Nükleer reaktör yakıt elemanı içersindeki sıcaklık dağılımının elektriksel andırım yöntemi ile hesaplanması

Abstract

IV ÖZET Nükleer reaktörlerin çalışması sırasında reaktör koru içerisindeki sıcaklık dağılımının hesaplanması güvenlik açısından önemli bir konudur. Yakıt içerisindeki sıcaklık normal çalışma şartlarında ya da bir kaza durumunda yakıt ergime sıcaklığı 2800°C'a, daha da önemlisi zarf, ergime sıcaklığı 1400oC'a ulaşmamalıdır. Günümüzde reaktör koru içerisindeki sıcaklık dağılımı sayısal bilgisayar kodları kullanılarak hassas bir şekilde hesaplanmaktadır. Bu çalışmada bir basınçlı su reaktörü içerisindeki sıcaklık dağılı mı elektriksel andırım yöntemi kullanılarak hesaplandı. Elektriksel andırım yöntemi özetlendikten sonra, ısı iletiminin andırımında en geçerli yöntem olan ısıl-elektrik- sel andırım incelendi. Beuken andırım modeli kullanılarak yakıt elemanı içerisindeki bir pellet andırıldı ve kararlı durumda pellet içerisindeki sıcaklık dağılımı hesaplandı. Reaktör güç düzeyindeki değişimlerin sıcaklık dağılımına etkisi incelendi. Bir kaza senaryosu modele uygulandı ve soğutucu sıcaklığı aniden artırılarak pellet içerisindeki çeşitli noktaların zamana bağlı sıcaklık dağılımları hesaplandı. Model çözümleri, analitik çözümlerle karşılaştırıl dı ve bazı yayınlarda belirtilenlerin aksine, günümüzde artık elektriksel andırım yönteminin, reaktör içerisindeki sıcaklık dağılımı hesaplamalarında yararlı bir yöntem olmadığı gösterildi.

SUMMARY Calculation of the temperature gradient in the core, during operation, is an essential topic of nuclear safety. The temperature is not permitted to reach up to 2800 C which is the melting point of fuel, or even to 1400 C which is the melting point of cladding. This kind of calculations are well suited for digital computer codes. In this study the temperature distribution inside of a PWR fuel element is calculated using electrical analogy. After a short review of electrical analogy the thermal-electrical analogy is discussed. A pellet in a fuel element is simulated using Beuken analogy method and steady state temperature distribu tion inside the pellet is calculated. The effect of reactor power changes on temperature distribution is presented. An accident scenerio proposed and for a sudden change of temperature of the coolant, temperatures of several points inside the pellet is found as a function of time. Experimental and arialitical result are compared and method is found of limited use on the thermal-hydraulic calcula tions of nuclear reactors.