Nükleer reaktörlerde alternatif nötron zırhlama malzemelerinin teorik geliştirilmesi
Theoretical development of alternative neutron armoring materials in nuclear reactors
- Tez No: 715390
- Danışmanlar: DOÇ. DR. HASAN OĞUL
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 2022
- Dil: Türkçe
- Üniversite: Sinop Üniversitesi
- Enstitü: Lisansüstü Eğitim Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Disiplinlerarası Nükleer Enerji ve Enerji Sistemleri Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Nükleer Enerji Bilim Dalı
- Sayfa Sayısı: 131
Özet
Dünya nüfusunun artması ve gelişen teknoloji ile enerji ihtiyacı her geçen gün daha da artmaktadır. Bu enerji açığını kapatmak için yeni enerji kaynakları üzerinde durulması, düşünülmesi ve hızlı bir şekilde alternatiflerin kullanıma alınması gerekmektedir. Nükleer enerji bu açığı kapatmak için en önemli adaylardan bir tanesidir. Özellikle nükleer enerji uygulamalarının gelecek vaat eden türlerinden biri olan füzyon reaktörlerinden elde edilecek enerji ile gelecekte enerji ihtiyacının büyük bölümü karşılanacağı görüşünde bilim insanları hemfikirdir. Fakat füzyon reaktörlerinin yaygın bir şekilde kullanılmasını engelleyen bazı problemler bulunmaktadır. Bu problemlerden biri, füzyon reaktörü birincil duvarının ve yapı malzemelerinin, D-T reaksiyonu sonucu açığa çıkan nötronlardan dolayı radyoaktif olmaya başlaması ve hasar görmesidir. Bu sebepten dolayı belli bir zamandan sonra füzyon reaktör duvarının değiştirilmesi gerekmektedir. Bu nedenle füzyon reaktör ve santrallerinin tasarım ve geliştirilmesi gerekmektedir. Bu kapsamda malzeme geliştirme çalışmaları füzyon nükleer reaktör tasarımlarında büyük önem taşımaktadır. Bu çalışmada, ITER füzyon test reaktörlerinin birincil duvar yapı bileşenlerinde kullanılması planlanan F82H, JLF-1, Eurofer-97 ve CLAM çelik alaşımlarının nötron zırhlama kapasitelerinin araştırılması ve bu alaşımlara Bor (B) ve Molibden (Mo) katkılanmasının nötron zırhlama kabiliyetleri üzerine etkisini teorik ve simülasyon yöntemleri ile belirlenmesi amaçlanmıştır. Ayrıca bulunan sonuçların nötron zırhlamada yaygın olarak kullanılan parafin ile karşılaştırılması gerçekleştirilmiştir. Bu amaç doğrultusunda kullanılan nötron enerjileri 4,5 MeV ve 14 MeV olarak seçilmiştir. Numunelerin teorik olarak değerlendirilmesi etkin nötron sökme tesir kesitleri belirlenerek yapılırken GEANT4 simülasyon programı ile malzemelerin nötron zırhlama kabiliyetleri belirlenmiştir. Sonuç olarak bu çalışmada oluşturulan“F8Bor20 alaşımı”, nötron zırh malzemesi olarak en ideal malzeme olduğu saptanmıştır.
Özet (Çeviri)
With the increase in the world population and developing technology, the need for energy is increasing day by day. In order to close this energy gap, new energy sources need to be focused on, thought about and alternatives should be put into use quickly. Nuclear energy is one of the most important candidates to close this gap. Scientists agree that most of the energy needs will be met in the future with the energy to be obtained from fusion reactors, which is one of the promising types of nuclear energy applications. However, there are some problems that prevent the widespread use of fusion reactors. One of these problems is that the fusion reactor primary wall and building materials start to become radioactive and become damaged due to the neutrons released as a result of the D-T reaction. For this reason, it is necessary to replace the fusion reactor wall after a certain time. Therefore, the design and development of fusion reactors and power plants is required. In this context, material development studies are of great importance in fusion nuclear reactor designs. In this study, the neutron shielding capacities of F82H, JLF-1, Eurofer97 and CLAM steel alloys, which are planned to be used in the first wall structural components of ITER fusion test reactors, and the effect of Bor (B) and Molybdenum (Mo) doping to these alloys on the neutron shielding capabilities are investigated theoretically and effectively. It is aimed to be determined by simulation methods. In addition, the results were compared with paraffin, which is widely used in neutron shielding. The neutron energies used for this purpose were chosen as 4,5 MeV and 14 MeV. While the theoretical evaluation of the samples was made by determining the effective neutron removal cross sections, the neutron shielding capabilities of the materials were determined with the GEANT4 simulation program. As a result, it was determined that the“F8Bor20 alloy”formed in this study is the most ideal material as a neutron shielding material.
Benzer Tezler
- Alüminyum bor karbür kompozit malzemelerin radyasyon karşısındaki davranışının belirlenmesi, XCOM bilgisayar programı ile incelenmesi ve yeni bir hibrit kompozit radyasyon zırh malzemesi önerisi
Assessment of behavior for aluminum-boron carbide composite materials agaisnt radiation, investigation by XCOM software program, suggestion of a new hybrid composite radiation shielding material
AYHAN AKKAŞ
Doktora
Türkçe
2015
Fizik ve Fizik Mühendisliğiİstanbul Teknik ÜniversitesiEnerji Bilim ve Teknoloji Ana Bilim Dalı
PROF. DR. ASİYE BERİL TUĞRUL
- Development of ceramic and glass-ceramic shielding materials for protection from ionizing radiation
İyonizan radyasyondan korunmak için seramik ve cam seramik zırhlama malzemelerin geliştirilmesi
ABDULLAH OKYAR
Yüksek Lisans
İngilizce
2023
Enerjiİstanbul Teknik ÜniversitesiNanobilim ve Nanomühendislik Ana Bilim Dalı
PROF. DR. SEMA ERENTÜRK
- İki noktalı nükleer reaktör kinetik modelinin bir grup geciken nötron prekürsörleri için çözümü
Solution of the two point nuclear reactor kinetic model for one group delayed neutron precursors
MEHTAP ARSLAN
Yüksek Lisans
Türkçe
2022
Fizik ve Fizik MühendisliğiBilecik Şeyh Edebali ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
PROF. DR. ALİ İHSAN GÖKER
- Füzyon ve hibrid reaktörlerde kullanilan bazi yapi materyallerinin nükleer özelliklerinin incelenmesi
Investıgatıon of nuclear propertıes of some structural materıals used ın fusıon and hybrıd reactors.
DERYA DEMİRBAĞ
Yüksek Lisans
Türkçe
2012
Fizik ve Fizik MühendisliğiZonguldak Karaelmas ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. HÜSEYİN AYTEKİN
- Design and development of an FPGA controlled silicon pin photodiode detector array for neutron detection
Nötron deteksiyonu için FPGA kontrollü silikon pın fotodiyot detektör dizisi tasarım ve geliştirilmesi
AHMET BAYRAK
Doktora
İngilizce
2019
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiFizik Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. CENAP ŞAHABETTİN ÖZBEN