Bir mikro nükleer reaktörün nötronik analizi ve toryum yakıt kullanılabilirliğinin araştırılması
Neutronic analysis of a micro nuclear reactor and investigation of its thorium fuel feasibility
- Tez No: 814342
- Danışmanlar: PROF. DR. ADEM ACIR
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Enerji, Nükleer Mühendislik, Energy, Nuclear Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 2023
- Dil: Türkçe
- Üniversite: Gazi Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Enerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: 90
Özet
Bu tez çalışmasında 22 MWth gücünde 15 ton kütleye sahip yüksek sıcaklıklı gaz soğutmalı Holos mikro nükleer reaktörünün tüm kor modelleme yöntemiyle nötronik analizi yapılmıştır. Holos mikro nükleer reaktörü 151 tane altıgen grafit bloktan oluşmaktadır. Her bir yakıt demeti 54 soğutucu kanalı ve 19 yakıt kanalı içermektedir. Ayrıca Küçük Modüler Reaktörler konusu değerlendirilmiştir. Küçük Modüler Reaktörler, Hafif Su Reaktörlerine göre yatırım maliyetlerinin düşük olması, boyutlarının küçük olması gibi sebeplerle ön plana çıkmaktadır. Taşınabilir olmasının yanı sıra hızlı kuruluma sahip olmaları da büyük avantajlar sağlamaktadır. Dünyada yaşanan enerji kriziyle beraber literatürdeki çalışma sayısı görece hızlı bir şekilde artmıştır. Yapılan çalışmalarda yakıt olarak kullanılan çok katmanlı yakıt kürecikleri kendiliğinden güvenli yakıtlar olup genellikle boş yakıt kanallarına doğrudan doldurulmaktadır. Bazı çalışmalarda sinterlenmiş grafit ile peletlenmiş olarak kullanılan bu yakıt küreciklerini, bu çalışmada küçük modüler reaktörde kullanarak Th-232 elementini yakıp sonuç olarak reaktörde ne kadar U-233 elementi oluştuğu, yakabilme kapasitesi, yakıtta hacmen ne kadar toryum elementi kullanılabilirliğine bakılmıştır. Literatürdeki çalışmalarda, Yüksek Sıcaklıklı Gaz Soğutmalı Reaktörler için genellikle Nötronik analiz için sonsuz hücre yöntemi kullanılır. Fakat bu yöntemde reaktördeki elementlerin tükenme miktarları, tüm kor analizlerle yapılan nötronik analizlerle her zaman örtüşmemektedir. Bu çalışmada Tüm Kor Geometri ile nötronik analiz yapılmıştır. Çalışmada temel olarak Serpent Monte Carlo Reaktör Fiziği Yanma Hesaplama Kodu kullanılmıştır. Çok katmanlı yakıt kürelerinin yakıt kanallarındaki dağılımı için ise OpenMC Monte Carlo Nötron ve Foton Taşıma Simülasyonu Kodu kullanılmıştır.
Özet (Çeviri)
In this thesis, neutronic analysis of a high temperature gas cooled Holos micro nuclear reactor with a power of 22 MWth and a mass of 15 tons was carried out using the full core modeling method. The Holos micro nuclear reactor consists of 151 hexagonal graphite blocks. Each fuel assembly contains 54 coolant channels and 19 fuel channels. In addition, the subject of Small Modular Reactors has been evaluated. Small modular reactors stand out compared to Light Water Reactors due to their low investment costs and small size. In addition to being portable, it also provides great advantages that they have fast installation. With the energy crisis in the world, the number of studies in the literature has increased relatively rapidly. Triso Particles used as fuel in the studies are inherently safe fuels and are usually filled directly into empty fuel channels. In this study, these fuel spheres, which are used as pellets with sintered graphite in some studies, were used in a small modular reactor to burn the Th-232 element and as a result, how much U-233 element was formed in the reactor, its burning capacity, how much thorium element available in the fuel by volume were examined. In the studies in the literature, the infinite cell method is generally used for Neutronic analysis for High Temperature Gas Cooled Reactors. However, in this method, the depletion amounts of the elements in the reactor do not always coincide with the neutronic analyzes made with full core analyses. In this study, neutronic analysis was performed with Whole Core Geometry. Basically, Serpent Monte Carlo Reactor Physics Burnup Calculation Code was used in the study. OpenMC Monte Carlo Neutron and Photon Transport Simulation Code were used for the distribution of Triso particles in fuel channels.
Benzer Tezler
- Çift akışkanlı reaktörlerin nötronik analizi
Neutronic analysis of dual fluid reactors
SEMRA DAYDAŞ
Yüksek Lisans
Türkçe
2024
Mühendislik BilimleriSinop ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. ALİ TİFTİKÇİ
- Mikro reaktörlerin nötronik analizi
Neutronic analysis of microreactors
AHMET EMRE ARZUMAN
Yüksek Lisans
Türkçe
2025
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. MEHMET TOMBAKOĞLU
- Ergimiş tuz reaktörlerinde radyasyon zırhlama analizi
Radiation shielding analysis in molten salt reactors
İBRAHİM HALİL TEMEL
Yüksek Lisans
Türkçe
2025
Nükleer MühendislikSinop ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. HASAN OĞUL
- 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
- TRIGA Reaktör Dinamiği: Frekans cevap testleri
TRIGA Reactor Dynamics: Frequency Response Tests
COŞKUN FIRAT