Geri Dön

Flinabe blanketli APEX füzyon reaktörlerinde nötronik hesaplar

Neutronic calculations in APEX fusion reactors with flinabe blankets

  1. Tez No: 155714
  2. Yazar: ALİ ARASOĞLU
  3. Danışmanlar: PROF.DR. BAŞAR ŞARER
  4. Tez Türü: Doktora
  5. Konular: Fizik ve Fizik Mühendisliği, Physics and Physics Engineering
  6. Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
  7. Yıl: 2004
  8. Dil: Türkçe
  9. Üniversite: Gazi Üniversitesi
  10. Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
  11. Ana Bilim Dalı: Fizik Ana Bilim Dalı
  12. Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
  13. Sayfa Sayısı: 135

Özet

FLİNABE BLANKETLİ APEX FÜZYON REAKTÖRLERİNDE NÖTRONİK HESAPLAR (Doktora Tezi) Ali ARASOĞLU GAZİ ÜNİVERSİTESİ FEN BİLİMLERİ ENSTİTÜSÜ Haziran 2004 ÖZET Bu çalışmada ARIES-RS füzyon reaktör teknolojisinden faydalanılarak yapılan APEX füzyon reaktörünün MCNP-4B bilgisayar programında modellemesi (simülasyonu) yapıldı. Yapılan modelleme ile APEX hibrit (füzyon-fisyon) reaktöründe 76 farklı blanket kullanılarak TBR hesaplamaları yapıldı. Sonuçları kullanılabilir olan 13 farklı model için nötronik hesaplamalar yapıldı. Hesaplama yapılan APEX hibrit reaktör kavramında, akışkan eriyik tuz duvarın ana bileşenini Flinabe oluşturur. Flinabe (35:27:38) %20 6Li - %30 6Li zenginliği için içerisindeki ağır metal tuzun (UF4 ve ThF4) mol aranı artırıldı (%0 - %12). Bununla fisil yakıt üretimi ve enerji çoğaltımını artırmak ve COE 'yi düşürmek amaçlandı. Flinabe (35:27:38) %30 6Li zenginliği içerisindeki ağır metal tuzun mol oranı %12 UF4 için TBR > 1,08 ve %6 ThF4 için TBR > 1,01 olarak hesaplandı. Fisil yakıt ve toplam enerji üretimi sırasıyla 2637,9365 kg 239Pu/yıl, 8665,755 MWth ve 2150,227 kg 233U/yıl, 4962,288 MWth olarak hesaplandı (orijinal APEX füzyon reaktörünün gücü 4388 MWth). Hibrit reaktörde üretilen fisyon enerjisi ve fisil yakıt satışı COE miktarını düşürür. Bilim Kodu : 218 Anahtar Kelimeler : APEX, MCNP, Füzyon Reaktörü, Flinabe, Hibrit blanket Sayfa Adedi : 123 Tez Yöneticisi : Prof. Dr. Başar ŞARER

Özet (Çeviri)

11 NEUTRONIC CALCULATIONS IN APEX FUSION REACTORS WITH FLINABE BLANKETS (Ph. D. Thesis) Ali ARASO?LU GAZİ UNIVERSITY INSTITUTE OF SCIENCE AND TECHNOLOGY June 2004 ABSTRACT In this research, APEX fusion reactor produced using ARIES-RS fusion reactor technology was simulated with MCNP-4B software. TBR calculations were carried out using 76 different blankets in APEX hybrid (fusion-fission) reactor by this modeling study. Neutronic calculations were accomplished for 13 different models with practicable results. For calculated APEX hybrid reactor concept, Flinabe is the major component of flowing molten salt wall. Mole fraction of heavy metal salt (UF4 ve ThF4) in the molten salt was increased by 0-12% for increased amount of Flinabe (35:27:38) 20% 6Li - 30% 6Li. It was because increasing fissile fuel production and energy enhancement as well as decreasing COE were aimed. Mole fraction of heavy metal salt in the richness of Flinabe (35:27:38) 30% 6Li was computed to be TBR>1.08 for 12% UF4 and TBR>1.01 for 6% ThF4. Fissile fuel and total energy productions were computed to be 2637.9365 kg 239Pu/year, 8665.755 MWth and 2150.227 kg 233U/year, 4962.288 MWth, respectively (Power of the original APEX fusion reactor is 4388 MWth). As a result, fission energy and fissile fuel sales produced in a hybrid reactor decreases the amount of COE. Science Code : 218 Key Words : APEX, MCNP, Fusion reactor, Flinabe, Hybrid blanket Page Number : 123 Adviser : Prof. Dr. Başar ŞARER

Benzer Tezler

  1. Tez No

    268777

    Flinabe blanketli APEX hibrit reaktöründe nötron akısı hesaplamaları

    Neutron flux calculations in APEX hybrid reactor with flinabe blanket

    GÜNEŞ AÇIKGÖZ BORA

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2010

    Fizik ve Fizik MühendisliğiYüzüncü Yıl Üniversitesi

    Fizik Ana Bilim Dalı

    YRD. DOÇ. DR. ALİ ARASOĞLU

  2. Tez No

    756099

    Bir füzyon reaktöründe farklı soğutucuların trityum üretimine etkisinin nötronik incelenmesi

    Neutronic investigation of effect on tritium breeding of different coolant in a fusion reactor

    BİLGE MENGÜLLÜOĞLU

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2022

    EnerjiKarabük Üniversitesi

    Enerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. HACI MEHMET ŞAHİN

  3. Tez No

    222774

    Toryum yakıtlı bir füzyon-fisyon reaktöründe farklı lityum bileşiklerinin kullanılmasının reaktör performansına etkilerinin incelenmesi

    Investigation of the effecets of a reactor performance on using different lityum compounds in a fusion-fission reactor fuelling with thoruim

    OKHAN DURUKAN

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2007

    Makine MühendisliğiNiğde Üniversitesi

    Makine Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    DOÇ.DR. KADİR YILDIZ

  4. Tez No

    752085

    Neutronic investigation of the effect of first wall material composition and thickness on reactor structure performance in a fusion reactor

    Bir füzyon reaktöründe ilk duvar malzeme bileşimi ve kalınlığının reaktör yapı performansına etkisinin nötronik incelenmesi

    MELOOD MOHAMAD OMAR TAJOORE

    Doktora

    İngilizce

    İngilizce

    2022

    EnerjiKarabük Üniversitesi

    Enerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. HACI MEHMET ŞAHİN

  5. Tez No

    814225

    Bir manyetik sıkıştırmalı füzyon reaktöründe farklı trityum üretim malzemelerinin performanslarının nötronik olarak incelenmesi

    Neutronic investigation of different tritium breeding materials in a magnetic confined fusion reactor

    UĞUR ATALAY

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2023

    EnerjiGazi Üniversitesi

    Enerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    DR. ÖĞR. ÜYESİ GÜVEN TUNÇ

Geri Dön