Geri Dön

Reaktörlerde kullanılabilen değişik moderatör ve soğutucu malzemelerin (D-T) füzyon nötronları için nötronik analizi

Başlık çevirisi mevcut değil.

  1. Tez No: 50855
  2. Yazar: İLYAS ÇÜRÜTTÜ
  3. Danışmanlar: Y.DOÇ.DR. SEBAHATTİN ÜNALAN
  4. Tez Türü: Yüksek Lisans
  5. Konular: Makine Mühendisliği, Mechanical Engineering
  6. Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
  7. Yıl: 1996
  8. Dil: Türkçe
  9. Üniversite: Erciyes Üniversitesi
  10. Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
  11. Ana Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
  12. Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
  13. Sayfa Sayısı: 94

Özet

VI ÖZET Bu çalışmada, nükleer reaktörlerde kullanılabilen değişik moderator malzemelerinin (T), T) fîizyon nötronları karşısındaki performansı araştırılmıştır. Moderator malzemesi olarak nükleer teknolojide önem arz eden ve hala günümüz klasik reaktörlerinde kullanılan H20, D20, C, Be, Pb, BeF2, B, Al, Na, NaK, Li, LİF, LiH, Flibe, Mg malzemeleri alınmıştır.. Moderator bölgesinde modere edilmiş nötronların etkisini gözlemek için dış mantoya (moderator bölgesinden sonra) dedektör olarak % 55 U02 + % 45 Hava karışımı konulmuştur. Bu şekilde pratik uygulama olması açısından hava ile soğutulan bir hibrid blanket yapısı elde edilmiştir. Moderator bölgesinin kalınlığı (DR) değiştirilerek moderator performansı araştırılmıştır. Moderator bölgesinde nötron sayısının artması bakımından en ryi performansı Be, Pb ve BeF2 göstermiştir. Diğer bütün malzemeler moderasyon kalınlığının artmasıyla daha fâzla nötron absorbe ederek kötü bir performans göstermişlerdir. DR = 60cm 'de, Flibe, LİF, Li ve D20 malzemeleri fîizyon nötronların, sırasıyla % 93, % 90, % 74 ve % 71 'ini absorbe etmişlerdir. Enerji ve yakıt üretimi belirli moderator kalınlıklarında maksimum değerlere ulaşmaktadır. Flibe, Ff20, LiH ve LiF nötron enerjisinin modere edilmesi bakımından kötü bir performans sergilemişlerdir. Buna karşın Li, LİF, D20 ve Flibe fîizyon odasının soğutulması için ideal bir soğutucu olarak gözükmüştür. Tabii uranyum bölgesinde fisyon enerjisinin açığa çıkması yönünden en iyi moderator malzemelerinin D20, BeF2 ve Be olduğu tesbit edilmiştir. Tabii uranyum bölgesinde Be, D20 ve BeF2 fîizyon enerjisinin sırasıyla 30 cm 'de 7.2278, 60 cm 'de 6.5493, 60 cm 'de 4.1477 katı enerji açığa çıkarmışlardır. Enerji üretiminin yanısıra fîizyon yakıtı olarak trityum üretimi açısından Flibe, Li, ve LİF, fisyon yakıtı olan 239Pu üretimi açısından ise D20, BeF2 ve Be iyi bir performans göstermiştir. 60 cm moderator kalınlığında Flibe ve LiF doyuma ulaşmakta ve her fîizyon nötronu için yaklaşık olarak 1.2 tane trityum üretmektedir. Li ise 100 cm 'lik kalınlık değerinde dahi doyum noktasına ulaşmamıştır. 100 cm 'de Li 1.5 tane trityum üretmektedir. 239Pu üretimi açısından Be, BeF2, D20 yaklaşık olarak 20 cm moderator kalınlıklarında her fîizyon nötronu için sırasıyla 0.9, 0.7 ve 0.65 tane 239Pu üretmektedir.

Özet (Çeviri)

VII ABSTRACT In this work, performance of various moderator material used nuclear recactor analysed for (D,T) fusion neutrons. H20, D20, C, Be, Pb, BeF2, B, AL Na, NaK, Li, LiF, LiH, Flibe and Mg are important material for nuclear technology and used nowadays' classical nuclear reactor as a moderator. Moderator zone is surrounded by 55% UO2 + 45% air mixture to observe moderator performance. Therefore, it is reached hybrid blanket structure cooled with air. The moderator performance is carried out by changing the moderator thickness (DR). Be, Pb and BeF2 have good performance for neutron multiplication in moderator zone. Other material have bad perfrormance because of more neutron absorption with increasing the moderator thickness. For Flibe, LiF, Li and D20, Fusion Neutrons absorbed by the moderator zone with fraction 93%, 90%, 74% and 71% at DR=60 cm, respectively. Energy and new fuel production reach a maximum value at certain moderator thickness. Flibe, H20, LiH and LiF showed a bad performance for neutron moderation. But, Li, LiF, D20 and Flibe are ideal coolant for cooling fusion chamber. D20, BeF2 and Be are observed as best moderator material for fusion energy releasing in the natural uranium zone. Be, D20 and BeF2 provided that fusion energy released in rate 7.2278, 6.5493, 4.1477 times at DR = 30, 60, 60 cm, respectively. While Flibe, Li, and LiF showed good performance for tritium production as fusion fuel, D20, BeF2 and Be also showed good performance for 239Pu production as fission fuel. For Flibe and LiF, tritium breeding ratio (TBR) reached a saturation value and calculated 1.2 tritium for per fusion neutron about DR = 60 cm. Li didn't reach a saturation case in 100 cm moderator thickness and Li produced 1.5 tritium at the same thickness. For239Pu production rate, Be, BeF2 and D20 have the best performance, and is produced 0.9, 0.7, 0.65 239Pu for per fusion neutron about DR = 20 cm, respectively. Other coolant reached the maximum value at higher moderator thickness. At the same time, they have lower performance than Be, BeF2 and D20.

Benzer Tezler

  1. Nükleer reaktör teknolojisinde kullanılabilen değişik seramik yakıtların soğutucu malzemeler karşısındaki nötronik analizi

    Neutronic analysis of various ceramic fuels used in the nuclear reactor technology against the coolant materials

    MEHMET KAMİL BALCILAR

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2001

    Makine MühendisliğiMustafa Kemal Üniversitesi

    Makine Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    YRD. DOÇ. DR. YILDIZ KOÇ

  2. Candu kullanılmış yakıt çubuklarının bir füzyon-fisyon hibrid reaktörlerde gençleştirilmesinin analitik çözümü

    The Analitic solution of rejuvenation of candu spent fuel in a fusion-fission hybrid reactors

    İLYAS ÇÜRÜTTÜ

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2000

    Eğitim ve ÖğretimGazi Üniversitesi

    Makine Eğitimi Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. SÜMER ŞAHİN

  3. Yapay sinir ağları ve bulanık sistemlerin nükleer güç santrallarının kontrolunda kullanılması

    Neural networks and fuzzy systems for advanced controoler design in nuclear power plants

    FARUK EROL SAĞIROĞLU

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    1996

    Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik Üniversitesi

    PROF. DR. MELİH GEÇKİNLİ

  4. Endüstriyel atıksulardan biyokatalitik olarak kalsiyum giderimi

    Biocatalytic calcium removal from industrial wastewaters

    SAMET ÖZCAN

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2011

    Çevre MühendisliğiAksaray Üniversitesi

    Çevre Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. MUSTAFA IŞIK

  5. Applications of bacterial quorum quenching with Rhodococcus sp. BH4 for effective biofouling control in MBR

    Membran biyoreaktörlerde membran biyotıkanmasını engellemek amacıyla Rhodococcus sp. BH4 ile bakteriyel quorum quenching uygulamaları

    BÖRTE KÖSE MUTLU

    Doktora

    İngilizce

    İngilizce

    2015

    Çevre Mühendisliğiİstanbul Teknik Üniversitesi

    Çevre Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. İSMAİL KOYUNCU

    PROF. DR. CHUNG-HAK LEE