D-T sürücülü hybrit blanketlerde geometri ve malzeme parametrelerinin nötronik analizi
Başlık çevirisi mevcut değil.
- Tez No: 23110
- Danışmanlar: Belirtilmemiş.
- Tez Türü: Doktora
- Konular: Makine Mühendisliği, Mechanical Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 1992
- Dil: Türkçe
- Üniversite: Erciyes Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Makine Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: 124
Özet
:et Mevcut nükleer reaktörlerin (esas olarak Hafif Su Reaktörle rinin) yakıt ihtiyacını karşılayan fissile yakıt kaynaklarının tükenebilecegine dayalı olarak geliştirilen Hybrid Reaktör Sis tem çalışmaları teorik ve deneysel bazda yürütülmektedir. Yapı lan çalışmalarla bir karşılaştırma imkanı da sağlamak üzere, bir hybrid blanketin öncelikle optimum geometrisi belirlenmiş, daha sonra da, bu geometriye ait malzeme yapısı parametrik bir çalış mayı gerçekleştirmek üzere değiştirilmiştir. Blanketin yakıt bölgesinde, fissile yakıt ve fissile yakıt la birlikte enerji üretimini sağlayacak klasik nükleer yakıtla rın (ThO ve Tabii-UO") yanısıra, nükleer reaktörlerden artık olarak çıkan aktinid yakıtlar da (Am02 ve CmO ) nümerik hesapla malara sokulmuştur. Saf Li 'un trityum üretim malzemesi ve Be 'un da reflektör olarak kullanıldığı blanketler, diğerleri arasında, nötronik performans kriteri açısından en iyi durumda olanlardır. Çalışma sırasında nötronik analiz ANISN nötron transport kodu yardimıyle ve S - P, yaklaşımıyle, (30 nötron + 12 Gamma) 42 gruplu CLAW-IV data paketi kullanılarak gerçekleştirilmiştir.
Özet (Çeviri)
vi ABSTRACT Hybrid Reactor System studies improved on to exhausting fis sile fuel sources which meet fuel needs of existing nuclear reactors (mainly Light Water Reactors) have been executed theorlcally and experimentally, including the purpose of compa ring with! the other studies made till now, in this study the optimum geometry of a hybrid blanket was determined firstly and after that the material structure belonging to this geometry was changed in order to reaiilze a parametric study. In the fuel zones of the different blankets, in addition to the classical nuclear fuels (ThO" and nat-UO_) assuring fissile fuel, and energy production, whether one of them or both of them at the same time, actinid fuels (AmO and CmO_) which are waste fuels from nuclear reactors were introduced into the numerical calculations. Blankets with pure lithium as the tritium producH ing 1 material and with Beryllium as reflector are the best ones among the others regarding with neutronic performance. The neutronic analysis throughout the study has been perform- ed with the help of the ANISN neutron transport code in the S_- P3 approximation using the 42 groups (30-neutron + 12-gam- ma-ray group) data library CLAW- IV.
Benzer Tezler
- D-T füzyon sürücülü füzyon-fisyon hibrid reaktörde kullanılmış yakıtların farklı moderatörler karşısındaki nötronik performansı ve reaktörde ısı üretimi
In The (D-T) fusion-fission driven hybrid reactor against the used fuels of different moderators of neutronic performance and the heat production
NURİ ERTAN
Yüksek Lisans
Türkçe
2002
Makine MühendisliğiMustafa Kemal ÜniversitesiMakine Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. ERTUĞRUL BALTACIOĞLU
- Nükleer reaktör teknolojisinde kullanılabilen değişik seramik yakıtların soğutucu malzemeler karşısındaki nötronik analizi
Neutronic analysis of various ceramic fuels used in the nuclear reactor technology against the coolant materials
MEHMET KAMİL BALCILAR
Yüksek Lisans
Türkçe
2001
Makine MühendisliğiMustafa Kemal ÜniversitesiMakine Mühendisliği Ana Bilim Dalı
YRD. DOÇ. DR. YILDIZ KOÇ
- Hafif su (H2O) ve ağır su (D2O) soğutuculu hibrid reaktörlerin nötronik performans ve termal-hidrolik analizi
Neutronic and thermal hydrolic anlyses of hybrid reactors cooled by light and heavy water
TAHİR AYATA
- (D,T) füzyon sürücülü hibrid blankette trityum üretiminin optimizasyonu
Optimization of tritium breeding in (D,T) fusion driver hybrid blankets
AHMET KAYA
Yüksek Lisans
Türkçe
2001
Makine MühendisliğiNiğde ÜniversitesiMakine Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF.DR. HÜSEYİN YAPICI
- Füzyon-fisyon hibrid reaktöründe nükleer hidrojen üretimi
Nuclear hydrogen production in fusion-fission hybrid reactor
GİZEM BAKIR
Yüksek Lisans
Türkçe
2013
EnerjiErciyes ÜniversitesiEnerji Sistemleri Ana Bilim Dalı
PROF. DR. HÜSEYİN YAPICI