Geri Dön

Toryumun ve çeşitli nükleer yakıtların performanslarının bir füzyon-fisyon reaktör sisteminde nötronik olarak incelenmesi

The neutronic analysis of the performances of thorium and various nuclear fuels in a fusion-fission reactor system

  1. Tez No: 472675
  2. Yazar: GÜVEN TUNÇ
  3. Danışmanlar: PROF. DR. KURTULUŞ BORAN
  4. Tez Türü: Doktora
  5. Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
  6. Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
  7. Yıl: 2017
  8. Dil: Türkçe
  9. Üniversite: Gazi Üniversitesi
  10. Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
  11. Ana Bilim Dalı: Enerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı
  12. Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
  13. Sayfa Sayısı: 151

Özet

Ülkemizin toryum rezervleri bakımından diğer ülkeler arasında önemli bir yere sahip olduğu bilinmektedir. Bunu yanında dünyada nükleer enerjinin en büyük sorunları nükleer atıklar ve nükleer silahlanmadır. Bu nedenle özellikle füzyon enerjisi bu sorunların çözümü olarak görülmektedir. Füzyon enerjisinin gerçekleştirilmesinin zorluklarından dolayı bir geçiş sistemi olarak füzyon fisyon hibrid reaktörleri (FFHR) öngörülmektedir. Bu tez çalışmasında toryum ve çeşitli nükleer yakıtların nötronik performansları bir FFHR geometrisinde MCNP (Monte Carlo N-Particle Code) ve yazılan arayüz kodu ile zamana bağlı, üç boyutlu ve Monte Carlo yöntemi ile incelenmiştir. Yazılan arayüz kodu ve MCNP kodu ile istenilen nötron enerji grupları ve istenilen nükleer veri kütüphanesinde nötronik analizler yapılabilmektedir. Arayüz kodunun doğrulaması SCALE ve daha önce yazılan bir arayüz kodu ile aynı hesaplamalar yapılıp karşılaştırılarak yapılmıştır. Yine bu çalışma kapsamında yakıt bölgesinde kullanılan farklı soğutucu malzemelerin nötronik performansları incelenmiş ve bunun sonucunda hesaplanacak olan FFHR'nde FLiBe malzemesi soğutucu olarak seçilmiştir. Yakıtların nötronik performansı belirlenirken dört model oluşturulmuştur. Modellerde sadece yakıt bölgesindeki yakıt tipleri değiştirilmiştir. Birinci model % 100 ThO2, ikinci model % 90 ThO2 ve % 10 hafif su reaktörü harcanmış yakıtı, üçüncü model % 90 ThO2 ve % 10 reaktör sınıfı plütonyum, dördüncü model ise % 90 ThO2 ve % 10 silah sınıfı plütonyum içermektedir. Nötronik performans parametreleri olarak trityum üretim oranı, enerji çoğaltım faktörü, toplam fisil yakıt zenginleştirme, yakıt gençleştirme kabiliyeti, yanma oranı, izotopik oran değişimi ve nötron spektrumu dört model için hesaplanmıştır. Tüm parametreler göz önüne alındığında en iyi sonuçları sırasıyla model 4, model 3, model 2 ve model 1 vermiştir. Model 4 ile silah sınıfı plütonyum etkisiz hale getirilmiştir. Model 3 ile reaktörlerde oluşan ve nükleer silah yapımında kullanılan plütonyumun oranı düşürülmüştür. Model 2 ile hafif su reaktörünün atık yakıtı yeniden kullanılabilir hale getirilebilmektedir. Model 1 ise toryumun FFHR'lerinde doğrudan yakıt olarak kullanılabileceğini göstermiştir.

Özet (Çeviri)

It is known that our country has an important place among the other countries in terms of its thorium reserves. Moreover, the nuclear waste and nuclear weapon proliferation are the major issues of nuclear energy in the world. Especially, the fusion energy, hence, is seemed as the solution of these problems. The fusion fission hybrid reactors (FFHR) are foreseen as a transition system due to the challenges of the realization of fusion energy. The neutronic performances of the thorium and various nuclear fuels were investigated in a FFHR geometry via MCNP and novel interface code using Monte Carlo method under time dependent and three-dimensional conditions in this study. The neutronic analysis are able to be performed by using both created novel interface and MCNP codes in intended neutron energy groups and nuclear data libraries. In order to validate the created novel interface code, the same calculations were made and compared by using the SCALE and the previous interface codes. Additionally, the neutronic performances of the different coolant materials used in nuclear fuel region were examined and thus FLiBe material was selected as the coolant in calculated FFHR. While determining the neutronic performances of the nuclear fuels, four models were comprised. In these models, only the types of the nuclear fuels in the fuel region were altered. The first model includes 100 % ThO2, second model includes 90 % ThO2 and 10 % light water reactor spent fuel, third model includes 90 % ThO2 and 10 % reactor grade plutonium and fourth model 90 % ThO2 and 10 % weapon grade plutonium. The neutronic performance parameters such as tritium breeding ratio, energy multiplication factor, cumulative fissile fuel enrichment, figure of merit, burn-up, isotopic rate change and neutron spectrum were calculated for four models. As far as the whole parameters are concerned, the best results were obtained from the model 4,3, 2 and 1, respectively. The weapon grade plutonium was inactivated by means of Model 4. The ratio of plutonium that is formed in nuclear fission reactors and used in nuclear weapon production is declined via Model 3. The spent fuel of the light water reactor can make reusable by means of Model 2. The Model 1 reveals that thorium is directly used as a nuclear fuel in FFHR.

Benzer Tezler

  1. Uranyum ve toryumun adsorpsiyonu için aljinat biyopolimerlerinin hazırlanması ve çeşitli uygulama alanlarının incelenmesi

    Preparation of alginate biopolymers for uranium and thorium adsorption and investigation of different application areas

    CEM GÖK

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2010

    KimyaEge Üniversitesi

    Nükleer Bilimler Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. ŞULE AYTAŞ

  2. Toryumun ve nadir toprak elementlerinin kazanılmasında organik çözücü yüklü silikajelin kullanılabilirliğinin incelenmesi

    Investigation of the thorium and rare earths recovery on the silica gel column coated with an organic extractant

    ÜMRAN HİÇSÖNMEZ

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    1998

    Nükleer MühendislikEge Üniversitesi

    Nükleer Bilimler Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. MERAL ERAL

  3. Uranyum ve toryumun ayrılmasında kompozit adsorbanların geliştirilmesi ve uygulama alanlarının incelenmesi

    Developing composite adsorbents for seperating uranium and thorium and investigation of application fields

    KADRİYE ESEN

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2007

    KimyaPamukkale Üniversitesi

    Kimya Ana Bilim Dalı

    Y.DOÇ. RAMAZAN DONAT

  4. Toryumun sulu çözeltilerden perlit üzerine adsorpsiyonu

    Adsorption of thorium from aqueous solutions by perlite

    ZEYNEP TALİP

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2007

    KimyaEge Üniversitesi

    Nükleer Bilimler Ana Bilim Dalı

    PROF.DR. MERAL ERAL

    Y.DOÇ.DR. ÜMRAN HİÇSÖNMEZ

  5. Çevre dostu manyetik pektin nanobiyokompozitlerin hazırlanması ve toryum iyonlarının giderimi için sorpsiyon özelliklerinin incelenmesi

    Preparation of environmentally friendly magnetic pectin nanobiocomposites and investigation of sorption properties for removal of thorium ions

    ÇAĞKAN ÖZÇİVİT

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2022

    KimyaEge Üniversitesi

    Malzeme Bilimi ve Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. SABRİYE YUŞAN