Bir füzyon-fisyon hibrit reaktöründe monte carlo tekniği kullanılarak bazı kütüphaneler için üç boyutlu nötronik hesaplamalar
Three-dimensional neutronic calculations for some libraries by using monte carlo method in a fusion-fission hybrid reactor
- Tez No: 558321
- Danışmanlar: DOÇ. DR. MEHTAP DÜZ
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Fizik ve Fizik Mühendisliği, Physics and Physics Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 2019
- Dil: Türkçe
- Üniversite: İnönü Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Fizik Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: 124
Özet
Bu çalışmada, APEX füzyon teknolojisinden yararlanılarak bir APEX hibrit reaktörü tasarlanmıştır. Tasarlanan APEX hibrit reaktöründe %79,9 Li17Pb83 eriyik metali, %20 ThF4 ve % 0,1 AmO2 ağır metali karışımından oluşan akışkan, 4 cm kalınlığında Ferritic Steel (V4Cr4Ti) yapısal malzemesiyle, yansıtıcı (Reflektör) yüzey olarak 3 cm kalınlığında berilyum duvar kullanılmıştır. Reaktörün ilk sıvı duvarındaki nötron duvar yükü 10 MW/m2, ikinci sıvı duvar kalınlığı 50 cm ve füzyon gücünün 4000 MW değeri için tasarım yapılmıştır. Reaktörün üç boyutlu tasarımında ve ilgili bölgelerdeki nötronik hesaplamalarında bazı nükleer reaksiyon tesir kesiti kütüphaneleri, MCNPX-2.7.0. Monte Carlo kodu ve NJOY kodu kullanılmıştır. Reaktörün ilk sıvı duvar, ikinci sıvı duvar ve zırh bölgelerinde Nötron Akısı, Trityum Üretim Oranı (TBR), Enerji Çoğaltma Faktörü (M), Isı Enerjisi, Fisyon Reaksiyon Sayısı ve Fisil Yakıt Üretimi parametreleri NJOY kodu kullanılarak tesir kesiti kütüphanelerine göre hesaplanarak karşılaştırması yapılmıştır. Reaktörün yapısal malzemesi olan çelik bölgesinde 30 tam güç yılında (FPY) çalışması sonucu radyasyon hasar parametreleri olan proton üretimi, döteryum üretimi, trityum üretimi 3He üretimi, 4He üretimi ve DPA (atom yer değiştirmesi) değerleri NJOY kodu kullanılarak tesir kesiti kütüphanelerine göre hesaplandı ve kütüphanelere göre karşılaştırması yapıldı. Tasarlanan modelde ilk sıvı duvar, ikinci sıvı duvar ve zırh bölgelerinde trityumun kendi kendine yetebilmesi için gerekli olan şart TBR>1.1 ve termal güç için gerekli olan şart M>1.2, seçilen akışkanlar, yapısal malzeme ve yansıtıcı yüzeyler için sağlanmıştır. ANAHTAR KELİMELER: APEX, NJOY, MCNPX-2.7.0, Nötronik hesaplamalar, Tesir kesiti kütüphaneleri
Özet (Çeviri)
In this study, an APEX hybrid reactor was designed using APEX fusion technology. The designed APEX hybrid reactor consisted of a mixture of 79.9% Li17Pb83 molten metal, 20% ThF4 and %0.1 AmO2 heavy metal, 4 cm thick Ferritic Steel (V4Cr4Ti) structural material and 3 cm thick Beryllium wall as a reflector (Reflector) surface. The neutron wall load in the liquid first wall of the reactor was designed as 10 MW / m2, the liquid second wall thickness was 50 cm and the fusion power of 4000 MW. The three-dimensional design of the reactor and the neutronic calculations in the respective regions are some nuclear reaction cross-sectional libraries, MCNPX-2.7.0. Monte Carlo code and NJOY code were used. The parameters of Neutron Flux, Tritium Production Rate (TBR), Energy Mutiplication Factor (M), Heat Energy, (n,γ) Fission Reaction Number and Fissile Fuel Production were calculated by using the NJOY code in the liquid first wall, liquid second wall and shield regions of the reactor. The structural material of the reactor in the steel region, 30 full power years (FPY), radiation damage parameters, proton production, deuterium production, tritium production 3He generation, 4He production and DPA (displacement per atom) values were calculated by using the NJOY code to compare the cross-sectional libraries. The requirement for self-sufficiency of tritium in the first liquid wall, second liquid wall and armor zones is provided for the chosen fluid, structural material and reflector. KEYWORDS: APEX, NJOY, MCNPX-2.7.0, Neutron calculations, Cross-section libraries
Benzer Tezler
- Monte Carlo tekniği kullanılarak bir füzyon-fisyon hibrit reaktöründe bazı akışkan malzeme optimizasyonları için üç boyutlu nötronik hesaplamalar
Three-dimensional neutronic calculations for some fluid material optimizations in a fusion-fission hybrid reactor by using Monte Carlo method
GÖKMEN ŞEKER
- Monte carlo tekniği kullanılarak bir füzyon-fisyon hibrit reaktöründe tasarlanan blanket optimizasyonu için üç boyutlu nötronik hesaplamalar
Three-dimensional neutronic calculations for the designed blanket optimization in a fusion-fission hybrid reactor by using monte carlo method
HIZIR KASAP
Yüksek Lisans
Türkçe
2014
Nükleer Mühendislikİnönü ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
YRD. DOÇ. DR. MEHTAP GÜNAY
- Monte Carlo Tekniği kullanılarak bir füzyon-fisyon hibrit reaktöründe üç boyutlu nötronik hesaplamalar
Three-dimensional neutronic calculations for a fusion-fission hybrid reactor by using Monte Carlo Method
MEHTAP GÜNAY
- Monte Carlo tekniği kullanılarak füzyon tokamak reaktörlerinde nötronik hesaplamalar
Neutron transport calculations for fusion tokamak reactors by using Monte Carlo method
MEHTAP GÜNAY
Yüksek Lisans
Türkçe
2004
Fizik ve Fizik Mühendisliğiİnönü ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
PROF.DR. BAŞAR ŞARER
- Sonsuz reaktör ortamı yaklaşımıyla yakıt ara uzunluğunun nötronik veriler üzerindeki etkisinin analizi
Analyses of effect of fuel pitch length on neutronic data with infinite reactor medium approach
DİLEK SAYGAN
Yüksek Lisans
Türkçe
2020
Mühendislik BilimleriErciyes ÜniversitesiEnerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. HÜSEYİN YAPICI
DR. ÖĞR. ÜYESİ ALPER BUĞRA ARSLAN