TY  - JOUR
T1  - INVESTIGATION OF NEUTRONIC AND THERMAL-HYDRAULIC PERFORMANCE FOR HTR-10 UNDER NORMAL OPERATING CONDITIONS
TT  - NORMAL ÇALIŞMA KOŞULLARINDA HTR-10 İÇİN NEUTRONIC VE TERMAL-HİDROLİK PERFORMANSIN İNCELENMESİ
AU  - Köse, Serhat
AU  - Kılıç, İhsan
PY  - 2003
DA  - December
JF  - Turkish Journal of Nuclear Sciences
PB  - T.C. Türkiye Enerji, Nükleer ve Maden Araştırma Kurumu
WT  - DergiPark
SN  - 2791-7185
SP  - 1
EP  - 18
VL  - 29
IS  - 1-2
LA  - en
AB  - The 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.　
KW  - calculation
KW  - HTR-10 reactor
N2  - OECD Veri Bankasından temin edilen VSOP’94 bilgisayarprogramı kullanılarak HTR-10 reaktörünün ilk kor yüklemesine ait nötronik veısıl- akışkan hesaplamaları gerçekleştirilmiştir. Çalışmanın nötronik kısmında,yakıt elemanları için çift heterojenlik, şpektrum hesaplamalarında akı-bükümgeri beslemesi, grafit ve yakıt toplarının homojen karışımı göz önünealınmıştır. Nötronik hesaplamalar, HTR-10’nun ilk kritiklik hesaplamasonuçlarını içeren başka bir çalışma ile karşılaştırılmıştır. Analizinsonucunda, çoğalma faktöründeki göreli hataların, makul sınırlarda (maksimum%1.34’den düşük) olduğu gözlenmiştir.Isı-akışkan hesaplamalarda, nötronik hesaplamalarda eldeedilen güç dağılım profilleri kullanılmıştır. Bu analizde basınç kabıiçerisindeki sıcaklık ve akışkan dağılımları hesaplanmıştır. Hesaplamalarda,kordan minimum akış oranının geçirilmesi, eksensel yönde radyasyonel ısıaktarımının olmaması vb. gibi tutucu kabuller yapılmıştır. Normal işletmekoşulları 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.
CR  - Teuchert E., Haas K.A., et al., 1994, VSOP-Computer code system for Reactor Physics and Fuel cycle Simulation. JÜLİCH.
CR  - Wolf L, Scherer W., et al., 1990, High temperature reactor core physics and reactor dynamics. Nucl. Eng. Des. 121,227-240.
CR  - IAEA-CRP, 2000, Evaluation of High Temperature Gas Cooled reactor performance- Physics benchmark results.
CR  - Xingqing J„ Xiaolin X., et al., 2002, Prediction calculations and experiments for the first criticality of the 10 MW High Temperature Gas Cooled Reactor-Test Module. Nucl. Eng. Des. 218, 43-49. Turkish Journal of Nuclear Sciences
CR  - KT.A Standards, 3102.1 (1978), 3102.2 (1933), 3102.3 (1981), 3102.4 (1984), 3102.5 (1986)
CR  - Zuying Gao, Lei Shi, 2002, Thermal hydraulic calculation of the HTR-10 for the initial and equilibrium core. Nucl. Eng. Des. 218, 51-64.
UR  - https://dergipark.org.tr/tr/pub/tjns/issue//414174
L1  - https://dergipark.org.tr/tr/download/article-file/455816
ER  -