hune, A. ve Ehster, S., 2002, Calculation of Decay Heat Removal Transient by Passive Means for a Direct Cycle Modular HTR, HTR2002, Petten-NL, 1–7.
Isı Bilimi ve Tekniği Dergisi-Cover
  • ISSN: 1300-3615
  • Yayın Aralığı: Yılda 2 Sayı
  • Başlangıç: 1977
  • Yayıncı: TÜRK ISI BİLİMİ VE TEKNİĞİ DERNEĞİ
Sayıdaki Diğer Makaleler

BİR BENZİN MOTORUNDA EMME HAVASINA SU EKLENMESİNİN MOTOR PERFORMANSINA VE EGZOZ EMİSYONLARINA ETKİLERİNİN DENEYSEL OLARAK İNCELENMESİ

Derya SOYSAL, Zehra ŞAHİN, Orhan DURGUN

MODÜLER HELYUM REAKTÖRÜNÜN KAZA DURUMUNUN ZAMANA BAĞLI ISIL AKIŞ ANALİZİ

Ömür AKBAYIR

ISI TAŞINIMI İÇİN YAPISAL OLMAYAN AĞLARDA BİR HIZLANDIRILMIŞ SÜREKSİZ GALERKİN METDU: FORMÜLASYONU VE DOĞRULANMASI

Ali KARAKUS

KOMPAKT BİR ISI DEĞİŞTİRİCİSİNDE GRAFEN BAZLI NANO AKIŞKANLARIN EKSERJİ ANALİZİ

Ferhat KILINÇ, Cihan Zeki UYGUN

DİK KANAL İÇERİSİNDEKİ KARIŞIK TAŞINIM İLE ISI TRANSFERİNİN YARI SİLİNDİRİK AKIŞ ENGELLERİ KULLANILARAK İYİLEŞTİRİLMESİNİN SAYISAL OLARAK İNCELENMESİ

Sedat ÖZDEMİR, Mustafa KILIÇ, Tamer ÇALIŞIR, Şenol BAŞKAYA

GÜNEŞ HAVUZLARINDA ISI ÇEKME ORANININ BELİRLENMESİ

Haci SOĞUKPINAR, İsmail BOZKURT

k-kL TÜRBÜLANS MODELİNİN UYGULAMASI, DOĞRULAMASI VE GiRDAP YAKALAMA YETENEKLERİNİN DEĞERLENDİRİLMESİ

Erdem DİKBAŞ, Özgür Uğraş BARAN

ÖLÇEKLENDİRİLMİŞ BİR METRO İSTASYONUNDA KÜÇÜK ÖLÇEKLİ SIVI HAVUZ YANGINLARININ YANGIN TASARIM EĞRİSİ SEÇİMİ

Umut Barış YILMAZ, Oğuz TURGUT, Nuri YÜCEL, Muhammed İlter BERBEROĞLU

HIZLI VE ÖNGÖRÜLÜ ISI BORUSU TASARIM VE ANALİZ ARACI: H-PAT

Samet SAYGAN, Yiğit AKKUŞ, Zafer DURSUNKAYA, Barbaros ÇETİN

MEME VE KARACİĞER DOKULARINDA TEK VE ÇİFT YUVALI ANTEN KULLANILARAK YAPILAN MİKRODALGA KANSER TEDAVİSİNİN NÜMERİK ANALİZİ

Aykut EREN, Zeynep AYTAÇ, Oğuz TURGUT, Burak TIĞLI