Nükleer reaktör yakıt imalatı öncesi uranyumun saflaştırılması ve zenginleştirme prosesleri
Uranium enrichment and purification methods prior to the production of the nuclear reactor fuel
- Tez No: 233519
- Danışmanlar: PROF. DR. EMİN ÖZBAŞ
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Fizik ve Fizik Mühendisliği, Nükleer Mühendislik, Physics and Physics Engineering, Nuclear Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 2008
- Dil: Türkçe
- Üniversite: Marmara Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Fizik Bölümü
- Bilim Dalı: Fizik Ana Bilim Dalı
- Sayfa Sayısı: 100
Özet
Nükleer reaktör tiplerine göre nükleer yakıt temini enerji arz güvenliği yönünden çok önemlidir. Bu bakımdan, nükleer santral işleticileri reaktörün ömrü boyunca ihtiyaçlarını sıkıntıya düşmeden temin etmek isterler. Bazı ülkeler sahip olduğu reaktör tiplerine göre madencilikten başlayıp, nükleer yakıt imalatına kadar her kademeyi içeren teknolojiye sahiptir. Bazı ülkeler ise belirli bir kademeden başlayıp yakıt fabrikasyonuna kadar olan teknolojiye sahiptir veya teknolojiye sahip olmadığı için üretici ülke firmalarından satın alarak ihtiyacını karşılamaktadırlar. Tercih edilen, nükleer yakıtın ülkemizde üretilmesidir. Ayrıca taze yakıt kolayca depolanabilir. Böylelikle uzun süre yakıt üreticilerine bağlı kalmadan enerji üretimi mümkün olacaktır. İleri teknoloji ürünü olan nükleer reaktörler, başta nükleer yakıt çevrim sistemlerine sahip ülkeler çağımızda sınıf atlamış olarak tanımlanır ve bu kapsamda sarı pasta olarak satılan uranyumun saflaştırılması ve zenginleştirilmesi ülkemizde yaygınlaşırsa yakıt imalatı da kolaylıkla yapılacaktır. Bu çalışmada nükleer rektörlerde yakıt imalatı öncesi uranyum saflaştırma ve zenginleştirme metotlarından gaz difüzyonu, santrifüj, nozul (aerodinamik yöntemler) ve lazer ile zenginleştirme metotları ayrıntılı olarak incelenmiştir. Bu metotların izahından önce gereksinimleri ifade edilmiştir. Zenginleştirme metodu olarak kullanılan bu yöntemlerdeki prosesler için gerekli diferansiyel denklemler yazılmıştır. Özellikle en yaygın olarak kullanılan gaz difüzyon ve santrifüj metotları üzerinde durulmuştur. . 235UF6 ve 238UF6 için ayrıştırma faktörleri incelenmiş, akış kanunları için denklemler çözülüp yorumlanmıştır. Gaz difüzyonu ve santrifüj proseslerine alternatif olarak lazer ile izotoplarına ayırma ve nozul tekniği ileri sürülmüştür. Uranyum zenginleştirilmesi prosesleri izahı sonucunda, bu zenginleştirme metotlarının birbiriyle kıyaslaması sağlanmıştır. Nozul metodu için Vorteks tüp ve jet nozul proses metodu üzerinde durulmuştur. Uranyumun izotoplarına ayrılmasında lazer tekniğinin hangi metotları kullanılarak yapıldığı açıklanmıştır. Kullanımda olan nükleer yakıt üretim tekniklerinin zor ve pahalı olması nedeniyle, bu çalışmada bu tekniklerin avantajları ve dezavantajları değerlendirilerek teorik ve uygulama alanında katkı sağlayacak denklemler yazılıp, sonuçlar tablolar halinde sunulmuştur.
Özet (Çeviri)
Nuclear fuel supply as per nuclear reactor types is very importantfor energy and supply safety. In this regard, nuclear plant operators would like to ensure requirements without dropping into straits during whole life of the reactor. Some countries have the required technology including every stage from mineral extracting to nuclear power production according to the types of reactors. Some other countries have the technology from a certain stage to fuel manufacture or satisfies the requirement purchasing from manufacturer country companies since they don?t have the technology. The best situation is the production of the fuel in our country. Furthermore fresh fuel could be stored easily. Thus, energy production would be possible without depending to the fuel producers for a long time. Nuclear reactors which are products of advanced technology, countries which have nuclear fuel cycle system are defined as to be landed up a higher class and if purification and enrichment of uranium called as yellow cake become spread in our country, fuel production could be realized easily. Gas diffusion, centrifuge, nozzle (aerodynamic methods) and laser using enrichment methods from uranium purification and enrichment methods prior to fuel production in nuclear reactors have been examined in detail in this study. These methods have been stated to be required prior to the expressions. Required differential equations have been written for the processes used as enrichment methods. Especially gas diffusion and centrifuge methods used most widely were emphasized. 235UF6 and 238UF6 separation factors were examined, equations were interpreted for flow rules. Laser separation and nozzle technique were alleged as alternative to gas diffusion and centrifuge processes. As a result of explanation of uranium enrichment processes, these enrichment processes have been ensured to be compared with each other. Vortex Tube and Jet Nozzle process methods were emphasized among the nozzle methods. It has been expressed which methods of laser technique were used in isotope separation of uranium. Because nuclear fuel production techniques in use are difficult and expansive, advantages and disadvantages thereof were assessed in this study and the equations to contribute to theoretical and applicational areas were stated, and results thereof were presented in tables.
Benzer Tezler
- Tek rotorlu Wankel motorunun ateşleme ve püskürtme ünitelerinin (kontrol ünitesinin) tasarımı, imalatı ve bilgisayar arayüzü ile kontrolü
Designing, producing and computer based controlling ignition and injection units (control units) of a single rotor Wankel engine
MEHMET İLTER ÖZMEN
Yüksek Lisans
Türkçe
2015
Mekatronik Mühendisliğiİstanbul Teknik ÜniversitesiMekatronik Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. CEMAL BAYKARA
- CFD simulation of nuclear reactor fuel spacer element
Nükleer reaktör yakıt sabitleme elemanlarının HAD simülasyonu
REFİK KARAGÖZ
Yüksek Lisans
İngilizce
2008
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. CEMAL NİYAZİ SÖKMEN
- Nükleer reaktör yakıt elemanı içersindeki sıcaklık dağılımının elektriksel andırım yöntemi ile hesaplanması
Başlık çevirisi yok
AHMET CENGİZ BAYSAL
- Enstrümental nötron aktivasyon analiziyle 235U/238U oranının tayini
Determination 235U/238U ratio with instrumental neutron activation analysis
SEVİLAY HACIYAKUPOĞLU
Doktora
Türkçe
1997
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı
PROF. DR. ŞARMAN GENÇAY
- Altıgen geometri nükleer reaktör kor modeli için nötronik hesaplamalar
Neutronic calculations for hexagonal geometry nuclear reactor core
OSMAN ŞAHİN ÇELİKTEN
Yüksek Lisans
Türkçe
2011
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. MEHMET TOMBAKOĞLU