(D,T) füzyon sürücülü hibrid blankette trityum üretiminin optimizasyonu
Optimization of tritium breeding in (D,T) fusion driver hybrid blankets
- Tez No: 112653
- Danışmanlar: PROF.DR. HÜSEYİN YAPICI
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Makine Mühendisliği, Mechanical Engineering
- Anahtar Kelimeler: Füzyon, hibrid reaktör, nötronik analiz, Fusion, hybrid reactors, neutronic analysis IV
- Yıl: 2001
- Dil: Türkçe
- Üniversite: Niğde Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Makine Mühendisliği Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: 89
Özet
ÖZET (D,T) FÜZYON SÜRÜCÜLÜ HİBRİD BLANKETDE TRİTYUM ÜRETİMİNİN OPTİMİZ ASYONU KAYA, Ahmet Niğde Üniversitesi Fen Bilimleri Enstitüsü Makine Mühendisliği Anabilim Dalı Danışman: Prof. Dr. Hüseyin YAPICI Haziran 2001, 89 sayfa İki kısımdan meydana gelen bu çalışmanın birinci kısmında, füzyon sürücülü hibrid reaktör modeli ele alınarak, nükleer reaktörlerde kullanılan çeşitli moderatör malzemelerinin yakıt kullanılmaksızın (D,T) füzyon nötronları karşısındaki trityum üretimleri araştırılmıştır. Çalışmanın ikinci kısmında ise sandviç yapıdaki blanket geometrisinde 1., 2. ve 3. Lİ2O bölgelerinin toplamdaki ölçüleri sabit kalmak kaydıyla, 1. Lİ2O bölgesi artırılırken 2. ve 3. Lİ2O bölge genişlikleri azaltılarak bu bölgelerdeki trityum üretiminde ve toplam trityum üretiminde ne gibi değişikliklere yol açtığı araştırılmıştır. Bu çalışmalarda seçilen soğutucular; helyum, flibe, tabii lityum, berilyum, ağır su ve hafif sudur. Nötronik analiz için, 1.3 cm kalınlığında SS-316 çeliği seçilmiş, ilk çalışmada soğutuculara göre toplam trityum üretiminin maksimum olduğu moderatör bölgesi genişliği saptanmış, moderatör bölgesi genişliği tespit edildikten sonra bu bölgeyi 2 cm kalınlığında SS-316 çeliği ve sonra üç bölgeden oluşan sandviç yapıda Lİ2O ve C bölgeleri takip ederek blanket geometrisini oluşturmaktadır. Soğutucular iki çelik duvar arasına yerleştirilerek, yüksek enerjili (14.1 MeV) füzyon nötronları ile etkileşime maruz bırakılmıştır. Nötronik hesaplamalar, ANISN nötron transport kod programı kullanılarak yapılmıştır.
Özet (Çeviri)
ABSTRACT OPTIMIZATION OF OF TRITIUM BREEDING IN (D.T) FUSION DRIVER HYBRID BLANKETS KAYA, Ahmet Niğde University The Institute of Science and Engineering Department of Mechanical Engineering Advisor: Prof. Dr. Hüseyin YAPICI June 2001, 89 pages This thesis is comprised of two sections. In section I, considering fusion driver hybrid reactor model, tritium breeding of cooling materials in nuclear reactors against (D,T) fusion neutrons without using fuels is investigated. While keeping the total dimension constant, the effect of width enlargement for 1st and 2nd Lİ2O regions and the effect of width reduction for 3. Li20 region on local and total tritium breeding constitutes section II of this thesis. Here helium, flibe, natural litium, berilium, heavy-water (D20) and light water were used for coolant purposes. For neutronik analysis, first wall was selected as 1.3 cm SS-316 steel. For different coolant fluids, width of the moderator region was selected to maximize tritium breeding. This region was surrounded by 2cm SS-316 steel wall. After this second wall the blanket geometry was completed by three consequtive Lİ2O-C regions. Coolant fluids were placed between two steel walls to react with fusion neutrons which have excessive energy (14.1 MeV). Neutronic computations were performed with ANISN neutron transport code.
Benzer Tezler
- Hafif su (H2O) ve ağır su (D2O) soğutuculu hibrid reaktörlerin nötronik performans ve termal-hidrolik analizi
Neutronic and thermal hydrolic anlyses of hybrid reactors cooled by light and heavy water
TAHİR AYATA
- D-T füzyon sürücülü füzyon-fisyon hibrid reaktörde kullanılmış yakıtların farklı moderatörler karşısındaki nötronik performansı ve reaktörde ısı üretimi
In The (D-T) fusion-fission driven hybrid reactor against the used fuels of different moderators of neutronic performance and the heat production
NURİ ERTAN
Yüksek Lisans
Türkçe
2002
Makine MühendisliğiMustafa Kemal ÜniversitesiMakine Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. ERTUĞRUL BALTACIOĞLU
- Nükleer reaktör teknolojisinde kullanılabilen değişik seramik yakıtların soğutucu malzemeler karşısındaki nötronik analizi
Neutronic analysis of various ceramic fuels used in the nuclear reactor technology against the coolant materials
MEHMET KAMİL BALCILAR
Yüksek Lisans
Türkçe
2001
Makine MühendisliğiMustafa Kemal ÜniversitesiMakine Mühendisliği Ana Bilim Dalı
YRD. DOÇ. DR. YILDIZ KOÇ
- (D, T) füzyon nötronlarına maruz bırakılan çeşitli nükleer yakıt ve malzemelerin nötronik analizi
The neutronic analysis of some nuclear fuels and materials exposed to (D, T) fusion neutrons
MURAT GÖKÇEK
Yüksek Lisans
Türkçe
2001
Makine MühendisliğiNiğde ÜniversitesiMakine Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF.DR. HÜSEYİN YAPICI
- Candu tüketilmiş yakıtının gençleştirilmesi için yarı katalize füzyon sürücülü hibrid reaktörün potansiyeli
Başlık çevirisi yok
ERTUĞRUL BALTACIOĞLU