Apex hibrid reaktör modellemesi için Monte Carlo Yöntemi kullanılarak nötron transport hesaplamalarının yapılması
Neutron transport calculations for apex hybrid reactor model by using Monte Carlo Method
- Tez No: 133454
- Danışmanlar: PROF. DR. BAŞAR ŞARER
- Tez Türü: Doktora
- Konular: Fizik ve Fizik Mühendisliği, Physics and Physics Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 2003
- Dil: Türkçe
- Üniversite: Gazi Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Fizik Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: 159
Özet
APEX'HİBRİD REAKTÖR MODELLEMESİ İÇİN, MONTE CARLO YÖNTEMİ KULLANILARAK NÖTRON TRANSPORT HESAPLAMALARININ YAPİLMASİ (Doktora tezi) Aybaba HANÇERÜOĞULLARI GAZİ ÜNİVERSİTESİ FEN BİLİMLERİ ENSTİTÜSÜ Aralık 2002 ÖZET Bu çalışmada APEX Füzyon teknolojisinden yararlanılarak yeni APEX hibrid reaktör modeli geliştirilmiştir. Çalışmada 13 farklı model sunulmuştur. APEX Füzyon teknolojisinin diğer füzyon teknolojilerinden üstünlüğü reaktörde ilk katı duvar yerine hızlı akan bir sıvı duvar kullanılmasıdır. Bu sıvı duvarın avantajı yapı malzemesi hasarlarını azaltarak bu malzemelerin ömürünü reaktör ömür seviyesine getirmesi, ayrıca yüksek nötron duvar yüküne imkan sağlamasıdır. APEX reaktör modeli için boyutlar APEX çalışmaları kapsamında gerçekleştirilen ARİE-RS reaktör tasarımından alınmıştır. İlk sıvı duvar (FW) 2 cm kalınlığında olup hızlı akan bir akışkan tabakadır. Arkasında yavaş akan 40 cm kalındığındaki Blanket (B) tabakası bulunmaktadır. Sıvı duvarın yaslandığı 4 cm kalınlığında bir katı duvar vardır. İlk hızlı sıvı duvar, reaktör içerisindeki yüklü parçacıkları, hemen arkasında yavaş akan Blanket (B) ise nötronlardan dolayı açığa çıkan radyasyon enerjisini soğutur. APEX hibrid reaktör modelinde ilk sıvı duvara gelen güç (Nötron duvar yükü) yaklaşık 10 MW/m2 olurken yüzeydeki ısı akısı 2MW/m2 dir. Sıvının, sistem içerisinde plazmayla etkileşmeden akışı sırasında 4 çeşitli kuvvet uygulanmıştır. Yerçekimi-momentum tahrikli (GMD), GMD ile birlikte girdaplı akış, elektro manyetik ve manyetik-itme kuvvetleri uygulanmaktadır.Modelimizde ilk sıvı duvar, blanket ve zırh bölgelerinde akışkan olarak doğal flibe (% 100) ile birlikte % 0-12 arasında değişen fertil (Üretken yakıt) kulla nılmıştır. Reaktörün trityum açısıdan kendi kendine çalışabilmesi için TBR > 1,05 olmalıdır. APEX füzyon modelinde TBR (Trityum üretim hızı) 1,22 civa rında enerji üretim faktörü M de 1,74 civarındadır. Bu değerler, %100 (6-Li) doğal flibe içindir. UF4 veya ThF4 oranı %0-12 arasında arttıkça TBR değerleri düşmektedir. Bu düşüş, UF4'e göre ThF4 için daha hızlıdır. Grafiksel inceleme yapıldığında toplam TBR'deki azalma yüzdesi %0-12 oranlan arasında değişen UF4 veya ThF4 için UF4 de %10,6 ThF4de %18,7 civarındadır. Kendi kendine yetebilen Trityum üretim oranı, (TBR > 1,05) incelemenin yapıldığı %10-12 T hF4 oranları hariç devam etmiştir. APEX hibrid reaktör modelinde füzyon nötronları başına fisil malzeme üre tim hızı lineer (doğrusal) olarak ağır metal yüzdesiyle artmaktadır. APEX hib rid reaktöründe plazmaya en yakın yapısal malzeme olan katı yaslanma du varı maruz kaldığı nötron akıları incelemenin yapıldığı üst sınır (%12 ağır me tal) ve saf flibe için hemen hemen aynıdır. Dolayısıyla, yapısal malzemenin hasar oranı saf flibe ve hibrid malzeme kullanımı durumları için değişme- mektedir. Bilim Kodu : Anahtar Kelimeler : APEX, Monte Carlo, MCNP, Hibrid reaktör, sıvıduvar ilk sıvı ilk duvar, füzyon Sayfa Adeti : 143 Tez Yöneticisi : Prof. Dr. Başar ŞARER.
Özet (Çeviri)
Ill NEUTRON TRANSPORT CALCULATIONS FOR APEX HYBRID REACTOR MODEL BY USING MONTE CARLO METHOD (Ph. D. Thesis) Aybaba HANGERLIOGULLARI GAZİ UNIVERSITY INSTITUTE OF SCIENCE AND TECHNOLOGY December 2002 ABSTRACT In this study, it has been developed the new APEX hybrid model by the way of using the APEX fusion technology and has been shown 13 different model. The superiority of the APEX fusion technology from the other fusion technologies is that there has been used in reactor, a fluid wall which flows astly instead of first solid wall. The advantage of this fluid wall is to extend the life of structural material to the that reactor by redcing the rate of dam age on the structural material. It also allows high neutron wall loads. The measures for the APEX reactor model has been taken from the ARIE-RS reactor desing which was made in the framework of APEX studies. First fluid wall (FW) is 2 cm thickness and is a course layer that fastly flowing. There is Blanke (B) layer which is 40 cm thickness and flowing slow by its back. After there is a solid wall which 4 cm thickness and leaning against the fluid wall. The aim of the first fast fluid wail is to confine the loaded pieces in the reactor, just behind that confining the radiation energy which comes into because of the neutrons in slow flowing blanke (B). In the APEX hybrid reactor model. The power (neutron wall load) that comes to the first fluid wall is nearly! Q MW/m2 while the heat flow on the surface is 2 MW/m2. Four type of power is applied through the time of flow of the fluidIV inîhe system without any influence with the GMD, electromagnetic and mag netic forces are applied. The fluid used in this model on the first liquid wall, blanket and shield zones fertil (pasive fuels) which changes between %0-12 is used together with the Flibe (%1Q0). Sufficient tritium amount is needed for the reactor to work itself. In the TBR > 1,05 Apex fusion model TBR (tritium production speed) is nearly 1,22 and M the energy production factor is nearly 1,74 These values are for %100 (Li-6) natural Flibe TBR values decreases when UF4 or ThF4 proportion increases between %0- 12. This decrease for the ThF4 is faster when compared with the UF4. When the graphical research is done, the total decrease percentage in the TBR for UF4 or ThF4 proportion (Fertil) changing between %0-12 is nearly %10,6 in the UF4 and %18,7 in the ThF4. Self sufficient tritium production speed (TBR > 1.05) continues except %10-12 TF4 proportions used in the research. In the APEX hybrid reactor model fisil material production speed per fusion neutron increases linear to the heavy metal percentage. In the APEX hybrid reactor neutron fluxe attained on the solid wall, which is closest structural material to the plazma, are neraly same for both pure flibe and %12 heavy metal inclusion cases. Hence, damage rate in structural material won't be changed in both pure Flibe and hybrid material use. Science Code : Key Words : APEX, Monte Carlo, MCNP, Hybrid reactor, liquit wall, First wall, Fusion Page number : 143 Adviser : Prof. Dr. Başar ŞARER
Benzer Tezler
- Apex hibrit reaktörlerinde reaktör çelik duvarının nötron radyasyonu altında yıpranmasının Monte Carlo metodu kullanılarak hesaplanması
Calculations using Monte Carlo method in apex fusion reactors the neutron radiotion damage to reactor blanket
YILMAZ KEVSER
Yüksek Lisans
Türkçe
2004
Fizik ve Fizik MühendisliğiGazi ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
PROF.DR. BAŞAR ŞARER
- Flinabe blanketli APEX füzyon reaktörlerinde nötronik hesaplar
Neutronic calculations in APEX fusion reactors with flinabe blankets
ALİ ARASOĞLU
Doktora
Türkçe
2004
Fizik ve Fizik MühendisliğiGazi ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
PROF.DR. BAŞAR ŞARER
- Flinabe blanketli APEX hibrit reaktöründe nötron akısı hesaplamaları
Neutron flux calculations in APEX hybrid reactor with flinabe blanket
GÜNEŞ AÇIKGÖZ BORA
Yüksek Lisans
Türkçe
2010
Fizik ve Fizik MühendisliğiYüzüncü Yıl ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
YRD. DOÇ. DR. ALİ ARASOĞLU
- Monte Carlo tekniği kullanılarak füzyon tokamak reaktörlerinde nötronik hesaplamalar
Neutron transport calculations for fusion tokamak reactors by using Monte Carlo method
MEHTAP GÜNAY
Yüksek Lisans
Türkçe
2004
Fizik ve Fizik Mühendisliğiİnönü ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
PROF.DR. BAŞAR ŞARER
- Bir füzyon-fisyon hibrit reaktöründe monte carlo tekniği kullanılarak bazı kütüphaneler için üç boyutlu nötronik hesaplamalar
Three-dimensional neutronic calculations for some libraries by using monte carlo method in a fusion-fission hybrid reactor
HİLAL BARDAKÇI
Yüksek Lisans
Türkçe
2019
Fizik ve Fizik Mühendisliğiİnönü ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. MEHTAP DÜZ