Monte Carlo neutronics and burnup calculations for pebble bed reactor
Çakıl yataklı reaktor için Monte Carlo nötronik ve yanma hesapları
- Tez No: 197122
- Danışmanlar: PROF. DR. ÜNER ÇOLAK
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
- Anahtar Kelimeler: PBMR, MCNP, kritiklik, yanma, kendini kalkanlama, PBMR, MCNP, criticality, burnup, self-shielding
- Yıl: 2005
- Dil: İngilizce
- Üniversite: Hacettepe Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Nükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: 96
Özet
Bu çalışmada, çakıl yataklı modüler reaktörün (PBMR) yakıt çekirdeği, yakıttopu ve bütün koru, Monte Karlo kodu MCNP ile modellendi. Bütün kor modeliiçin kritiklik analizi yapıldı ve elde edilen sonuçlar literatürdeki veriler ilekarşılaştırıldı. Birim hücre ve bütün kor modelinin yanma özellikleri incelendi.Böyle bir çalışmayı gerçekleştirebilmek için bir yanma kod paketi olanBURNER geliştirildi.MCNP ve BURNER bir script dosyası tarafından iteratif olarak koşulur:MCNP'nin çıktı dosyasından elde edilen sonuçlar, BURNER tarafından yeniyakıt kompozisyonunu belirlemek için gerekli oran denklemlerini çözmektekullanılır, ve yeni yakıt kompozisyonlu yeni MCNP girdi dosyası BURNERtarafından oluşturulur.Birim hücre, bütün kor modellerini ve BURNER'ı doğrulamak için OECD/NEAtarafından yapılan bençmark problemleri kullanıldı ve sonuçlar diğerkatılımcılarınkileriyle karşılaştırıldı.Yakıt çekirdeğinin ve yakıt çakılının içindeki yanma etkilerini incelemek buçalışmada gerçekleştirilen diğer bir analizdir. Her iki durum için, başlangıçzenginlik değerinin ve yakıt malzemesinin yanma miktarının kendinikalkanlama etkisi üzerindeki etkileri incelenmiştir.
Özet (Çeviri)
In this study, fuel kernel, fuel sphere and the full core of the Pebble BedModular Reactor (PBMR) were modeled with the Monte Carlo code MCNP.Criticality analyses for the full core model were performed and the obtaineddata was compared with values reported in literature. Burnup characteristicsof the unit cell and the full core model were studied. To perform such a work,a burnup code package, BURNER, was developed.MCNP and BURNER are run by a script file in an iterative fashion: The tallyresults obtained from the output file of MCNP are used by BURNER to solveappropriate rate equations to determine new fuel composition and a newMCNP input file with the new fuel composition is formed by BURNER.To validate the unit cell, full core models and BURNER, benchmark problemsgiven by OECD NEA were performed and the results were compared withthose of the other participants.Another part of this work was to study the burnup effects inside the fuel kerneland the fuel pebble. For both cases, the effects of initial enrichment value andthe burnup of fuel material on the self-shielding effects were studied.
Benzer Tezler
- Toryum, uranyum ve kullanılmış yakıt trıso partikülleri ile yüklenmiş hızlandırıcı sürücülü sistemin yakıt dönüşümü ve hidrojen üretim potansiyelinin araştırılması
Investigation of hydrogen production and nuclear fuel transmutation potentials of ads loaded with thorium, uranium and spent fuel triso particles
GİZEM BAKIR
Doktora
Türkçe
2016
EnerjiErciyes ÜniversitesiEnerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. HÜSEYİN YAPICI
DOÇ. DR. GAMZE GENÇ
- Neutronic calculations for research reactors via monte carlo
Araştırma reaktörleri̇ni̇n monte carlo i̇le nötroni̇k anali̇zi̇
YİĞİT ÇEÇEN
Yüksek Lisans
İngilizce
2002
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. MEHMET TOMBAKOĞLU
- Sodyum soğutmalı hızlı reaktörlerde Monte Carlo Tekniği kullanılarak minör aktinitlerin araştırılması
Investigating of minor actinides at the sodium cooled fast reactors using by the Monte Carlo Technique
NEŞE KABAK ARSLAN
Yüksek Lisans
İngilizce
2019
Nükleer MühendislikKaramanoğlu Mehmetbey ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
DR. ÖĞR. ÜYESİ MEHMET EMİN KORKMAZ
- Hafif sulu üretken reaktör için nötronik analiz
Neutronic analysis for light water breeder reactor
MUHAMMED ALİM KIRIŞIK
Yüksek Lisans
Türkçe
2023
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DR. ÖĞR. ÜYESİ EROL ÇUBUKÇU
- MCNP-4B analysis of pressurized water reactor in-core fuel management benchmark problem of almaraz power plant
MCNP-4B ile alamaraz güç santralinin basınçlı su reaktörü kor içi yakıt analizi
AYDIN KARAHAN
Yüksek Lisans
İngilizce
2005
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. MEHMET TOMBAKOĞLU