Geri Dön

Fisyon reaktör tasarım optimizasyonları için üç boyutlu nötronik hesaplamalar

Three-dimensional neutronic calculations for reactor desing optimizations

  1. Tez No: 666473
  2. Yazar: SELCAN İNAL
  3. Danışmanlar: DOÇ. DR. MEHTAP DÜZ
  4. Tez Türü: Yüksek Lisans
  5. Konular: Fizik ve Fizik Mühendisliği, Physics and Physics Engineering
  6. Anahtar Kelimeler: BWR, Nötronik Değerler, MCNPX-2.7.0, ENDF/B-VII.0, BWR, Neutronic Values, MCNPX-2.7.0, ENDF/B-VII.0
  7. Yıl: 2021
  8. Dil: Türkçe
  9. Üniversite: İnönü Üniversitesi
  10. Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
  11. Ana Bilim Dalı: Fizik Ana Bilim Dalı
  12. Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
  13. Sayfa Sayısı: 78

Özet

Bu tez çalışmasında, reaktör koru 8×8 tipinde kare kafeslere bölünerek üç boyutlu kaynar su reaktörünün (BWR) modellemesi Monte Carlo metodu kullanılarak tasarlanmıştır. Kare kafesler dört küçük kare bölgeye ayrılıp her kare bölge 7×7 tipinde küçük kare kafeslere bölünmüştür. Bu çalışmada tasarlanan BWR'de yakıt olarak NpO2 ve NpF4 yakıt çubukları, yakıt zırhı olarak Zr-2 ve SiC ve soğutucu olarak su kullanılmıştır Tasarlanan BWR modellemesinde %0,2–1 oranlarında NpO2 ve NpF4 yakıt çubukları, Zr-2 ve SiC yakıt zırhları için keff, fisyon enerjisi ve depolanan ısı enerjisi nötronik değerleri hesaplanmıştır. MCNPX-2.7.0 Monte Carlo metodu ve ENDF/B-VII.0 nükleer veri kütüphanesi kullanılarak BWR sisteminin üç boyutlu modellemesi tasarlanmıştır. Tasarlanan BWR modellemesinde yakıt yüzdeleri arttıkça nötronik değerlerinde arttığı görülmüştür. Yapılan nötronik hesaplamalar sonucunda SiC zırhlı NpO2 yakıt çubuğunun BWR reaktörü için daha elverişli olduğu sonucuna ulaşılmıştır.

Özet (Çeviri)

In this thesis study, the modeling of a three-dimensional boiling water reactor (BWR) was designed using the Monte Carlo method by dividing the reactor core into 8×8 type square lattices. Square are divided into four small square zones, and each square zone is divided into small square lattices of 7×7 type. In the BWR designed in this study, NpO2 and NpF4 fuel rods were used as fuel, Zr-2 and SiC as fuel clad and water as coolant. NpO2 and NpF4 fuel rods at the rate of 0.2-1% in the designed BWR modeling, Zr-2 and SiC fuel clads keff, fission energy and stored heat energy neutronic values were calculated. Three dimensional modeling of the BWR system was designed using MCNPX-2.7.0 Monte Carlo method and ENDF/B-VII.0 nuclear data library. In the designed BWR modeling, it was seen that as the fuel percentages increased, the neutronic values increased. As a result of the neutronic calculations, it was concluded that the SiC clad NpO2 fuel rod is more suitable for the BWR reactor.

Benzer Tezler

  1. 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

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2019

    Enerjiİnönü Üniversitesi

    Fizik Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. MEHTAP DÜZ

  2. Yüksek güç yoğunluklu bir hibrid reaktörde atık nükleer yakıtın değerlendirilmesi

    Utilization of nuclear fuel waste in a high power density hybrid reactor

    MUSTAFA ÜBEYLİ

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2004

    Makine MühendisliğiGazi Üniversitesi

    Makine Eğitimi Ana Bilim Dalı

    PROF.DR. SÜMER ŞAHİN

  3. Development of a segmented detector for reactor antineutrinos

    Reaktör antinötrinoları için bölmeli bir dedektörün geliştirilmesi

    MUSTAFA KANDEMİR

    Doktora

    İngilizce

    İngilizce

    2020

    Fizik ve Fizik Mühendisliğiİstanbul Teknik Üniversitesi

    Fizik Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. MUAMMER ALTAN ÇAKIR

  4. Sıcaklık geri-beslemeli reaktör dinamiğinin benzetişimi

    Simulation of reactor dynamics with temperature feedback

    İHSAN KILIÇ

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2000

    Fizik ve Fizik MühendisliğiHacettepe Üniversitesi

    Fizik Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. HALUK UTKU

  5. UO2 yakıt peletlerinin reaktör şartlarında termal ve mikro yapı özelliklerinin incelenmesi ve sıcaklık dağılımının sınır eleman yöntemiyle hesaplanması

    Study on thermal and micro structure properties of UO2 fuel pellet in reactor conditions and calculation of its temperature distribution by boundary element method

    FERHAN CAN

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2000

    Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik Üniversitesi

    Nükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. HASBİ YAVUZ