Browsing by All Authors "Yavuz, Hasbi"

Now showing 1 - 6 of 6
  • Thumbnail Image
    Item
    A simple approach for pre-loca analysis of MTR type research reactors
    (National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan / Institute of Nuclear Physics, 2003) Yılmazer, Ayhan; Yavuz, Hasbi; 169974; G-6010-2013; TAEK
    In this study, it is intended to analyze early phases of a protected loss of coolant accident (LOCA) for TR-2 Research Reactor at Istanbul, and to show the applicability of the presented model to the other similar types of research reactors. The transient situation since the time when coolant is beginning to be lost throughout one or more of the main coolant pipes which were supposed to be broken guillotine-like to the time when the core is totally uncovered is investigated. The modeling of the problem was separated into two phases; in the first phase when the water level of the pool is being decreased in a pre-estimated timedependent way calculated by using Modified Bernoulli Equation, the conservation equations are solved by a usual implicit finite difference algorithm. The later phase, when water level reaches to the top level of fuel plates and begins to decrease until the bottom of the core, needs some modifications to the approach used for the first phase. Because, the coolant channels among fuel plates are filled with air when the level goes below, and the fuel plates are being cooled by air above the water level. This complexity is resolved using a moving boundary approach in the numerical solution. A Lagrange type interpolation approximation for the derivatives along with interface conditions in the neighborhood of the airwater interface was imported to the numerical algorithm. The analysis is performed for a nominal channel.
  • Thumbnail Image
    Item
    Channel blockage accident analysis for research reactors with MTR-TYPE fuel elements
    (Turkish Atomic Energy Authority, 2000-10) Yılmazer, Ayhan; Yavuz, Hasbi; TAEK-NGD
    It is the purpose of this study to investigate the feasibility of removing the residual decay heat from core of TR-2 ,which is a pool-type research reactor, after a channel blockage accident event and to identify the principal factors involved in cooling process. To analyze this accident scenery, THEAP-I(1) computer code, which is a single phase transient 3-D structure/1-D flow thermal hydraulics code developed with the aim to contribute mainly to the safety analysis of the open pool research reactors, was modified and used. All of the analysis results figured out the fact that the core melting was inevitable in case of an uninterrupted operation (continuous operation) preceding a channel blockage accident of the TR-2 Reactor. Such a result will even be met if the blockage occurs only in a single fuel element. The results of analysis are expressed in terms of temperature field distribution as a function of time.
  • Thumbnail Image
    Item
    Dar ve düşey dikdörtgen kanallarda akış ve soğuma
    (Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi, 1997-07) Adalıoğlu, Ulvi; Arıkan, H. İbrahim; Baykal, Adnan; Yavuz, Hasbi; TAEK-ÇNAEM
    Dar düşey kanallarda soğutucu akışkanın akışı ve kanal içinde olan ısı transferinin tesbiti gittikçe önem kazanan bir konu olmuştur. Olay öncelikle düşük eneji transferleri ve akış hızlan için, yani laminar akışlar için tetkik edilmiştir. ÇNAEM ‘de kurulu TR-2 reaktöründe soğuma 2.1 mm genişliğinde dar, düşey kanallarla olmaktadır. Yakıt plakalarının yüzeyleriyle temsil edilen her iki kanal yüzeyinden zorlamalı konveksiyonla ısı transferi olmaktadır. Kaza durumlannda tabii konveksiyonla olması gereken soğuma güvenlik bakımından çok önem kazanmaktadır. TR-2 soğuma kanallarını simüle etmek üzere kurulan deney setinde taklid yakıt plaka aralıkları ve plakaların güçü parametre olarak kabul edilip laminar bölgede bir seri ölçme yapılmıştır. Akışkan olarak hava kullanılmıştır, integral bazı değerler, mesela Nusselt sayısının değişimi elde edilmiştir. Bu deneysel çalışmanın teorik tahkikini yapmak üzere sıkıştırılamaz akışkanlara dar kanallarda serbest konveksiyonunu ifade eden basitleştirilmiş Navier-Stokes denklemleri ince ızgara üzerinde çözülmüş ve akış özellikleri ile integral değerler (yani Nusselt sayısı) elde edilmiştir. Deney ve teori karşılaştırlımıştır.
  • Thumbnail Image
    Item
    Dar ve düşey kanallarda akış ve ısı transferinin deneysel etüdü
    (Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi, 1998-01) Arıkan, H. İbrahim; Baykal, Adnan; Adalıoğlu, Ulvi; Yavuz, Hasbi; TAEK-ÇNAEM
    Elektronik bordlann ve bazı tesislerin sistemlerinde bulunan düşey kanal tipi yapıların serbest konveksiyonla soğutulması son senelerde önem kazanmıştır ÇNAEM’ deki TR-2 reaktörü gibi plaka yakıtlı ve havuz tipi araştırma reaktörleri çok dar (2.1 mm genişlikte) ve düşey dikdörtgen soğutma kanallarına sahiptir. Herhangi bir kaza veya soğutma sistemi kaybı halinde bu kanallarda soğuma serbest konveksiyonla olacaktır. Serbest akış ısı transferiyle yeterli soğumanın sağlandığının ispatı güvenlik düşüncelerini gerektirmektedir. TR-2 reaktörü soğuma kanallarım simüle etmek üzere kurulan basit bir deney düzeneği çeşitli güç ve kanal aralıkları için çalıştırılmıştır. Yakıt plakaları doğru akım dirençleri ile ısıtılmakta olup kanal içinde ve civarında çeşitli noktalarda sıcaklık ölçmeleri bakır konstantan tennoçiftlerle yapılmaktadır. Kanal için hesaplanan ortalama Nu ve Ra sayılarıyla nümerik sonuçlar mukayese edilmiştir. Akışkan havadır.
  • Thumbnail Image
    Item
    Experimental study of heat transfer in a thin vertical rectangular channel
    (National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan / Institute of Nuclear Physics, 2003) Arıkan, H. İbrahim; Baykal, Adnan; Adalıoğlu, Ulvi; Yavuz, Hasbi; TAEK-ÇNAEM
    Free convection cooling processes are often used in nuclear technology as well as in the vertical channel type structures of some systems, in electronic circuit board cooling and many other fields. TR-2 Reactor at Cekmece Nuclear Research and Training Centre (CNRTC) is a pool type research reactor with plate type fuel elements. The narrow vertical cooling channels of this reactor have a width of 2.1 mm. In case of an accident or a loss of cooling event, the heat in these channels are transfered by natural convection. An experimental setup was constructed to simulate the TR-2 cooling channels. Dummy fuel plates were heated by a DC source and temperature measurements were taken by copper-constantan thermocouples situated at different points. Cooling fluid is air. For several different powers and channel gaps the temperatures had been measured. The average Nu and Ra numbers were calculated for the channel and compared with the numerical results.
  • Thumbnail Image
    Item
    Thermal-hydraulic analysis of the ITU Triga Mark-II Reactor
    (Turkish Atomic Energy Authority, 2000-10) Büke, Tayfun; Yavuz, Hasbi; Bölüm Yok