VVER-1000 reaktöründe serpent Monte Carlo kodu kullanarak toryum tabanlı yakıtın incelenmesi
Analsiys of throium-based fuel using serpent Monte Carlo code in VVER-1000 reactor
- Tez No: 380922
- Danışmanlar: YRD. DOÇ. DR. MEHMET EMİN KORKMAZ
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Fizik ve Fizik Mühendisliği, Physics and Physics Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 2014
- Dil: Türkçe
- Üniversite: Selçuk Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Fizik Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: 51
Özet
Genel olarak dünyada toryum kaynağına ait veriler henüz tam olarak sistemli olmasa da doğada Toryum'un Uranyum'dan 3-4 kat daha fazla bol olduğu varsayılır. Toryum yakıt çevrimi ile ilgili araştırma çalışmaları devam etmesine rağmen toryum yakıtı için ticari üretim veya yeniden işleme altyapısı yoktur. Gelecekteki piyasa koşullarında toryum yakıt seçenekleri nükleer güç uygulaması için ticari olarak daha cazip hale gelecektir. Toryum-232, bir reaktör içinde bölünebilir izotop olan Uranyum-233 üretmek için kullanılabilen verimli bir malzemedir. 232Th/233U yakıt çevrimi, zenginleştirmenin ortadan kaldırılmasını sağlar. 233U, zenginleştirilmiş uranyum ve toryum oksit yakıt karışımı kullanarak VVER-1000 reaktörlerinde üretilebilir. Bu çalışmada, VVER-1000 reaktörlerinde 232Th/233U yakıt döngüsü bilgisayar ortamında hesaplama yoluyla araştırıldı. VVER-1000 sisteminin üç boyutlu kor geometrisi Serpent Monte Carlo1.1.19 Kodu kullanılarak tasarlanmıştır. Paralel programlama arabirimi (Multi Processing Interface-MPI) kullanılarak Serpent Kodu, 12-çekirdek ve 48 GB RAM ile iş istasyonu üzerinde çalıştırıldı. Korda 232Th/235U/238U oksit karışımı yakıt olarak kabul edildi, 232Th'nin kütle kesri sırasıyla 0.05-0.1-0.2-0.3-0.4 olarak artırılırken 238U'in kütle kesri eşit olarak azaltılmıştır. Sistemde, hesaplamalar 3000 MW termal güç için yapıldı. Yanma oranı analizleri için, reaktör koru'nun yakıt ikmali yapmadan 16 MWd/kgU'lık yanma oranına kadar başlangıçtaki taze yakıttan kullandığı varsayılmıştır. Yanma oranı hesaplamalarında, 360 gün yanma aralığı olarak tanımlandı. 232Th, 233U, 235U, 238U, 237Np, 239Pu, 241Am ve 244Cm'ün kütle değişimleri yanma oranına göre değerlendirildi. Ayrıca yanma oranına göre, sistemin akısı ve kritikliği hesaplanmıştır.
Özet (Çeviri)
It is generally assumed that thorium is three to four times more abundant in nature than uranium, although the data on thorium sources in the world are not yet well systemized. There is no commercial fabrication or reprocessing infrastructure for thorium fuel, although research efforts regarding the thorium fuel cycle continue. The thorium fuel options will become commercially more attractive for nuclear power application in future market conditions. Thorium-232 is a fertile material that can be used to produce the fissile isotope Uranium-233 in a reactor. The fuel cycle based on 232Th/233U ensures the elimination of enrichment. In VVER-1000 reactors, 233U can be produced using mixed enriched uranium and thorium oxide fuel. In this study, 232Th/233U fuel cycles were investigated in a VVER-1000 reactor through calculation by computer. The 3D core geometry of VVER-1000 system was designed using Serpent Monte Carlo1.1.19 Code. The Serpent Code using parallel programming interface (Message Passing Interface-MPI), was run on the workstation with 12-core and 48 GB RAM. 232Th/235U/238U oxide mixture was considered as fuel in the core, when the mass fraction of 232Th was increased as 0.05-0.1-0.2-0.3-0.4 respectively, the mass fraction of 238U equally was decreased. In the system, the calculations were made for 3000 MW thermal power. For the burnup analyses, the core is assumed to deplete from initial fresh core up to a burnup of 16 MWd/kgU without refuelling considerations. In the burnup calculations, a burnup interval of 360 days was defined. According to burnup, the mass changes of the 232Th, 233U, 235U, 238U, 237Np, 239Pu, 241Am and 244Cm were evaluated. And also according to burnup rate, flux and criticality of the system was calculated.
Benzer Tezler
- Toryum yakıtlı VVER-1000 reaktöründe farklı nano soğutucu akışkanların nötronik ve termal analizi
Neutronic and thermal analysis of different nano coolants of the thorium fueled VVER 1000 reactor
SİNEM UZUN
Doktora
Türkçe
2020
Nükleer MühendislikGazi ÜniversitesiEnerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. ADEM ACIR
- VVER reaktöründe toryum-uranyum yakıtların ısıl-hidrolik performans analizi
Thermal-hydraulic performance analysis of thorium-uranium fuels in VVER reactor
AHMET KAĞAN MERCAN
Yüksek Lisans
Türkçe
2017
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. CEMİL KOCAR
- Hibrit nano soğutucu akışkan kullanılarak VVER-1000 nükleer reaktörünün termal hidrolik analizi
Thermal hydraulic analysis of VVER-1000 nuclear reactor using coolant containing hybrid nano particles
TUBA SİNECAN TUNÇ
Yüksek Lisans
Türkçe
2023
Nükleer MühendislikGazi ÜniversitesiEnerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. ADEM ACIR
DR. ÖĞR. ÜYESİ SİNEM UZUN
- Разработка и исследование модели системы управления регулятора технической системы твс-01 ввэр-1000 на базе птк тптс нт
TBC – 01 vver-1000 teknik sistem regülatörünün kontrol sistemi modelinin ptk tpts nt bazında geliştirilmesi ve araştırılması
SEMİH AVCI
- VVER-1000 nükleer güç reaktörünün termal hidrolik ve nötronik analizi
Thermal hydrolic and neutronic analysis for VVER 1000 power reactor
SİNEM UZUN
Yüksek Lisans
Türkçe
2015
EnerjiGazi ÜniversitesiEnerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. ADEM ACIR
