Cobra Kodu İle Bazı Pwr Parametrelerinin İncelenmesi

Abstract

Yapılan çalışmada Westinghouse (Sequoyah) firmasının üretmiş olduğu bir basınçlı su reaktörünün (PWR) COBRA-IV-I bilgisayar kodu ile akışkan giriş-çıkış sıcaklıkları, zarf sıcaklığı, yakıt çubuğu merkez sıcaklığı, akışkan yoğunluk değişimi ve akışkan hız değişimi parametreleri gibi başlıca termal hidrolik özellikleri incelenmiş ve akış kanalının tıkanması durumunda bu parametrelerin bu değişimden nasıl etkilendiği araştırılmıştır. Westinghouse firmasının ürettiği sözkonusu basmçlı su reaktörünün sistem basıncı, akışkan giriş sıcaklığı, kor akış hızı, yakıt çubuk geometrisi, boyutları ve malzeme özellikleri COBRA-IV-I koduna input olarak girilmiş ve bu koşullara ilişkin kodun elde ettiği sonuçlara l varılmıştır. Reaktörün soğutulmasında kullanılan akışkan ile ilgili parametreler standart bir reaktörün parametreleri olarak seçilmiş ve bu değerler kullanılarak elde edilen sonuçlar analiz edilmiştir. Burada reaktörün standart çalışma koşullan altındaki pekçok önemli parametresi incelenmiş ve bunlar ayrıntılı olarak grafiklere aktarılmıştır. Normal çalışma şartlan altında, hem ortalama bir kanal hem de en sıcak kanal için parametreler elde edilmiştir, bu şekilde sözkonusu kanallar arasındaki parametrelerin de karşılaştınlması yapılabilmiştir. Kanal tıkanması durumunda akışın, kanalın normal kesit alanın en fazla %30'u kadar olması öngörülmüştür bunun esas nedeni COBRA bilgisayar kodunun %30'dan fazla tıkanma durumunda doğru sonuçlar vermemesidir. Yapılan çalışmanın önemli bir amacı ise tezin sonunda Ek-A'da verilen kodun tanımlamasıdır. Bu tanımlamada kodun orjinal tanımlamasmda yeralan herbir kartın ayn ayn açıklaması, kodun kullanım formatı ve kodda kullanılan ampirik korelasyonlann ve formüllerin tanıtımı yapılmıştır. COBRA bilgisayar kodundan elde edilen sonuçlar normal operasyon koşullanmn anlaşılmasına olanak tanımış ve bu şekilde akış kanalının tıkanması durumu hakkında yorum yapılabilmesi imkanını sağlamıştır. Buna göre, akış kanalın tıkanması durumunda hem akışkan sıcaklığı hem de yakıt zarf sıcaklılan belirgin bir oranda artmış buna karşın nükleer güvenlik açısından endişe verici değerlere ulaşmamıştır. Akış kanalının tıkanması durumu kendim en belirgin biçimde akış hızında gösterirken yakıt merkez sıcaklığı bu durmudan en az etkilenen parametre olmuştur.

In this study, an analysis of Westinghouse (Sequoyah) manufactured PWR parameters including, coolant inlet & outlet temperature, cladding temperature, fuel center temperature, coolant density variation and coolant velocity variation has been conducted via COBRA-IV-I computer code and an investigation is carried out how these parameters are effected in the case of channel blockage. System pressure, coolant inlet temperature, core mass flow rate, fuel bundle geometry & dimensions and material properties of Westinghouse manufactured reactor in question has been inserted as the required data for the COBRA-IV-I computer code and results are obtained from the code. The parameters regarding the coolant used in reactor are selected to be the standards of the Westinghouse Seqouyah reactor. Several important parameters are analyzed under normal operating conditions of the reactor besides these parameters are demonstrated in detailed graphics. Under normal operating conditions, parameters in question are obtained for both the avarage and the hottest channels thus a comparison could also be carried out between above mentioned channels. In the case of channel blockage, the amount of flow contraction is restricted to be maximum of 30% of nominal flow area which is avoided to prevent the invalidity of the code in higher blockage situations. An imortant goal of this study is Appendix- A, decsription of the code setup, which is given at the end of the thesis. A detailed description of orijinal code setup, code usage format and the empiricial corelations and equations has been set in this appendix. Results obtained from COBRA code allowed to deduce the conditions of normal operation conditions and furthermore results have given the opportunity to comment on the blockage of the flow channel. Accordingly, in the case of channel blockage, both coolant temperature and the fuel cladding temperature has increased significantly however, this increase has not reached a great amount in view of nuclear safety. While channel blockage has shown its effect mostly on flow rate, the least effected parameter from this situation has been the fuel center temperature.