Fisyon reaktör tasarım optimizasyonları için üç boyutlu nötronik hesaplamalar
Three-dimensional neutronic calculations for reactor desing optimizations
- Tez No: 666473
- Danışmanlar: DOÇ. DR. MEHTAP DÜZ
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Fizik ve Fizik Mühendisliği, Physics and Physics Engineering
- Anahtar Kelimeler: BWR, Nötronik Değerler, MCNPX-2.7.0, ENDF/B-VII.0, BWR, Neutronic Values, MCNPX-2.7.0, ENDF/B-VII.0
- Yıl: 2021
- Dil: Türkçe
- Üniversite: İnönü Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Fizik Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- 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
- 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 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
2004
Makine MühendisliğiGazi ÜniversitesiMakine Eğitimi Ana Bilim Dalı
PROF.DR. SÜMER ŞAHİN
- Development of a segmented detector for reactor antineutrinos
Reaktör antinötrinoları için bölmeli bir dedektörün geliştirilmesi
MUSTAFA KANDEMİR
Doktora
İngilizce
2020
Fizik ve Fizik Mühendisliğiİstanbul Teknik ÜniversitesiFizik Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. MUAMMER ALTAN ÇAKIR
- Sıcaklık geri-beslemeli reaktör dinamiğinin benzetişimi
Simulation of reactor dynamics with temperature feedback
İHSAN KILIÇ
Doktora
Türkçe
2000
Fizik ve Fizik MühendisliğiHacettepe ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. HALUK UTKU
- 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
2000
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı
PROF. DR. HASBİ YAVUZ