Neutronic analysis of the accelerator driven systems
Hızlandırıcı sürümlü sistemlerin nötronik analizi
- Tez No: 386753
- Danışmanlar: DOÇ. DR. AYHAN YILMAZER
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 2010
- Dil: İngilizce
- Üniversite: Hacettepe Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: 121
Özet
Bu çalışmada, Hızlandırıcı Sürümlü Kritikaltı Reaktörler (HSKR)'in durgun ve zamana bağlı durumlardaki nötronik davranışları incelendi. HSKR, çevresi kritikaltı yakıt ile sarılmış genellikle kurşun ya da kurşun-bizmut-ötektik (LBE) alaşımlı ağır metal hedefler ve bu hedeflere yüksek enerjili protonlar gönderen hızlandırıcıdan oluşur. Protonların hedef materyal ile girdiği spallasyon (doğurma) nükleer reaksiyonları sonucunda oluşturduğu nötronlar yakıttaki fizyon olayının sürekliliğini sağlamada kullanılır.Bu çalışmada, spallasyon sonucu oluşturulan nötronların enerji spektrumunun tesir kesiti ve difüzyon katsayısı üretimine etkisini incelemek için, bir LBE hedef ve kritikaltı yakıttan oluşan bir HSKR, hedefte spallasyon nötronları varken (sabit kaynak modu) ve yokken (kritiklik modu) MCNP'de ayrı ayrı modellendi. Modellemeler sonucu elde edilen reaksiyon hızları ve nötron akıları Transport Eşdeğer Difüzyon Model'inde kullanılarak iki mod için ayrı ayrı bir ve iki grup difüzyon parametreleri elde edildi. Model, transport denklemiyle aynı sonucu verecek olan difüzyon parametrelerinin üretimini sağlamaktadır. İki farklı parametre seti, kararlı hal nötron difüzyon denklemlerinin analitik çözümlerine yerleştirilip yakıtın çoğaltım özellikleri incelendi. Sonuçlar Monte Carlo modellemesiyle elde edilen değerlerle karşılaştırıldı.HSKR'lerin zamana bağlı davranışlarını incelemek üzere, Belçika'da geliştirilen MYRRHA tasarımının tek boyutlu düzlemsel geometrisini model olarak ele alan yeni bir analitik test problemi, sistemi daha gerçekçi temsil eden silindirik geometride çözüldü. Hesaplamalarda, Özelleştirilmiş Çözüm Yöntemi kullanıldı. Sayısal Ters Laplace Dönüşümleri Sabit-Talbot ve Gaver-Wynn-Rho işlemlerinin ikisiyle de ayrı ayrı gerçekleştirildi. Sonuçlar, problemin FLEXPDE® `de sonlu elemanlar yöntemiyle modellenmesiyle elde edilen sonuçlarla karşılaştırıldı ve tam bir uyum içinde oldukları gözlendi.
Özet (Çeviri)
In this study, neutronic features of The Accelerator Driven Subcritical Reactors (ADSR) are investigated at both steady state and time dependent conditions. The ADSR consist of a heavy metal target usually Pb or LBE (lead-bismuth-eutectic) driven by an accelerator, which is surrounded by a subcritical blanket. High energy protons obtained from the accelerator impinge on the target, thus producing spallation neutrons which are needed by the subcritical core to maintain the continuous fission process.In order to see the effects of the energy spectrum of the external neutrons on the cross section and diffusion coefficient generation, a simplified ADSR consisting of an LBE target and a subcritical core has been modeled in MCNP both with an external source in the target (fixed source mode) and without external source (criticality mode). Then using the reaction rates and fluxes obtained from the simulation, one- and two-group diffusion parameter sets for two different modes are generated using the Transport Equivalent Diffusion Model (T.E.D.M). The model is based on obtaining diffusion parameters giving the same result as the transport equation solution. Then, the multiplication features of the system is analysed by solving steady-state neutron diffusion equations analytically for two parameters sets. Analytical results are compared with the Monte Carlo simulation of the model problem.A recently proposed analytical benchmark for the neutron kinetics of subcritical source driven systems for the 1D slab model of MYRRHA ADS concept developed in Belgium has been extended to the cylindrical geometry which represents the system more realistically. In the calculations, Customized Solution Method is used. Numerical Inverse Laplace Transformations are performed with both Fixed-Talbot and Gaver-Wynn-Rho algorithms. Results are compared with the finite element program FLEXPDE® and they are found to be in complete agreement.
Benzer Tezler
- Termal reaktör kullanılmış yakıtı ile yakıtlandırılmış hızlandırıcı sürücülü bir sistemde trityum üretiminin analizi
Analysis of tritium production in an accelerator driven system fueled wih termal reactor spent fuel
ASLIHAN ARIK
Yüksek Lisans
Türkçe
2022
EnerjiErciyes ÜniversitesiEnerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. HÜSEYİN YAPICI
DR. ÖĞR. ÜYESİ ALPER BUĞRA ARSLAN
- Hızlandırıcı güdümlü sistemlerin nötronik tasarımı:Hızlandırıcı zırhlama, reaktör güvenliği sorunu ve radyoaktif kaynak terimleri
Neutronic design of accelerator driven systems: Accelerator shielding, reactor safety issues and radioactive source terms
YURDUNAZ ÇELİK
Doktora
Türkçe
2016
Fizik ve Fizik MühendisliğiGazi ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
PROF. DR. BAŞAR ŞARER
- 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
2023
Nükleer MühendislikErciyes ÜniversitesiEnerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. HÜSEYİN YAPICI
DR. ÖĞR. ÜYESİ ALPER BUĞRA ARSLAN
- CANDU ve PWR reaktörlerinde açığa çıkan kısa ömürlü fisyon ürünlerinin değerlendirilmesi ve uzun ömürlü fisyon ürünlerinin hızlandırıcı sürücülü sistemde dönüştürülmesi
Evaluation of short-lived fission products from CANDU and PWR reactors and transmutation of long-lived fission products in accelerator driving system
ALPER BUĞRA ARSLAN
Doktora
Türkçe
2020
EnerjiErciyes ÜniversitesiEnerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. HÜSEYİN YAPICI
- 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
2016
EnerjiErciyes ÜniversitesiEnerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. HÜSEYİN YAPICI
DOÇ. DR. GAMZE GENÇ