Termal reaktör kullanılmış yakıtı ile yakıtlandırılmış hızlandırıcı sürücülü bir sistemde trityum üretiminin analizi
Analysis of tritium production in an accelerator driven system fueled wih termal reactor spent fuel
- Tez No: 751004
- Danışmanlar: PROF. DR. HÜSEYİN YAPICI, DR. ÖĞR. ÜYESİ ALPER BUĞRA ARSLAN
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Enerji, Energy
- Anahtar Kelimeler: Hızlandırıcı Sürücülü Sistemler, Kullanılmış Yakıt, Trityum Üretimi, Nötronik Hesaplama, Accelerator Driven Systems, Spent Fuel, Tritium Breeding, Neutronic Calculation
- Yıl: 2022
- Dil: Türkçe
- Üniversite: Erciyes Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Enerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: 61
Özet
TERMAL REAKTÖR KULLANILMIŞ YAKITI İLE YAKITLANDIRILMIŞ HIZLANDIRICI SÜRÜCÜLÜ BİR SİSTEMDE TRİTYUM ÜRETİMİNİN ANALİZİ Aslıhan ARIK Erciyes Üniversitesi, Fen Bilimleri Enstitüsü Yüksek Lisans Tezi, Ağustos 2022 Danışman: Prof. Dr. Hüseyin YAPICI, Dr. Alper Buğra ARSLAN ÖZET Hızlandırıcı Sürücülü Sistemler (HSS), 1990'lı yılların başlarından itibaren kullanılmakta olan nükleer atıkların dönüşümü ve enerji üretimi konusunda başarılı olan sistemlerdir. HSS'ler, kritik-altı çalışabilmeleri nedeniyle termal reaktörlere oranla daha güvenlidirler. Bu çalışmada, termal reaktörde kullanılmış olan yakıtların yeniden hızlandırıcı sürücülü sistemde kullanılarak trityum üretiminin nötronik analizi gerçekleştirilmiştir. Çalışmada tasarlanan HSS dört bölgeden oluşmaktadır. Bu bölgeler; yansıtıcı bölge, trityum üretim bölgesi, kritik-altı kor ve hedef bölgesidir. Kritik-altı korda kullanılmış yakıt durumları (MOX11 ve MOX 21) ele alınmıştır. Trityum üretim bölgesine (TÜB); Li2O, LiAlO2 ve Nat. Li bileşikleri ayrı ayrı konulmuş ve trityum üretim miktarları incelenmiştir. Tasarlanan HSS'nin nötronik analizleri için Los Alamos Ulusal Laboratuvarı tarafından yazılan nükleer kodu MCNPX 2.7 kullanılmıştır. Bunun yanı sıra MCNPX kodu ile uyumlu çalışan CINDER 90 bilgisayar kodu kullanılmıştır. Operasyon süresi boyunca efektif nötron çoğalım faktörü (keff) 0.98 civarında tutulmuştur. Trityum üretimi açısından MOX11 ve MOX21 kullanılmış yakıt durumları incelendiğinde çevrim sonunda en fazla trityum üretiminin Li2O bileşiği konulduğunda elde edildiği görülmüştür. Tasarlanan HSS'de MOX11 ve MOX21 kullanılmış yakıt durumlarının kullanılması sonucunda enerji kazancı açısından ve yanma oranı açısından iyi bir nötronik performans sergilediği görülmüştür.
Özet (Çeviri)
ANALYSIS OF TRITIUM PRODUCTION IN AN ACCELERATOR DRIVEN SYSTEM FUELED WIH TERMAL REACTOR SPENT FUEL Aslıhan ARIK Erciyes University, Graduate School of Natural and Applied Sciences Master Thesis, August 2022 Supervisor: Prof. Dr. Hüseyin YAPICI Dr.Alper Buğra ARSLAN ABSTRACT Accelerator Driven Systems (ADS) are systems that have been used from the beginning of 1990s and are successful in the transformation of nuclear waste and energy production. ADSs are safer than thermal reactors due to their subcritical operation. In this study, neutronic analysis of tritium production was carried out by using the fuels used in the thermal reactor in a reaccelerator driven system. The HSS designed in the study consists of four regions. These regions; reflective zone, tritium breeding zone, sub-critical core and target zone. In sub-critical core, spent fuel states (MOX11 and MOX 21) were tackled. Tritium breeding zone (TBZ); Li2O, LiAlO2 and Nat. Li compounds were placed separately and the amount of tritium production was examined. For the neutronic analysis of the designed ADS, the nuclear code MCNPX 2.7 written by Los Alamos National Laboratory was used. In addition, the CINDER 90 computer code, which is compatible with the MCNPX code, was used. The effective neutron multiplication factor (keff) was kept around 0.98 throughout the operation period. When MOX11 and MOX21 spent fuel conditions were examined in terms of tritium production, it was seen that the highest tritium production was obtained when Li2O compound was added at the final of the cycle. As a result of the use of MOX11 and MOX21 spent fuel conditions in the designed HSS, it has been observed that it exhibits a good neutronic performance with regards to energy gain and burn up.
Benzer Tezler
- Nükleer reaktör uygulamaları için titanyum alaşımı üretimi ve karakterizasyonu
Production and characterisation of titanium alloy for nuclear reactor applications
SAİTALİ TOMOĞLU
Yüksek Lisans
Türkçe
2018
Metalurji Mühendisliğiİstanbul ÜniversitesiMetalurji ve Malzeme Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DOÇ. İLVEN MUTLU
- Gemi dizel motorlarında karışım oluşumunun çok boyutlu matematiksel modeli
Multidimensional mathematical model of the mixture formation in marine diesel engines
ÖZGÜR OĞUZ TAŞKIRAN
Yüksek Lisans
Türkçe
2004
Makine Mühendisliğiİstanbul Teknik ÜniversitesiMakine Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. METİN ERGENEMAN
- Nükleer yakıt üretimi için tasarlanmış hızlandırıcı sürücülü bir sistemin optimizasyonu
Neutronic analysis of an ads fuelled with minor actinide and designed for spent fuel enrichment and fissile fuel production
BÜŞRA DURMAZ
Doktora
Türkçe
2023
Nükleer MühendislikErciyes ÜniversitesiEnerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. HÜSEYİN YAPICI
DR. ÖĞR. ÜYESİ ALPER BUĞRA ARSLAN
- Küçük modüler ergimiş tuz reaktörü acil tahliye sisteminin hesaplamalı akış dinamiği ve deneysel analizi
The computational fluid dynamics and experimental analysis of the emergency draining system of a small modular molten salt reactor
MAHMUT CÜNEYT KAHRAMAN
Doktora
Türkçe
2024
Makine Mühendisliğiİstanbul Teknik ÜniversitesiEnerji Bilim ve Teknoloji Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. SENEM ŞENTÜRK LÜLE
