İTÜ TRIGA Mark II araştırma reaktörü delici ışınlama kanalının bnct uygulaması için tasarımı
Design of piercing beam port of ITU TRIGA Mark II research reactor for bnct application
- Tez No: 415231
- Danışmanlar: DOÇ. DR. ŞULE ERGÜN
- Tez Türü: Doktora
- Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 2015
- Dil: İngilizce
- Üniversite: Hacettepe Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: 111
Özet
Bu çalışmanın temel amacı, nükleer uygulamalar için İstanbul Teknik Üniversitesi TRIGA Mark II Araştırma ve Eğitim Reaktörünün (ITU-TRR) delici ışınlama kanalının yeniden tasarlanmasıdır. Bu çalışmada, ilgilenilen nükleer uygulama Boron-Nötron Yakalama Terapisi (BNCT)' dir. Nötron kaynağı olarak, ITU-TRR korundan tedarik edilen fisyon nötronları kullanılmaktadır. Bahsedilen uygulama için porta gelen nötron demetinin kullanılabilirliği incelenmektedir. BNCT uygulamasının gereksinimleri temel alınarak yapılan demet şekillendirme işlemi, Monte-Carlo tabanlı reaktör fiziği kodu ile birleştirilmiş Genetik Algoritma (GA) kodu kullanılarak gerçekleştirilmektedir. Bu amaçla, ilk olarak, ilgilenilen reaktörün üç-boyutlu tam-kor bir modeli, MCNP5/6 kullanılarak gerçekleştirilmiştir. Reaktör modelinin doğruluğu, Güvenlik Analizi Raporunda (GAR) verilen tasarım değerleri ile kontrol edilmiştir. Daha sonra, reaktör, reaktör kayıt defterinden alınan son işletme kaydı kullanılarak modellenmiştir. Reaktörün yakıt yanma oranının, ilgilenilen ışınlama portuna gelen parçacık spektrumuna olan etkisi incelenmiştir. Bu nedenle, mevcut reaktör kor yükleme düzeni için bir yakıt yanma oranı analizi gerçekleştirilmiştir. Yakıt yanma oranı ve ışınlama kanalı hesaplamalarında sıcak-tam güç durumu kullanılmıştır. Reaktör fiziği kodunun gereksinim duyduğu sıcaklık-bağımlı tesir-kesiti kütüphaneleri NJOY kodu kullanılarak üretilmiştir. Reaktörün güncel yakıt yanma oranında, reaktör korundan ilgilenilen ışınlama kanalına gelen parçacıklar (nötron ve foton), bir kaynak dosyasına kaydedilmiş ve daha sonraki hesaplamalarda nötron/foton kaynağı olarak kullanılmıştır. Monte-Carlo (MC) hesaplamalarının hesaplama zamanını azaltmak için ilgilenilen ışınlama kanalı, reaktör tam-kor modelinden ayrı olarak tekrar modellenmiştir. BNCT için önerilen akı değerlerine ulaşmak için, düşünülen tasarım, mevcut kor düzeni ve mevcut ışınlama kanalının reaktör içindeki pozisyonu değiştirilmeksizin, ışınlama kanalına yerleştirilmek üzere, spektrum kaydırıcı, süzgeç ve kolimatör malzemelerden oluşan uygun bir malzeme dizisinin araştırılmasıdır. Bu amaçla, MCNP ile birleştirilmiş Non-dominated Sorting GA (NSGA-2) metodu kullanan ve malzeme sırasını optimize eden bir bilgisayar kodu hazırlanmıştır. Optimizasyon amaçları, gelen demetin epitermal nötron akısının mümkün olduğunca en yüksek düzeye çekilmesi, diğer akıların ise mümkün olduğunca en alt düzeye çekilmesidir. Derin delme problemlerinin doğasından kaynaklanan yüksek hesaplama belirsizliklerini azaltmak amacıyla, optimizasyon işlemi, spektrum kaydırıcı, süzgeç ve kolimatör olarak üç adımda gerçekleştirilmiştir. Her parça ayrı olarak optimize edilmiştir. Optimizasyon işleminden sonra, bütün parçalar tekrar birleştirilerek nihai malzeme sırası elde edilmiştir. Optimizasyon sonuçları ışınlama kanalının çıplak durum sonuçları ile kıyaslanmıştır. Sonuçlar, ilgilenilen ışınlama kanalında BNCT'nin uygulanabilirliği açısından irdelenmiştir. Reaktörün MC model sonuçları, GAR'da verilen tasarım değerleri ile uyum içerisindedir. Diğer taraftan, reaktörün yakıt yanma oranı, ışınlama kanalına gelen demet üzerinde oldukça etkili olduğu gözlemlenmiştir. Işınlama kanalı boş durumda iken, delici ışınlama kanalı (kanal çıkışında), 2,70 ±0,01 x108 n cm-2 s-1 lik epitermal nötron akısına, 5,88 ±0,01 x108 n cm-2 s-1 lik termal nötron akısına, 5,75 ±0,01 x108 n cm-2 s-1 lik hızlı nötron akısına ve 1,87 ±0,01 x109 γ cm-2 s-1 lik foton akısına sahiptir. Işınlama kanalında optimize edilmiş uygun bir malzeme dizisi kullanıldığında ise epitermal nötron akı değeri ve nötron akımının akıya oranı, sırasıyla 4,17 ±0,14 x108 n cm-2 s-1 ve 0,87 ±0.03 olarak hesaplanmaktadır. Ayrıca, gelen demetin termal ve hızlı nötron akıları ve ayrıca foton akı kirlilikleri, çıplak ışınlama kanalı sonuçlarına göre sırasıyla 20, 3 ve 200 kat aşağı çekilebilmektedir. Dolayısıyla, BNCT yönteminin, kanal çıkışında önerilen minimum nötron akı değerlerine ulaşılarak, delici ışınlama kanalında uygulanabilir olduğu ortaya konulmuştur. Sonuçlar, MC yöntemi ile birleştirilmiş GA yönteminin bu tür problemlerin çözümü için kullanımının çok uygun olduğunu göstermektedir. Özetle, bu çalışmada önerilen demet şekillendirme yöntemi, kullanıcı deneyiminden bağımsızdır ve herhangi bir araştırma reaktörünün (hatta diğer nötron kaynakları için) gelen nötron demetine ilgilenilen bir nükleer uygulama için kolaylıkla uygulanabilir.
Özet (Çeviri)
Main aim of this study is to design the piercing beam port (PBP) of İstanbul Technical University TRIGA Mark II Research and Training Reactor (ITU-TRR) for the purpose of nuclear applications. The nuclear application interested in this study is the Boron-Neutron Capture Therapy method (BNCT). As a neutron source, fission neutrons supplied by the ITU-TRR core are used. Availability of the incident beam of the PBP for the BNCT application is investigated. Beam shaping based on the requirements of the application is carried out by employing the Genetic Algorithm (GA) method coupled with a Monte Carlo-based reactor physics code. For this purpose, first, a three-dimensional full-core model of the considered reactor was carried out using MCNP5/6 as a reactor physics code. The reactor model was validated with the design values given in the Safety Analysis Report (SAR). Following the validation, the reactor was re-modeled using the latest reactor operation sequence taken from the reactor log-book. Burnup effect on the incoming particle spectrum of the interested BP was investigated using the considered reactor operation sequence. Thereby, a burnup analysis was initiated for the recent core configuration. Hot-full power condition was used in the burnup calculations and PBP calculations. The temperature-dependent cross-section libraries required for the reactor physics code were produced using the NJOY code. At the current burnup level of the reactor, particles (neutron and photon) which enter into the interested BP from the reactor core were recorded into a source file and used as a neutron/photon source in later calculations. To reduce the computational time of Monte Carlo (MC) calculations, the BP was discarded from the full-core model and separately modeled. To achieve the desired flux values that the BNCT requires, the design calculations were focused on searching a number of proper patterns formed by a combination of filtering, spectrum shifter and collimator materials without changing core configuration or BP location inside the reactor. For this purpose, a computer code which uses Non-dominated Sorting GA (NSGA-2) method coupled with MCNP generating the optimized patterns was prepared. The optimization objectives are the maximization of epithermal neutron flux and minimization of the other fluxes in the incident beam as low as possible. To reduce high computational uncertainties due to the nature of deep penetration problem, optimization process was carried out in three steps as the spectrum shifter, filtering and collimator patterns. That is, each part was optimized separately. Once the optimization process is over, all the sub-patterns were recombined to obtain the final pattern. Optimization results were compared with the bare port results. The obtained results were discussed from the viewpoint of feasibility of BNCT in the BP. Results of the MC model of the reactor well agree with the design parameters given in the SAR. On the other hand, it was observed that burnup level of the reactor has a significant effect on the incident beam of the BP. The PBP has a thermal neutron flux of 5.88 ±0.01 x108 n cm-2 s-1, an epithermal neutron flux of 2.70 ±0.01 x108 n cm-2 s-1, a fast neutron flux of 5.75 ±0.01 x108 n cm-2 s-1 and a photon fluence of 1.87 ±0.01 x109 γ cm-2 s-1 at the port exit when the port is bare. When an optimized pattern is used inside the port, epithermal neutron flux is calculated to be 4.17 ±0.14 x108 n cm-2 s-1 with a current-to-flux ratio of 0.87 ±0.03. Furthermore, thermal and fast neutron fluxes, and photon fluence are reduced by about 20, 3 and 200 times, respectively. Therefore, it is evident that the BNCT is applicable in the PBP, by supplying the desired neutron fluxes at the port exit. The results show that the method which couples the GA with the MC method works well for this kind of optimization problem. To sum up, the beam shaping method suggested in this study is independent from user experiences and can readily be implemented into any incident beam of a considered research reactor (even for other neutron sources) for a desired nuclear application.
Benzer Tezler
- İTÜ TRIGA Mark II araştırma reaktörü için genetik algoritma kullanarak kalp konfigürasyon optimizasyonu
Core configuration optimization for ITU TRIGA Mark II research reactor using genetic algorithm
SEFA SAYIN
Yüksek Lisans
Türkçe
2023
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Araştırmalar Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. SENEM ŞENTÜRK LÜLE
- Seismic monitoring of ITU Triga Mark II research reactor building
İTÜ Triga Mark II araştırma reaktörü binasının sismik yöntemler ile izlenmesi
ŞİNASİ MERT ÇAKMAN
Yüksek Lisans
İngilizce
2017
Deprem Mühendisliğiİstanbul Teknik ÜniversitesiJeofizik Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. AYŞE KAŞLILAR ŞİŞMAN
- Analyses of control rod worth and reactivity initiated accident (RIA) of ITU Triga Mark II research reactor
İTÜ Triga Mark II araştırma reaktörünün kontrol çubuğu değeri ve reaktivite nedenli kaza analizi
FADİME ÖZGE ÖZKAN
Yüksek Lisans
İngilizce
2019
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Araştırmalar Ana Bilim Dalı
PROF. DR. ÜNER ÇOLAK
- Thermal-hydraulics analysis of ITU TRIGA MARK II Research Reactor with 3D computational fluid dynamics simulations
İTÜ TRIGA MARK-II Araştırma Reaktörünün 3D hesaplamalı akışkanlar dinamiği simülasyonu ile ısıl hidrolik analizi
FERİDE KUTBAY
Yüksek Lisans
İngilizce
2020
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Araştırmalar Ana Bilim Dalı
DR. ÖĞR. ÜYESİ SENEM ŞENTÜRK LÜLE
- İTÜ TRIGA Mark II araştırma reaktöründe enstrümental nötron aktivasyon analizi bağıl ve k0 standardizasyon yöntemlerinin çevresel örneklere uygulanması
The applicability of relative and k0 standardization methods in instrumental neutron activation analysis to environmental samples at ITU TRIGA Mark II research reactor
AYŞE NUR ESEN
Doktora
Türkçe
2015
Enerjiİstanbul Teknik ÜniversitesiEnerji Bilim ve Teknoloji Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. SEVİLAY HACIYAKUPOĞLU