Investigation of neutronic and thermal-hydraulic performance for HTR-10 under normal operating conditions

Simple item page
dc.contributor.authorKöse, Serhat
dc.contributor.authorKılıç, İhsan
dc.contributor.departmentTAEK-TDtr_TR
dc.date.accessioned2019-03-04T10:59:05Z
dc.date.available2019-03-04T10:59:05Z
dc.date.issued2003
dc.description.abstractOECD Veri Bankasından temin edilen VSOP’94 bilgisayar programı kullanılarak HTR-10 reaktörünün ilk kor yüklemesine ait nötronik ve ısıl- akışkan hesaplamaları gerçekleştirilmiştir. Çalışmanın nötronik kısmında, yakıt elemanları için çift heterojenlik, şpektrum hesaplamalarında akı-büküm geri beslemesi, grafit ve yakıt toplarının homojen karışımı göz önüne alınmıştır. Nötronik hesaplamalar, HTR-10’nun ilk kritiklik hesaplama sonuçlarını içeren başka bir çalışma ile karşılaştırılmıştır. Analizin sonucunda, çoğalma faktöründeki göreli hataların, makul sınırlarda (maksimum %1.34’den düşük) olduğu gözlenmiştir. Isı-akışkan hesaplamalarda, nötronik hesaplamalarda elde edilen güç dağılım profilleri kullanılmıştır. Bu analizde basınç kabı içerisindeki sıcaklık ve akışkan dağılımları hesaplanmıştır. Hesaplamalarda, kordan minimum akış oranının geçirilmesi, eksensel yönde radyasyonel ısı aktarımının olmaması vb. gibi tutucu kabuller yapılmıştır. Normal işletme koşulları için, maksimum yakıt merkez sıcaklığı 927.4°C olarak hesaplanmıştır. Bu değerin normal işletme ve kaza koşulları için belirlenen sınır olan 1230 °C’nin altında kaldığı görülmüştür.tr_TR
dc.description.abstractThe VSOP’94 code, obtained from OECD/NEA Data Bank, has been used for the neutronic and thermal-hydraulic prediction calculations for the initial core ioading of the HTR-10 reactor. In the neutronic aspect of this study, double heterogeneity for the fuel element, buckling feedback in the spectrum calculation, and mixture of graphite and fuel balls are taken into account. The results, compared to a relevant study based on the first criticality experiment of HTR-10, indicate that relative errors for the multiplication factor are less than 1.34%, being in a reasonable range. In the thermal-hydraulic analysis, the power distribution obtained from the neutronic calculations is used where temperature and flow distributions are calculated for the reactor core. During the calculations, conservative hydraulics and physics parameters, such as minimum mass flow rates in the core, no radiation heat transfer in the axial direction, are used. The calculated maximum fuel centerline temperature is 927.4°C for normal operating conditions and observed not to exceed the safety limit.tr_TR
dc.identifier.citationKöse, S. ve Kılıç, İ. (2003). Investigation of neutronic and thermal-hydraulic performance for HTR-10 under normal operating conditions. Turkish Journal of Nuclear Sciences, 29(1-2), 1-18.tr_TR
dc.identifier.endpage18tr_TR
dc.identifier.issue1-2tr_TR
dc.identifier.startpage1tr_TR
dc.identifier.urihttp://dergipark.gov.tr/tjns/issue/36569/414174
dc.identifier.urihttp://kurumsalarsiv.tenmak.gov.tr/handle/20.500.12878/1180
dc.identifier.volume29tr_TR
dc.language.isoengtr_TR
dc.publisherTurkish Atomic Energy Authoritytr_TR
dc.relation.journalTurkish Journal of Nuclear Sciencestr_TR
dc.subjectCalculationtr_TR
dc.subjectHesaplamatr_TR
dc.subjectHTR-10 reactortr_TR
dc.subjectHTR-10 reaktörtr_TR
dc.titleInvestigation of neutronic and thermal-hydraulic performance for HTR-10 under normal operating conditionstr_TR
dc.title.alternativeNormal çalışma koşullarında HTR-10 için neutronic ve termal-hidrolik performansın incelenmesitr_TR
dc.typearticletr_TR
Files
Original bundle
Now showing 1 - 1 of 1
Thumbnail Image
Name:
tjns_70013.pdf
Size:
10.77 MB
Format:
Adobe Portable Document Format
Download
License bundle
Now showing 1 - 1 of 1
No Thumbnail Available
Name:
license.txt
Size:
1.42 KB
Format:
Unknown data format
Description:
Download
Collections
Cilt 29 - Sayı: 1-2 (2003)