Bir toryum füzyon reaktöründe nükleer atıkların değerlendirilmesi
Minor actinide burning in a thorium fusion breder
- Tez No: 128951
- Danışmanlar: DOÇ. DR. HACI MEHMET ŞAHİN
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Makine Mühendisliği, Mechanical Engineering
- Anahtar Kelimeler: Hibrid Reaktör, Nükleer Atık, Toryum. 111, Hybrid Reactor, Nuclear Waste, Thorium. IV
- Yıl: 2002
- Dil: Türkçe
- Üniversite: Niğde Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Makine Mühendisliği Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- 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
- 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
2020
EnerjiGazi ÜniversitesiEnerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. ADEM ACIR
- 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
2024
EnerjiKarabük ÜniversitesiEnerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. HACI MEHMET ŞAHİN
- Candu tüketilmiş yakıtının gençleştirilmesi için yarı katalize füzyon sürücülü hibrid reaktörün potansiyeli
Başlık çevirisi yok
ERTUĞRUL BALTACIOĞLU
- Candu tüketilmiş yakıtının gençleştirilmesi için modere edilmiş ve hızlı (D,T) hibrid blanketlerin potansiyelinin incelenmesi
Başlık çevirisi yok
HÜSEYİN YAPICI
- 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
2017
Nükleer MühendislikGazi ÜniversitesiEnerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. KURTULUŞ BORAN