Geri Dön

Thorium utilization in ACR (Advanced CANDU Reactor) and CANDU-6

ACR (Gelişmiş CANDU Reaktörü) ve CANDU-6 reaktörlerinde toryum kullanımı

  1. Tez No: 269862
  2. Yazar: MEHMET TÜRKMEN
  3. Danışmanlar: PROF. DR. H. OKAN ZABUNOĞLU
  4. Tez Türü: Yüksek Lisans
  5. Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
  6. Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
  7. Yıl: 2009
  8. Dil: İngilizce
  9. Üniversite: Hacettepe Üniversitesi
  10. Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
  11. Ana Bilim Dalı: Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
  12. Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
  13. Sayfa Sayısı: 96

Özet

Çalışmanın ana konusu, toryum katkılı uranyum kullanabilen CANDU tipi nükleer reaktörler için yakıt kompozisyonu seçeneklerini araştırmak ve karşılaştırmaktır. Uranyum-toryum yakıtı olarak, yakıt demetinin tüm elemanlarında homojen olarak dağılmış (U-Th)O2 kullanıldı. ACR ve CANDU-6 reaktörlerinin kor tasarımı MCNP5 kodu kullanılarak yapıldı. Dengedeki sistemde ACR ve CANDU-6 nın tek-geçişli uranyum yakıt çevrimleri ve tek-geçişli uranyum-toryum yakıt çevrimleri için yakıt yanma oranları ve kullanılmış yakıt içerikleri, MONTEBURNS2 (MCNP5 ve OrigenS ile birlikte) kodu kullanılarak hesaplandı. Çeşitli uranyum zenginlikleri ve farklı toryum oranları içeren uranyum-toryum yakıt karışımları için, yanma oranı hesapları yapılarak yanma oranını yakıt kompozisyonuna ve reaktiviteyi yanma oranına bağlayan eşitlikler türetildi; dönüştürme oranı, doğal uranyum ve yakıt gereksinimi, doğal kaynaklardan yararlanma faktörü ve doğal uranyum kazancı hesaplandı, ve yanma oranı ile nasıl değiştikleri gözlendi. Ayrıca, kullanılmış CANDU-6 ve ACR yakıtlarının U and Pu içeriği geri kazanılarak, CANDU-6'da yeniden kullanıldı. Yakıtların CANDU6 da ulaşılabilecekleri yanma oranları, farklı kompozisyonlar için belirlendi. Uygun yakıt kompozisyonları ve yakıt çevrim seçenekleri elde edilen sonuçlar doğrultusunda irdelendi.

Özet (Çeviri)

It is the main objective of this study to investigate fuel composition options for CANDU type of reactors that are capable of using a mixture of U-Th as fuel. A homogenous mixture of (U-Th)O2 was used in all elements of fuel bundles. The cores of CANDU-6 and Advanced CANDU reactors (ACR) were modeled using MCNP5. In equilibrium core, using MONTEBURNS2 code (coupled with MCNP5 and ORIGENS) for once-through uranium and once-through uranium-thorium fuel cycles of CANDU-6 and ACR, discharge burnups and spent fuel compositions were computed. For various enrichments of uranium and different fractions of thorium in a (U-Th) fuel mixture, performing burnup calculations, expressions relating burnup to fuel composition and reactivity to burnup were derived. Conversion ratios, natural U and fuel requirements, nuclear resource utilization factors, and natural uranium savings were calculated, and their changes with burnup were observed. In addition, recycling of U and Pu contents of spent CANDU-6 and spent ACR fuels into CANDU-6 was worked out; discharge burrnups to be reached in CANDU-6 for various compositions of recycle fuels were determined. Appropriate fuel compositions were discussed.

Benzer Tezler

  1. CANDU reaktörlerinde toryum kullanımı

    Thorium utilization in CANDU reactors

    SİNAN GÖKTEPELİ

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    1996

    Nükleer MühendislikHacettepe Üniversitesi

    PROF.DR. NİYAZİ SÖKMEN

  2. Küçük modüler nükleer reaktörün 3-boyutlu tasarımı ve toryum kullanımı ile analizi

    3D design and analysis of a small modular nuclear reactor with thorium utilization

    OSMAN ŞAHİN ÇELİKTEN

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2017

    Nükleer MühendislikHacettepe Üniversitesi

    Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. ŞULE ERGÜN

  3. Toryum, uranyum ve kullanılmış yakıt trıso partikülleri ile yüklenmiş hızlandırıcı sürücülü sistemin yakıt dönüşümü ve hidrojen üretim potansiyelinin araştırılması

    Investigation of hydrogen production and nuclear fuel transmutation potentials of ads loaded with thorium, uranium and spent fuel triso particles

    GİZEM BAKIR

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2016

    EnerjiErciyes Üniversitesi

    Enerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. HÜSEYİN YAPICI

    DOÇ. DR. GAMZE GENÇ

  4. Nükleer yakıt üretimi için tasarlanmış hızlandırıcı sürücülü bir sistemin optimizasyonu

    Neutronic analysis of an ads fuelled with minor actinide and designed for spent fuel enrichment and fissile fuel production

    BÜŞRA DURMAZ

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2023

    Nükleer MühendislikErciyes Üniversitesi

    Enerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. HÜSEYİN YAPICI

    DR. ÖĞR. ÜYESİ ALPER BUĞRA ARSLAN

  5. Sonsuz reaktör ortamı yaklaşımıyla yakıt ara uzunluğunun nötronik veriler üzerindeki etkisinin analizi

    Analyses of effect of fuel pitch length on neutronic data with infinite reactor medium approach

    DİLEK SAYGAN

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2020

    Mühendislik BilimleriErciyes Üniversitesi

    Enerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. HÜSEYİN YAPICI

    DR. ÖĞR. ÜYESİ ALPER BUĞRA ARSLAN