Geri Dön

Monte Carlo yöntemi kullanılarak hızlandırıcı güdümlü sistemde bazı aktinitlerin dönüşümü ve enerji elde edilmesi

Transmutation of some actinides and energy production in accelerator driven system using Monte Carlo method

PDF İndir

  1. Tez No: 245559
  2. Yazar: MEHMET EMİN KORKMAZ
  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: 2009
  8. Dil: Türkçe
  9. Üniversite: Gazi Üniversitesi
  10. Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
  11. Ana Bilim Dalı: Fizik Bölümü
  12. Bilim Dalı: Fizik Ana Bilim Dalı
  13. Sayfa Sayısı: 153

Özet

Elektrik enerjisi elde etmek için nükleer güç reaktörlerinin işletilmesi sonucunda nükleer atık meydana gelir. Nükleer atıktan kurtulmanın bir yolu Hızlandırıcı Güdümlü Sistemlerin (HGS) korunda yakıt olarak dönüştürmektir. HGS, doğal kurşun bir hedef, demet penceresi, kritikaltı kor, yansıtıcı ve yapı malzemesinden oluşmuştur. Reaktör koruna minör aktinit yüklenmiştir ve hızlandırıcıdan gönderilen yüksek enerjili protonlar bir parçalanma nötron kaynağına gönderilmiştir.Nötronlar parçalanma hedefinde yüksek enerjili lineer hızlandırıcıdan gelen protonların yardımıyla üretilir ve korda fisyon reaksiyonu meydana gelir. Tasarlanan sistemde elde edilen yüksek nötron akıları 237Np, 238Pu, 239Pu, 240Pu, 241Pu, 242Pu, 241Am, 242Am, 243Am çekirdeklerini dönüştürmek için kullanıldı. Korda bulunan yakıt demetleri için altıgen bir örgü kullanıldı. Sistemde bulunan 70 cm uzunluğunda, 20 cm yarıçapında doğal kurşun hedefe 1 GeV enerjili ve 10 mA'lik proton demeti 5,3 cm yarıçaplı bir boşluktan gönderilmiştir. Protonlar düzgün olarak 3 cm yarıçaplı bir demet halinde dağılmıştır. Kor 2,3 m yarıçap ve 4,6 m yüksekliğe sahip silindirik bir yapıdadır. Ana kap duvar kalınlığı 2 cm'dir. Reaktör kabı grafitten yapılmış 40 cm kalınlıklı yansıtıcı ile çevrelenmiştir. Hedef ve proton demeti dikey ekseni, reaktör kabı ekseni ile aynıdır. Yapı malzemeleri ve demet penceresi paslanmaz çelik (HT9) yapısındaki aynı materyalden yapılmıştır.LAHET ve MCNP kodlarının birleştirilerek oluşturulmuş ve bir Monte Carlo kodu olan MCNPX hesaplamalarda kullanıldı. Önemli kor elemanları için MCNPX'de kullanılan belirli bir sıcaklığa ait tesir kesiti datası NJOY99 kodu tarafından üretildi.Bu tezde incelenen nötronik parametreler; parçalanma nötron ürünleri, parçalanma nötronlarının enerji dağılımı, ısı depolanması ve minör aktinitlerin dönüşüm oranıdır.

Özet (Çeviri)

Nuclear waste is created from the operation of nuclear power reactors for the production of electricity. One way to dispose of the waste is to transmute the fuel in an accelerator driven core. The acceleration driven system (ADS) is composed of a natural lead target, beam window, subcritical core, reflector, and structural material. Using a high energy proton accelerator, a spallation neutron source was modeled which was used to drive a minor actinide loaded core. The neutrons are produced by the spallation reaction of protons from a high intensity linear accelerator in the spallation target, and the fission reaction in the core. The simulated high neutron fluxes were used to transmute 237Np, 238Pu, 239Pu, 240Pu, 241Pu, 242Pu, 241Am, 242Am, 243Am in the fuel. It was used a hexagonal lattice for the fuel assemblies. The system is driven by a 1 GeV, 10 mA proton beam incident on a natural lead cylindrical target, 20 cm radius, 70 cm height, and entering the target through a 5,3 cm radius hole. The protons were uniformly distributed across the beam of radius 3 cm. The core is cylindrical assembly, 2,3 m radius, 4,6 m high. The wall thickness of the main vessel is 2 cm. The main vessel is surrounded by a reflector made of graphite, 40 cm thick. The axes of the proton beam and the target are concentric with the main vessel axis. The structural walls and the beam window are made of the same material, stainless steel, HT9.In the calculations, the Monte Carlo code MCNPX, which is a combination of LAHET and MCNP, was used. Continuous energy cross section data at temperature was produced using NJOY99 for input into MCNPX for critical core components. We investigated the following neutronics parameters: spallation neutron yields, energy distribution of the spallation neutrons, heat deposition and transmutation rate of minor actinides.

Benzer Tezler

  1. Tez No

    216186

    Monte carlo simulation in radiotherapy

    Radyoterapide Monte Carlo benzeşimi

    YİĞİT ÇEÇEN

    Doktora

    İngilizce

    İngilizce

    2008

    Nükleer MühendislikHacettepe Üniversitesi

    Nükleer Bilimler Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. MEHMET TOMBAKOĞLU

  2. Tez No

    629161

    Siemens artiste lineer hızlandırıcı cihazının Monte Carlo Yöntemi kullanılarak modellenmesi ve enerjiye etki eden parametrelerin değerlendirilmesi

    Modeling of the siemens artiste linear accelerator device with using Monte Carlo Method and evaluation of parameters effecting to energy

    TAYLAN TUĞRUL

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2020

    Fizik ve Fizik MühendisliğiTOBB Ekonomi ve Teknoloji Üniversitesi

    Biyomedikal Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. OSMAN EROĞUL

  3. Tez No

    383358

    Simulation of glow discharge plasmas by using parallel particle in cell/Monte Carlo collision method: The effects of number of super particles used in the simulations

    Işıltılı gaz deşarj plazmalarının paralel particle in cell/Monte Carlo çarpışma yöntemi ile modellenmesi: Kullanılan süper parçacık sayısının simulasyon sonuçlarına olan etkileri

    EMRAH ERDEN

    Yüksek Lisans

    İngilizce

    İngilizce

    2013

    Bilgisayar Mühendisliği Bilimleri-Bilgisayar ve KontrolOrta Doğu Teknik Üniversitesi

    Makine Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    ÖĞR. GÖR. TAHSİN ALİ ÇETİNKAYA

    DOÇ. DR. İSMAİL RAFATOV

  4. Tez No

    593820

    Dijital çakışma sayım yönteminin geliştirilmesi ve 4pi-beta-gama sayım sisteminde karmaşık bozunma şemalı belirli radyoizotoplara uygulanması

    Development of digital coincidence counting method and its application in 4pi-beta-gamma counting system on certain radioisotopes having complex decay scheme

    NAMIK KEMAL ŞAHİN

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2019

    Nükleer MühendislikHacettepe Üniversitesi

    Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. ŞULE ERGÜN

  5. Tez No

    435567

    Monte carlo yöntemi ile lineer hızlandırıcı modellemesi ve dozimetrik kalite kontrolü

    Monte carlo simulation of linear accelerator and dosimetric quality assurance

    ÇAĞRI YAZĞAN

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2016

    Fizik ve Fizik MühendisliğiAkdeniz Üniversitesi

    Radyasyon Onkolojisi Ana Bilim Dalı

    YRD. DOÇ. DR. YİĞİT ÇEÇEN

Geri Dön