Geri Dön

Bir toryum füzyon reaktöründe nükleer atıkların değerlendirilmesi

Minor actinide burning in a thorium fusion breder

  1. Tez No: 128951
  2. Yazar: YUSUF KILIÇ
  3. Danışmanlar: DOÇ. DR. HACI MEHMET ŞAHİN
  4. Tez Türü: Yüksek Lisans
  5. Konular: Makine Mühendisliği, Mechanical Engineering
  6. Anahtar Kelimeler: Hibrid Reaktör, Nükleer Atık, Toryum. 111, Hybrid Reactor, Nuclear Waste, Thorium. IV
  7. Yıl: 2002
  8. Dil: Türkçe
  9. Üniversite: Niğde Üniversitesi
  10. Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
  11. Ana Bilim Dalı: Makine Mühendisliği Ana Bilim Dalı
  12. Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
  13. Sayfa Sayısı: 80

Özet

ÖZET BİR TORYUM FÜZYON REAKTÖRÜNDE NÜKLEER ATIKLARIN DEĞERLENDİRİLMESİ KILIÇ Yusuf Niğde Üniversitesi Fen Bilimleri Enstitüsü Makine Mühendisliği Anabilim Dalı Danışman : Doç. Dr. Hacı Mehmet ŞAHİN Haziran 2002, 70 sayfa. Bu çalışmada 14.1 MeV füzyon nötron kaynaklı ve TI1O2 yakıtlı bir hibrid reaktörde 48 aylık çalışma süresince Np, Am ve Cm gibi nükleer atıkların değerlendirilmesinin farklı soğutucularla nötronik analizi yapılmıştır. Soğutucu olarak flibe, tabii lityum ve gaz soğutucu seçilmiştir. Flibe soğutuculu manto diğer soğutuculara nazaran başlangıçtaki 237Np miktarının % 49.83'ünü tüketerek 48. ayda en iyi sonucu vermiştir. Önemli bir nükleer atık olan 241Am ve 243Am çekirdekleri reaktör işlem zamanı boyunca hibrid manto içinde azalmakta ve özellikle flibe ve gaz soğutuculu mantolarda tabii lityum soğutuculu mantoya göre daha fazla tüketilmektedir. 48 ay sonunda 241Am ve 24 Am çekirdekleri flibe soğutuculu mantoda sırasıyla % 51.68 ve % 44.32 oranında tüketilmektedir. 244Cm tüketiminin bir kısmı çok kıymetli bir nükleer yakıt olan 245Cm üretimini sağlamaktadır. 48 aylık işlem periyodu sonunda en fazla 245Cm miktarı 1.27 kg/m ile flibe soğutuculu mantoda görülmektedir.

Özet (Çeviri)

SUMMARY MINOR ACTINIDE BURNING IN A THORIUM FUSION BREDER KILIÇ Yusuf Niğde University Institute of Scince and Technology Department of Mechanical Engineering Supervisor : Doç. Dr. Hacı Mehmet ŞAHİN June 2002, 70 pages. In this work, a neutronic anlysis and an evaluation of the nuclear waste such as Np, Am, Cm has been performed for a hybrid reactor with different moderators used TI1O2 as fuel and fusion neutron drivers with 14.1MeV as neutron source. Flibe, natural lithium and gas were selected as coolant in hybrid blankets. Flibe moderated blanket spent amount of 237Np with 49.83 % according to the start at the end of 48th months and it gave well result. Amount of 241 Am and 243Am, important nuclear waste, have decreased in hybrid blanket during reactor operation time. They are spent in especially flibe and gas moderated blankets more than natural lithium moderated blanket. At the end of 48th months, 241 Am and 243Am were consumed in ratio of 51,68 % and 44,32 % in flibe moderated blanket. The portion of the consumption of 244Cm produces 245Cm, which is very precious nuclear fuel. It was shown that flibe moderated blanket has produced amount of 245Cm with 1,27 kg/m more than the other blankets during 48th months operation time.

Benzer Tezler

  1. Toryum nükleer yakıtlı lazer sürücülü bir füzyon reaktöründe fisil yakıt ve hidrojen üretim potansiyelinin araştırılması

    Investigation of fissile fuel and hydrogen production potential in a laser driver fusion reactor with thorium nuclear fuel

    ŞULENUR ASAL

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2020

    EnerjiGazi Üniversitesi

    Enerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. ADEM ACIR

  2. Neutronic investigation of fissile material production from molten salt fuel mixture in a fusion reactor blanket

    Bir füzyon reaktörünün manto yapısındaki ergimiş tuz yakıt karışımından fisil materyal üretiminin nötronik incelenmesi

    ALPER KARAKOÇ

    Doktora

    İngilizce

    İngilizce

    2024

    EnerjiKarabük Üniversitesi

    Enerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. HACI MEHMET ŞAHİN

  3. Toryumun ve çeşitli nükleer yakıtların performanslarının bir füzyon-fisyon reaktör sisteminde nötronik olarak incelenmesi

    The neutronic analysis of the performances of thorium and various nuclear fuels in a fusion-fission reactor system

    GÜVEN TUNÇ

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2017

    Nükleer MühendislikGazi Üniversitesi

    Enerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. KURTULUŞ BORAN