BİR ISI BORULU NÜKLEER REAKTÖRDE ISI LİMİTASYONLARININ ANALİZİ
Öz
Dünyada nükleer reaktörlerde kazaların meydana gelmesinden sonra, daha güvenli ısı çekimini sağlayan sistemler kullanılmaya başlanmıştır. Bunlardan biri de pasif güvenlik sistemi olan ısı borulu nükleer reaktördür. Isı boruları kullanılırken en önemli konulardan biri ısı limitasyonlarının belirlenmesidir. Bu makalede 900 K’de çalışan ısı borulu reaktörde ısı limitasyonları hesaplanmıştır. Isı borusunun çalışma sıvıları olarak potasyum, sodyum ve lityum ayrı ayrı ele alınmıştır. Isı borusu limitasyonlarının hesaplamalarında en uygun korelasyonlar kullanılmıştır. Üç farklı çalışma sıvısının ısı limitasyonları birbirleriyle kıyaslanmıştır. 900 K için potasyum, sodyum, ve lityum çalışma sıvılı ısı boruları için en yüksek ısı çekimleri sırasıyla 35,110 ve 24 kW olarak bulunmuştur. Isı limitasyonları kıyaslandığında 900 K için en yüksek ısı çekilimi sodyum soğutuculu ısı borusu olarak saptanmıştır.
Anahtar Kelimeler
Isı borulu nükleer reaktör , ısı borusu , ısı borusu limitleri
Kaynakça
- Ray MP, Poston DI, Dasari VR, Reid RS. Design of megawatt power level heat pipe reactors: Los Alamos National Lab. (LANL). Los Alamos, NM, United States; 2015.
- Alizadehdakhel A, Rahimi M, Alsairafil AA. CFD modelling of flow and heat transfer in a thermosyphon. International Communications in Heat Mass Transfer 2010; 37: 312–318.
- Panda KK, Dulera IV, Basak A. Numerical simulation of high temperature sodium heat pipe for passive heat removal in nuclear reactors. Nuclear Engineering and Design 2017; 323: 376–385.
- Zhang Z, Chai X, Wang C, Sun H, Zhang D, Tian W, Qiu S, Su GH. Numerical investigation on startup characteristics of high temperature heat pipe for nuclear reactor. Nuclear Engineering and Design 2021; 378: 1–16.
- Hernandez R, Todosow M, Brown NR. Micro heat pipe nuclear reactor concepts: Analysis of fuel cycle performance and environmental impacts. Annals of Nuclear Energy 2019; 126: 419–426.
- Laubsher R, Dobson RT. Theoretical and experimental modelling of a heat pipe heat exchanger for high temperature nuclear reactor technology. Applied Thermal Engineering 2013; 61: 259–267.
- Jeong YS, Kim KM, Kim IG, Bang IC. Hybrid heat pipe based passive in-core cooling system for advanced nuclear power plant. Applied Thermal Engineering 2015; 90: 609–618.
- Guo Y, Su Z, Li Z, Wang K, Liu X. An improved model of the heat pipe based on the network method applied on a heat pipe cooled reactor. Frontiers in Energy Research 2022; 10: 1–16.
- Nemec P, Caja A, Malcho M. Mathematical model for heat transfer limitations of heat pipe. Mathematical and Computer Modelling 2013; 57: 126–136.
- Tian Z, Zhang J, Wang C, Guo K, Liu Y, Zhang D, Tian W, Qiu S, Sua GH. Experimental evaluation on heat transfer limits of sodium heat pipe with screen mesh for nuclear reactor system. Applied Thermal Engineering 2022; 209: 1–12.