Geri Dön

Nükleer atık yakıcı/dönüştürücü sistemlerinin optimizasyonu ve enerji analizi

The optimization and energy analysis of nuclear waste burning/transmutation systems

PDF İndir

  1. Tez No: 232208
  2. Yazar: NESRİN KAYATAŞ DEMİR
  3. Danışmanlar: PROF. DR. HÜSEYİN YAPICI, PROF. DR. TANER ALTUNOK
  4. Tez Türü: Doktora
  5. Konular: Enerji, Makine Mühendisliği, Nükleer Mühendislik, Energy, Mechanical Engineering, Nuclear Engineering
  6. Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
  7. Yıl: 2008
  8. Dil: Türkçe
  9. Üniversite: Erciyes Üniversitesi
  10. Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
  11. Ana Bilim Dalı: Makine Mühendisliği Ana Bilim Dalı
  12. Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
  13. Sayfa Sayısı: 150

Özet

Bu tezde, bir füzyon sürücülü dönüştürücüde (FSD) PWR-MOX kullanılmış yakıtından çıkan minör aktinit (MA) ve uzun ömürlü fisyon ürünlerinin (UÖFÜ) dönüşümü araştırıldı. İlk olarak, FSD'nin blanket konfigürasyonu farklı radyal kalınlıklardaki çeşitli blanket tasarım kombinasyonları analiz edilerek nötronik açıdan optimize edildi. Füzyon plazması olarak döteryum-trityum (D-T) ve katalize döteryum-döteryum (D-D) ele alındı. FSD'nin blanketine iki farklı dönüşüm bölgesi (DBMA ve DBFP) birbirlerinden ayrı olarak yerleştirildi ve nükleer ısı transferi için iki farklı soğutucu (Helyum, He, ve ağır su, D2O) kullanıldı. MA ve UÖFÜ'lerin hacimsel oranlarının dönüşüm üzerine etkisini belirlemek için, MA ve UÖFÜ'lerinin hacimsel oranları sırasıyla %10'dan %20'ye %2'şer adım ile ve %10'dan %80'e %5'er adım ile artırıldı. Her iki D-T ve D-D füzyon plazma durumları için zamana bağlı dönüşüm analizleri sırasıyla 10 ve 6 yıllık operasyon periyodu, 5 MW/m2 ilk duvar nötron yükü ve %75 tesis faktörü için XSDRNPM-S/SCALE 4.3 transport kodu ve 238 enerji gruplu nötron transport ve aktivite tesir kesit kütüphanesi yardımıyla gerçekleştirildi. Bu analizlere ilaveten, blankette üretilen nükleer ısının kullanılabilir elektriğe dönüşümü analiz edildi.

Özet (Çeviri)

In this thesis, the transmutations of both the minor actinides (MA) and the long-lived fission products (LLFP), discharged from high burn-up PWR-MOX spent fuel, in a fusion-driven transmuter (FDT) are investigated. Firstly, the blanket configuration of the FDT is optimized from neutronic point of view by analyzing various sample blanket design combinations with different radial thicknesses. Deuterium-tritium (D-T) and catalyzed deuterium-deuterium (D-D) are considered as fusion plasma. Two different transmutation zones (TZMA and TZFP) are located separately from each other in the blanket of FDT and two different coolants (Helium, He, and heavy water, D2O) are used for the nuclear heat transfer. In order to determine the effects of the MA and LLFP volume fractions on the transmutations, the volume fractions of the MA and the LLFP are raised from 10 to 20% stepped by 2% and from 10 to 80% stepped by 5%, respectively. The time-dependent transmutation analyses for both D-T and D-D fusion plasma cases have been performed for an operation period of up to 10 and 6 years, respectively, by 75% plant factor under a first-wall neutron load of 5 MW/m2 with the help of the XSDRNPM/SCALE4.4a neutron transport code and the 238 energy groups neutron transport and activity cross-section data library. In addition to these analyses, the conversion of the nuclear heat generated in the blanket to usable electricity in situ is analyzed.

Benzer Tezler

  1. Tez No

    902975

    Halk sağlığı için afetlerde nükleer atık ve tıbbi radyoaktif atık yönetimi

    Nuclear waste and medi̇cal radi̇oacti̇ve waste management i̇n di̇sasters for publi̇c health

    MİHRİBAN DELLALOĞLU

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2024

    Halk SağlığıNiğde Ömer Halisdemir Üniversitesi

    Afet Yönetimi Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. SEFA ERTÜRK

  2. Tez No

    155931

    Yüksek güç yoğunluklu bir hibrid reaktörde atık nükleer yakıtın değerlendirilmesi

    Utilization of nuclear fuel waste in a high power density hybrid reactor

    MUSTAFA ÜBEYLİ

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2004

    Makine MühendisliğiGazi Üniversitesi

    Makine Eğitimi Ana Bilim Dalı

    PROF.DR. SÜMER ŞAHİN

  3. Tez No

    472675

    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

    Türkçe

    2017

    Nükleer MühendislikGazi Üniversitesi

    Enerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. KURTULUŞ BORAN

  4. Tez No

    759659

    Dizel yakıtına atık yağ/ diethylene glycol butyl ether ilavesinin etkilerinin incelenmesi

    Effects of additional waste oil additional diethyl glycol butyl ether to diesel fuel

    CEM CENAB ÖZEN

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2022

    Nükleer MühendislikMuş Alparslan Üniversitesi

    Nükleer Enerji ve Enerji Sistemleri Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. SALİH ÖZER

  5. Tez No

    712653

    Atık ağartma toprağından geri kazanılan atık yağdan biyodizel üretimi ve dizel motor performans ve emisyonlarına etkisinin incelenmesi

    Biodiesel production from waste oil recovered from spent bleaching earth and investigation of its effects on diesel engine performance and emissions

    TUĞBA ELARSLAN

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2022

    Makine MühendisliğiMuş Alparslan Üniversitesi

    Nükleer Enerji ve Enerji Sistemleri Ana Bilim Dalı

    DR. ÖĞR. ÜYESİ MEHMET AKÇAY

    DR. ÖĞR. ÜYESİ İLKER TURGUT YILMAZ

Geri Dön