İ.t.ü. Triga Mark-ıı Reaktörünün İki Boyutlu Bilgisayar Simülasyonu

thumbnail.default.alt
Tarih
1995-06-26
Yazarlar
Özkan, İsmail
Süreli Yayın başlığı
Süreli Yayın ISSN
Cilt Başlığı
Yayınevi
Enerji Enstitüsü
Energy Institute
Özet
Çalışmada, İ.T.Ü. Triga Mark-II Reaktör kalbi için zamanla değişen iki boyutlu bilgisayar simülasyon yazılımı hazırlanmıştır. Reaktör kalbinin simülasyonu için iki temel model kullanılmıştır. Bunlar nötronik ve termohidrolik modeldir. Nötronik model olarak yer- zaman bağımlılığım ifade etmek için küple nodal kinetik denklemler kulanılmıştır. Bu amaçla reaktör elli noda ayrılmıştır. Çalışma için kuplaj katsayıları hesaplanmıştır. Ayrıca modelde, yakıt sıcaklığı reaktivite geribeslemesi dikkate alınmıştır. Kalbe kontrol çubukları ile reaktivite girişi vardır. Termohidrolik model, nodlara ait yakıt sıcaklıkları, moderator sıcaklıkları, moderator hızlan ve yoğunluklarına ait denklemlerle ifade edilmiştir. Ayrıca yakıta ve moderatöre ait paremetrelerin sıcaklık bağımlı olduğu kabul edilmiştir. Moderator hızlan, momentum korunumu denklemlemlerinden elde edilmiştir. Nötronik ve termohidrolik modelde elde edilen diferansiyel denklemler çözümü için "Semi-Implicit " ve "Implicit " yöntem kullanılmıştır. Sonuçta, İ.T.Ü. Triga Mark-II Reaktör kalbi için etkileşimli bilgisayar simülasyon yazılımı geliştirilmiştir. Bu yazılım Turbo C++ 3.0 'da yazılmış ve PC/AT' de çalıştırılmıştır.
 In the 1980s, the Nuclear Power Plant Simulator became an important and effective tool in plant operator training. Since the reactor is the source of the power, the modeling of the reactor core of a training simulator always draws attention. There are basically two approaches in reactor core modeling:. the coupled nodal kinetics method.. the expansion based method. Two dimensional simulation software for LT.U Triga Mark-II reactor has been developed. The core simulation has coupled two parts: Neutronics and thermal- hydraulic analysis. For set of coupled nodal kinetics equations for neutronic model fifty discrete nodes are taken in ten axial levels of five nodes each. Thermal- Hydraulic model occurs fuel temperature, fluid coolant as moderator temperature, fluid velocity and density. To allow this model to execute in IBM compatible PC, a semi-implicit solution has been used for neutronic model that allows a large time step to be taken. Implicit solution has been also used for thermal-hydrauhc model. The coupled nodal kinetics equations form the basis of the neutronic model. They represent a statement of neutronic balance and delayed neutron precursor balance at each node i; dt " A * <* and §t = Ntv k = L2,,6 delayed groups where Ni = Neutron density p, = Nodal reactivity P* = k'th group delayed neutron fraction A = Prompt neutron life time Xk = Delayed neutron precursor decay constant Ctt = Delayed neutron precursor concentration ÖZET Çalışmada, İ.T.Ü. Triga Mark-II Reaktör kalbi için zamanla değişen iki boyutlu bilgisayar simülasyon yazılımı hazırlanmıştır. Reaktör kalbinin simülasyonu için iki temel model kullanılmıştır. Bunlar nötronik ve termohidrolik modeldir. Nötronik model olarak yer- zaman bağımlılığım ifade etmek için küple nodal kinetik denklemler kulanılmıştır. Bu amaçla reaktör elli noda ayrılmıştır. Çalışma için kuplaj katsayıları hesaplanmıştır. Ayrıca modelde, yakıt sıcaklığı reaktivite geribeslemesi dikkate alınmıştır. Kalbe kontrol çubukları ile reaktivite girişi vardır. Termohidrolik model, nodlara ait yakıt sıcaklıkları, moderator sıcaklıkları, moderator hızlan ve yoğunluklarına ait denklemlerle ifade edilmiştir. Ayrıca yakıta ve moderatöre ait paremetrelerin sıcaklık bağımlı olduğu kabul edilmiştir. Moderator hızlan, momentum korunumu denklemlemlerinden elde edilmiştir. Nötronik ve termohidrolik modelde elde edilen diferansiyel denklemler çözümü için "Semi-Implicit " ve "Implicit " yöntem kullanılmıştır. Sonuçta, İ.T.Ü. Triga Mark-II Reaktör kalbi için etkileşimli bilgisayar simülasyon yazılımı geliştirilmiştir. Bu yazılım Turbo C++ 3.0 'da yazılmış ve PC/AT' de çalıştırılmıştır. vııı SUMMARY TWO DIMENSIONAL COMPUTER SIMULATION OF LT.U TRIGA MARK-H REACTOR In the 1980s, the Nuclear Power Plant Simulator became an important and effective tool in plant operator training. Since the reactor is the source of the power, the modeling of the reactor core of a training simulator always draws attention. There are basically two approaches in reactor core modeling:. the coupled nodal kinetics method.. the expansion based method. Two dimensional simulation software for LT.U Triga Mark-II reactor has been developed. The core simulation has coupled two parts: Neutronics and thermal- hydraulic analysis. For set of coupled nodal kinetics equations for neutronic model fifty discrete nodes are taken in ten axial levels of five nodes each. Thermal- Hydraulic model occurs fuel temperature, fluid coolant as moderator temperature, fluid velocity and density. To allow this model to execute in IBM compatible PC, a semi-implicit solution has been used for neutronic model that allows a large time step to be taken. Implicit solution has been also used for thermal-hydrauhc model. The coupled nodal kinetics equations form the basis of the neutronic model. They represent a statement of neutronic balance and delayed neutron precursor balance at each node i; dt " A * <* and §t = Ntv k = L2,,6 delayed groups where Ni = Neutron density p, = Nodal reactivity P* = k'th group delayed neutron fraction A = Prompt neutron life time Xk = Delayed neutron precursor decay constant Ctt = Delayed neutron precursor concentration ÖZET Çalışmada, İ.T.Ü. Triga Mark-II Reaktör kalbi için zamanla değişen iki boyutlu bilgisayar simülasyon yazılımı hazırlanmıştır. Reaktör kalbinin simülasyonu için iki temel model kullanılmıştır. Bunlar nötronik ve termohidrolik modeldir. Nötronik model olarak yer- zaman bağımlılığım ifade etmek için küple nodal kinetik denklemler kulanılmıştır. Bu amaçla reaktör elli noda ayrılmıştır. Çalışma için kuplaj katsayıları hesaplanmıştır. Ayrıca modelde, yakıt sıcaklığı reaktivite geribeslemesi dikkate alınmıştır. Kalbe kontrol çubukları ile reaktivite girişi vardır. Termohidrolik model, nodlara ait yakıt sıcaklıkları, moderator sıcaklıkları, moderator hızlan ve yoğunluklarına ait denklemlerle ifade edilmiştir. Ayrıca yakıta ve moderatöre ait paremetrelerin sıcaklık bağımlı olduğu kabul edilmiştir. Moderator hızlan, momentum korunumu denklemlemlerinden elde edilmiştir. Nötronik ve termohidrolik modelde elde edilen diferansiyel denklemler çözümü için "Semi-Implicit " ve "Implicit " yöntem kullanılmıştır. Sonuçta, İ.T.Ü. Triga Mark-II Reaktör kalbi için etkileşimli bilgisayar simülasyon yazılımı geliştirilmiştir. Bu yazılım Turbo C++ 3.0 'da yazılmış ve PC/AT' de çalıştırılmıştır. vııı SUMMARY TWO DIMENSIONAL COMPUTER SIMULATION OF LT.U TRIGA MARK-H REACTOR In the 1980s, the Nuclear Power Plant Simulator became an important and effective tool in plant operator training. Since the reactor is the source of the power, the modeling of the reactor core of a training simulator always draws attention. There are basically two approaches in reactor core modeling:. the coupled nodal kinetics method.. the expansion based method. Two dimensional simulation software for LT.U Triga Mark-II reactor has been developed. The core simulation has coupled two parts: Neutronics and thermal- hydraulic analysis. For set of coupled nodal kinetics equations for neutronic model fifty discrete nodes are taken in ten axial levels of five nodes each. Thermal- Hydraulic model occurs fuel temperature, fluid coolant as moderator temperature, fluid velocity and density. To allow this model to execute in IBM compatible PC, a semi-implicit solution has been used for neutronic model that allows a large time step to be taken. Implicit solution has been also used for thermal-hydrauhc model. The coupled nodal kinetics equations form the basis of the neutronic model. They represent a statement of neutronic balance and delayed neutron precursor balance at each node i; dt " A * <* and §t = Ntv k = L2,,6 delayed groups where Ni = Neutron density p, = Nodal reactivity P* = k'th group delayed neutron fraction A = Prompt neutron life time Xk = Delayed neutron precursor decay constant Ctt = Delayed neutron precursor concentration.
Açıklama
Tez (Yüksek Lisans) -- İstanbul Teknik Üniversitesi, Enerji Enstitüsü, 1995
Thesis (M.Sc.) -- İstanbul Technical University, Energy Institute, 1995
Anahtar kelimeler
Benzetim, Nükleer enerji, Reaktörler, Simulation, Nuclear energy, Reactors
Alıntı