Geri Dön

U3O8 yakıt ve değişik soğutucular kullanarak bir hibrid reaktördeki yakıt zenginleştirme performansının nötronik analizi

Neutronic analysis of the rejuvenation performance by using and vorions coolants in a hybrid reaktor

  1. Tez No: 90772
  2. Yazar: A. UĞUR ALTINDAĞ
  3. Danışmanlar: YRD. DOÇ. DR. OSMAN İPEK
  4. Tez Türü: Yüksek Lisans
  5. Konular: Makine Mühendisliği, Mechanical Engineering
  6. Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
  7. Yıl: 1999
  8. Dil: Türkçe
  9. Üniversite: Süleyman Demirel Üniversitesi
  10. Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
  11. Ana Bilim Dalı: Makine Mühendisliği Ana Bilim Dalı
  12. Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
  13. Sayfa Sayısı: 69

Özet

ÖZET Mevcut nükleer reaktörlerin yakıt ihtiyacını karşılayan fissile yakıt kaynaklarının tükenebileceğine dayalı olarak.geliştirilen Hibrid Reaktör Sistem çalışmaları teorik ve deneysel bazda yürütülmektedir. Yapılan çalışmalarla bir karşılaştırma imkanıda sağlamak üzere, bir hibrid blanketin öncelikle optimum geometrisi belirlenmiş daha sonrada, bu geometriye ait yakıt yapısı parametrik bir çalışmayı gerçekleştirmek üzere değiştirilmiştir. Uranyum oksid U3O8; uranyum metalinden veya özel bir şekilde bölünmüş UCVnin 800-1000 °C arasındaki havanın ısısına maruz kalmasıyla oluşur. Reaktör yakıtının matriksinde ayrışma olduğu için bu oksit herhangi bir aşamada kullanılmamıştır. Fakat bu kullanılan değerler bu maddeyi yüksek ısı davranışında yararlı hale getirir. Bu çalışmada U3O8 Yakıt ve değişik soğutucular kullanarak bir hibrid reaktördeki yakıt zenginleştirme perfomansının nötronik analizi incelenmiştir. Hesaplamalarda. S16-P3 yaklaşımı ile Boltzmann Nötron Transport denklemlerinin nümerik çözümünü veren ANISN-ORNL bilgisayar kodu, TRANSX-2 nötron aktivite tesir kesiti data paketi ve CLAWr-IV nötron transport tesir kesiti data paketleri kullanılmıştır.

Özet (Çeviri)

ABSTRACT Hybrid Reactor System studies improved on to exhausting fissile fuel sources which meet fuel needs of existing nuclear reactors have been executed theorically and experrimentally. Including the purpose of comparing with the other studies made till now, in this study the optimum geometri of a hybrid blanket was determined firstly and after that the fuel structure belonging to this geometry was changed in order to realize a parametric study. The oxide of uranium that is produced when uranium metal or finelydivided UO2 is exposed to air at temperatures in the range of 800 to 1000°C is U3O3. This oxide has not been used to any extent in reactor fuelsexcept when dispersed in a metallic matrix, but this use merits limited consideration of the high-temperature behavior of this material. In this study, neutronic analysis of the rejuvenation performance by using U3O8 and vorious coolants in a hybrid reactor. Neutronic analysis of fusion-fisson (hybrid) blankets have been realized by using ANISN-ORNL computer code that solves Boltzmann Transport Equation and transport and activity cross section data libraries TRANSX-2 and CLAW-IV in S 16-P3 approximation, by using Gaussian quadrate sets to obtain a high accuracy for the deep neutron penetration problems during different stages of this study.

Benzer Tezler

  1. Köprübaşı (Manisa) uranyum yatağı çevresinde toprak, su ve bitki örneklerinde uranyum düzeyleri ve olası çevresel etkilerinin belirlenmesi

    The determination of uranium levels in soil, water and plant samples around Köprübaşı (Manisa) uranium deposit and their probable effects on the environment

    ÖZLEM ŞEN

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2009

    Jeoloji MühendisliğiFırat Üniversitesi

    Jeoloji Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. AHMET ŞAŞMAZ

  2. (D, T) füzyon nötronlarına maruz bırakılan çeşitli nükleer yakıt ve malzemelerin nötronik analizi

    The neutronic analysis of some nuclear fuels and materials exposed to (D, T) fusion neutrons

    MURAT GÖKÇEK

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2001

    Makine MühendisliğiNiğde Üniversitesi

    Makine Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF.DR. HÜSEYİN YAPICI

  3. Farklı hidrojen-karbon ortamlarında indirgenen seramik yakıt tabletlerinin karakterizasyonu

    Başlık çevirisi yok

    BİRSEN AYAZ

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    1998

    Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik Üniversitesi

    Nükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. A. NEZİHİ BİLGE

  4. Uranil okzalat çöktürme koşullarının ve özelliklerinin incelenmesi

    Başlık çevirisi yok

    MEMDUH BÜLBÜL

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    1992

    Nükleer MühendislikEge Üniversitesi

    DOÇ. DR. MERAL ERAL

  5. Türkiye'de kurulacak bir nükleer enerji santrali için yerli hammadde kaynaklarının kullanılabilirliğinin araştırılması

    The using possibilities of native raw materials for nuclear power plants in Turkey

    EMRE CİN

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2004

    Maden Mühendisliği ve Madencilikİstanbul Üniversitesi

    Maden Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    DOÇ.DR. ŞAFAK GÖKHAN ÖZKAN