Monte Carlo Tekniği kullanılarak bir füzyon-fisyon hibrit reaktöründe üç boyutlu nötronik hesaplamalar
Three-dimensional neutronic calculations for a fusion-fission hybrid reactor by using Monte Carlo Method
- Tez No: 246643
- Danışmanlar: PROF. DR. BAŞAR ŞARER
- Tez Türü: Doktora
- Konular: Enerji, Fizik ve Fizik Mühendisliği, Energy, Physics and Physics Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 2009
- Dil: Türkçe
- Üniversite: İnönü Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Fizik Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: 119
Özet
Bu çalışmada, ENDF kütüphanelerinin nötronik hesaplamalar üzerindeki etkisi incelenmiştir. Çalışmada, APEX füzyon teknolojisinden yararlanılarak bir APEX hibrit reaktörü tasarlanmıştır. Tasarlanan APEX hibrit reaktöründe ikinci sıvı duvar kalınlığı 50 cm ve ilk sıvı duvar, ikinci sıvı duvar, zırh bölgelerinde %10 UF4 ağır metali ile %90 Flibe (Li2BeF4) eriyik tuz karışımından oluşan akışkan kullanılmıştır. Reaktörün ilk sıvı duvardaki nötron duvar yükü 10 MW/m2 ve füzyon gücünün 4 GW değeri için tasarım yapılmıştır.Tasarlanan reaktörün plazma bölgesinde D-T yakıtı kullanıldı. D-T füzyon reaksiyonu sonunda 14,1 MeV enerjili nötronlar açığa çıkmaktadır. 20 MeV'den düşük enerjilerde tesir kesiti için ENDF değerlendirilmiş nükleer veri dosyaları kullanıldığından, yapılan tasarımda tesir kesiti için ENDF/B-VI, ENDF/B-VII, JEFF-3.0, JENDL-3.3, BROND-2.2 ve CENDL-2 nükleer reaksiyon tesir kesiti kütüphaneleri kullanılarak reaktörün ilgili bölgelerindeki nötronik hesaplamalar incelenmiştir.Reaktörün bütün bölgelerinde nötron akısı, depolanan enerji, fisyon enerjisi ve fisyon reaksiyon sayısı hesaplandı. Reaktörün ilk sıvı duvar, ikinci sıvı duvar, zırh bölgelerinde ve bu bölgelerdeki izotoplar için trityum üretim oranı (TBR), enerji çoğaltma faktörü (M), ısı enerjisi, (n,?) reaksiyon sayısı ve bir yıldaki fisil yakıt üretimi hesaplandı. Reaktörün yapısal malzemesi olan çelik bölgesinde ve bu bölgedeki izotoplar için 30 tam güç yılında (FPY) radyasyon hasar parametreleri olan proton üretimi, döteryum üretimi, trityum üretimi, He-3 üretimi, He üretimi ve DPA değerleri hesaplandı.Çalışmada, yapılan nötronik hesaplamaların kullanılan kütüphaneler için birbirine yakın değerler olduğu görüldü. Nötron akısı, depolanan enerji, fisyon enerjisi ve fisyon reaksiyon sayısı değerlerinin plazmadan reaktörün dış bölgesine doğru radyal olarak azaldığı, 1.10-10-20 MeV enerji aralığında değerlerin yüksek enerjilere doğru arttığı görüldü. TBR>1,1 ve M>1,2 şartlarının kullanılan kütüphaneler için sağlandığı, ısı enerjisinin 1.10-10-20 MeV enerji aralığında yüksek enerjilere doğru arttığı, (n,?) reaksiyonunun fisil yakıt üretimi üzerinde etkili olduğu ve 238U fertil malzemesinden 239Pu fisil yakıtının üretildiği görüldü. Yapısal malzemede nötronların (n,p), (n,d), (n,t), (n,3He), (n,He) reaksiyonları yaptığı ve radyasyon hasarı olan DPA oluşumuna neden olduğu görüldü. Üç boyutlu tasarım ve nükleonik hesaplamalar NJOY99 ve MCNPX-2.5.0 Monte Carlo kodu kullanılarak gerçekleştirildi.
Özet (Çeviri)
In this study, analyzed the effects of ENDF libraries on these neutronic calculations. The study, an APEX hybrid reactor was designed by using APEX fusion technology. The thickness of the liquid second wall of the designed APEX hybrid reactor was 50 cm and a liquid composed of 10% of UF4 heavy metal and 90% of Flibe (Li2BeF4) salt solution mixture was used in the liquid first wall, liquid second wall, shield parts. The design was made by taking the neutron wall load on the liquid first wall of the reactor as 10 MW/m2 and fusion power as 4 GW.D-T fuel was used in the plasma part of the designed reactor. At the end of D-T fusion reaction, neutrons of 14.1 MeV energy were released. ENDF evaluated nuclear data files were used to cross sections at energies 1.1 and M>1.2 conditions were met for the libraries concerned; that heating increased towards high energy levels in 1.10-10-20 MeV energy range; that (n,?) reaction was effective on fissile fuel production and that 238U fertile material produced 239Pu fissile fuel. Neutrons in structural material were detected to result in (n,p), (n,d), (n,t), (n,3He), (n,He) reactions and formation of DPA, which is a kind of radiation damage. Three-dimensional design and nucleonic calculations were made by using NJOY99 and MCNPX-2.5.0 Monte Carlo code.
Benzer Tezler
- Monte carlo tekniği kullanılarak bir füzyon-fisyon hibrit reaktöründe tasarlanan blanket optimizasyonu için üç boyutlu nötronik hesaplamalar
Three-dimensional neutronic calculations for the designed blanket optimization in a fusion-fission hybrid reactor by using monte carlo method
HIZIR KASAP
Yüksek Lisans
Türkçe
2014
Nükleer Mühendislikİnönü ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
YRD. DOÇ. DR. MEHTAP GÜNAY
- Monte Carlo tekniği kullanılarak bir füzyon-fisyon hibrit reaktöründe bazı akışkan malzeme optimizasyonları için üç boyutlu nötronik hesaplamalar
Three-dimensional neutronic calculations for some fluid material optimizations in a fusion-fission hybrid reactor by using Monte Carlo method
GÖKMEN ŞEKER
- Bir füzyon-fisyon hibrit reaktöründe monte carlo tekniği kullanılarak bazı kütüphaneler için üç boyutlu nötronik hesaplamalar
Three-dimensional neutronic calculations for some libraries by using monte carlo method in a fusion-fission hybrid reactor
HİLAL BARDAKÇI
Yüksek Lisans
Türkçe
2019
Fizik ve Fizik Mühendisliğiİnönü ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. MEHTAP DÜZ
- Monte Carlo tekniği kullanılarak füzyon tokamak reaktörlerinde nötronik hesaplamalar
Neutron transport calculations for fusion tokamak reactors by using Monte Carlo method
MEHTAP GÜNAY
Yüksek Lisans
Türkçe
2004
Fizik ve Fizik Mühendisliğiİnönü ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
PROF.DR. BAŞAR ŞARER
- Deep learning based optimization of underwater quantum key distribution systems
Sualtı kuantum anahtar dağıtım sistemlerinin derin öğrenme tabanlı optimizasyonu
MOSTAFA NOZARI
Yüksek Lisans
İngilizce
2024
Elektrik ve Elektronik MühendisliğiÖzyeğin ÜniversitesiElektrik ve Elektronik Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. MURAT UYSAL