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
- Tez No: 629067
- Danışmanlar: PROF. DR. HÜSEYİN YAPICI, DR. ÖĞR. ÜYESİ ALPER BUĞRA ARSLAN
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Mühendislik Bilimleri, Engineering Sciences
- Anahtar Kelimeler: Nükleer Yakıt Çubuğu Izgarası, CANDU Reaktörü, PWR Reaktörü, Nötron Çoğalım Faktörü, Toryum Kullanımı, Fisyon Ürünleri, Hızlandırıcı Sürücülü Sistem, Füzyon-Fisyon Hibrit Reaktörü, Nuclear Fuel Lattice, CANDU reactor, PWR reactor, Neutron Multiplication Factor, Thorium Utilization, Fission Product, Acceleration Driven System, Fusion-fission Hybrid Reactor
- Yıl: 2020
- Dil: Türkçe
- Üniversite: Erciyes Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Enerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: 63
Özet
Sonsuz reaktör yaklaşımı ile yapılan analizler, hem kritik altı hem de kritik nükleer reaktörlerin nötronik davranışlarını kolayca anlamak için yararlı bir yöntemdir. Bu çalışmada, nükleer yakıt çubuğu ızgarasının, sonsuz bir ortamda yakıt ara uzunluğunun nötronik veriler üzerindeki etkisi araştırılmıştır. Dünyada en çok kullanılan ticari güç reaktörü olan CANDU ve PWR'nin yakıt çubukları ele alınmıştır. Altıgen ve kare şeklinde düzenlenmiş yakıt çubukları aynı hacimsel oranla ayrı ayrı incelenmiş ve her bir reaktörün yakıt çubuğu için karşılaştırılmıştır. CANDU ve PWR yakıt çubukları, sırasıyla doğal UO2 ve %4.66 zenginleştirilmiş UO2 içermektedir. İncelenen bu yakıt durumlarına ek olarak, UO2-ThO2 yakıt karışımları da dikkate alınmıştır. CANDU yakıt çubuğunda soğutucu olarak ağır su kullanılırken PWR yakıt çubuğunda hafif su kullanılmıştır. Uzaysal bağımlılığı ortadan kaldırarak sonsuz bir ortam simüle edilmiş, bu nedenle yansıyan ve beyaz sınırlar kullanılarak bir yakıt çubuğu, soğutucu ortam ile birlikte dikkate alınmıştır. Sayısal nötronik hesaplamalar Monte Carlo, MCNPX kodu kullanılarak yapılmıştır. Yakıt çubukları arasındaki mesafe olan ara uzunluğu, özellikle sonsuz nötron çoğalım faktörü üzerindeki nötronik verilerin etkilerinin belirlenmesi için kademeli olarak arttırılmıştır. Sonsuz nötron çoğalım faktörünün, CANDU ve PWR yakıt çubuklarının ThO2 içermediği durumda sırasıyla 1.257 ve 1.496'ya ulaşabileceği hesaplanmıştır. Sonsuz nötron çoğalım faktörleri maksimum değerlere ulaştığında, ThO2'siz CANDU ve PWR yakıt çubuklarının, ara uzunluklarının sırasıyla yaklaşık 10 cm ve 1.8 cm olduğu tespit edilmiştir. Ek olarak her bir yakıt durumu için, zamana bağlı yanma hesapları, sonsuz nötron çoğalma faktörlerinin maksimum değere ulaştığı, 100 W/cm3'lük bir güç yoğunluğunda hesaplanmıştır. Zamana bağlı hesaplamalar, MCNPX kodunun çıktılarını kullanan CINDER90 dönüşüm bilgisayar kodu ile gerçekleştirilmiştir. Bu sonsuz ortam yaklaşımı çalışmasının sonuçları, gerçek heterojen kritik yakıt korlarının (termal reaktör yakıt koru gibi) ve gerçek heterojen kritik altı yakıt korlarının (örneğin füzyon-fisyon hibrit reaktör yakıt koru ve hızlandırıcı sürücülü sistem yakıtı) tasarımları için yol gösterici olacaktır.
Özet (Çeviri)
The analyses with the infinite reactor approach are a useful method to easily understand the neutronic behaviours of both subcritical and critical nuclear reactors.In this study, the effect of fuel pitch length on neutronic data in an infinite medium composed from nuclear fuel lattices is investigated. Fuel rods of CANDU and PWR, which are the most used commercial power reactors in the world, are considered. The cases of the fuel rods arranged as hexagonal and squarewith same volumetric ratio are separately investigated and compared for each reactor fuel rod.The CANDU and PWR fuel rods include natural UO2 and 4.66% enriched UO2, respectively. In addition to these fuel cases, the fuel mixtures of UO2 and ThO2 are considered. In the cases of CANDU and PWR fuel rods heavy water and light water are used as coolant, respectively. In order to simulate an infinite medium by eliminating the spatial dependence, a fuel rod along with the coolant medium is considered by using the reflected and white boundaries. The numerical neutronic calculations are performed with the Monte Carlo code, MCNPX. The pitch length, which is the distance between fuel rods, is gradually increased to determine the effects on neutronic data, especially on the infinite neutron multiplication factor. It is calculated that the infinite neutron multiplication factors can reach to 1.257and 1.496 in the cases of CANDU and PWR fuel rods that do not include ThO2, respectively. It is determined that when the infinite neutron multiplication factors reach to the maximum values, the pitch lengths are about 10 cm and 1.8 cm in the cases of CANDU and PWR fuel rods without ThO2, respectively. Furthermore, the time-dependent burnup calculations are performed under a power density of 100 W/cm3for each fuel case at the pitch length where the infinite neutron multiplication factors reach to the maximum values. The time-dependent calculations are performed with CINDER90 transmutation computer code that uses the outputs of MCNPX code. The results of this infinite medium approach study would guide for the designs of actual heterogeneous critical fuel cores (such as thermal reactor fuel core) and actual heterogeneous sub-critical fuel cores (such as fusion-fission hybrid reactor fuel core and accelerator driven system fuel core).
Benzer Tezler
- Hidrojen ayrıştırılması için sülfüre dayanıklı MOF kaplamalı PD bazlı yoğun metal membran geliştirilmesi
Development of PD-based dense metallic membrane with sulfur resistant MOF coated to separate hydrogen
SEVGİ KALKAN
Yüksek Lisans
Türkçe
2022
Kimya Mühendisliğiİstanbul Teknik ÜniversitesiKimya Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DR. ÖĞR. ÜYESİ GAMZE GÜMÜŞLÜ GÜR
- Transient heat conduction from A finite composite cylinder, under special boundary conditions, to the ambient at constant temperature
Dış yüzey yalıtılmış iç enerji üretimli sonlu boyda kompozit silindirden sabit sıcaklıktaki ortama tranzient ısı transferi
SODABEH FARHADI
Yüksek Lisans
İngilizce
1994
Mühendislik BilimleriOrta Doğu Teknik ÜniversitesiMühendislik Bilimleri Ana Bilim Dalı
PROF. DR. ERDOĞAN KARAHAN
- Application of nodal methods in nuclear rector core design and fuel management
Nükleer reaktörlerin dizaynında ve yakıt yönetiminde nodal metodların uygulanması
ZİYA ERDEMİR
- Plastik atıkların oksidatif ve inert ortamda ısıl ve katalitik bozunma ile karboksilli asitlere dönüşümü
Thermal and catalytic degradation of plastic wastes into carboxylic acids in oxidative or inert media
ADİL KOÇ
Doktora
Türkçe
2003
Kimya MühendisliğiAnkara ÜniversitesiKimya Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. Y. ALİ BİLGESÜ
- Elemanter çözümler yönteminin özfonksiyonlarının ve diklik bağıntılarının Boltzmann denkleminin üçüncü formunda kullanılması
The Use of the singular eigenfunctions and their orthogonality relations in the third form of Boltzmann equation
MUSTAFA ÇETİN GÜLEÇYÜZ
Doktora
Türkçe
1999
Fizik ve Fizik MühendisliğiAnkara ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
PROF. DR. CEVDET TEZCAN