PWR reaktörlerinde, toryum katkılı (THO2+UO2) mox yakıtların pincell boyutunda incelenmesi
Investigation of thorium-doped (THO2+UO2) mox fuels in PWR reactors at pincell level
- Tez No: 916668
- Danışmanlar: PROF. DR. AYHAN KARA
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 2024
- Dil: Türkçe
- Üniversite: Giresun Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Elektrik-Elektronik Mühendisliği Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: Belirtilmemiş.
Özet
Bu çalışma, Basınçlı Su Reaktörlerinde (PWR'ler) farklı uranyum (235U) zenginleştirme seviyelerine sahip toryum içeren karışık oksit (TOX) yakıtlarının davranışını pincell boyutunda araştırmaktadır. Çalışmada SERPENT V2.2.0 ve OpenMC Monte Carlo kodları kullanılarak, 232Th tüketimi, fisyon ürünleri, nötronik davranışlar ve farklı 235U zenginleştirme oranlarında etkin çoğalma faktörü (keff) analizleri yapılmıştır. Bu araştırma, hem toryumun bir yakıt olarak avantajlarını hem de nötronik özelliklerin karmaşıklığını vurgulamakta, aynı zamanda PWR'lerde nükleer yakıt yönetimini göstermektedir. Sonuçlar uranyum zenginleştirme, yakıt bileşimi ve nötron akısı arasındaki ince ilişkiyi vurgulayarak tükenme oranları ve fisyon ürünü üretimi hakkında bilgi sağlamaktadır. Özellikle, daha yüksek 235U içeriği fisyon reaksiyonlarını artırırken, 137Cs ve 131I gibi belirli fisyon ürünlerinin varlığını da etkiler ve 135Xe ve 90Sr gibi izotopların üretimine yol açan nükleer absorpsiyon reaksiyonlarını etkiler. Bu bulgular yakıt bileşimi, nötron akısı ve nükleer özellikler arasındaki karmaşık etkileşimi vurgulamakta ve PWR'lerde reaktör optimizasyonu ve yakıt çevrimi yönetimi için önemli bilgiler sağlamaktadır.
Özet (Çeviri)
This study investigates the behavior of thorium-containing mixed oxide (TOX) fuels with different uranium (235U) enrichment levels at the pincell scale in Pressurized Water Reactors (PWRs). Using the SERPENT V2.2.0 and OpenMC Monte Carlo codes, analyses were conducted on 232Th consumption, fission products, neutronic behavior, and the effective multiplication factor (keff) at various 235U enrichment levels. The research highlights both the advantages of thorium as a fuel and the complexity of its neutronic properties while demonstrating nuclear fuel management in PWRs. The results provide insights into the delicate relationship between uranium enrichment, fuel composition, and neutron flux, emphasizing depletion rates and fission product production. Notably, higher 235U content increases fission reactions, influences the presence of specific fission products such as 137Cs and 131I, and affects nuclear absorption reactions leading to isotopes like 135Xe and 90Sr. These findings underscore the intricate interaction between fuel composition, neutron flux, and nuclear properties, offering valuable information for reactor optimization and fuel cycle management in PWRs.
Benzer Tezler
- PWR reaktörlerinde toryum tüketimi için PuO₂ katkısının pincell boyutunda incelenmesi
Pincell scale investigation of PuO₂ doping for thorium consumption in PWR reactors
OĞULCAN YAZICI
Yüksek Lisans
Türkçe
2026
Nükleer MühendislikGiresun ÜniversitesiElektrik ve Elektronik Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. AYHAN KARA
- PWR-CANDU6 birleşik yakıt çevrimi ve CANDU6'da uranyum+toryum kullanımı
PWR-CANDU6 combined fuel cycle and use of uranium+thorium in CANDU6
LEVENT ÖZDEMİR
Doktora
Türkçe
2017
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. HÜSEYİN OKAN ZABUNOĞLU
- Sonsuz reaktör ortamı yaklaşımıyla yakıt ara uzunluğunun nötronik veriler üzerindeki etkisinin analizi
Analyses of effect of fuel pitch length on neutronic data with infinite reactor medium approach
DİLEK SAYGAN
Yüksek Lisans
Türkçe
2020
Mühendislik BilimleriErciyes ÜniversitesiEnerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. HÜSEYİN YAPICI
DR. ÖĞR. ÜYESİ ALPER BUĞRA ARSLAN
- Isıl-nötronik etkileşimlerin uranyum-toryum içeren nükleer yakıt elemanlarının tesir kesitlerine etkisi
Effect of thermal-neutronic coupling on the cross-sections of uranium-thorium mixed nuclear fuel
GENCER KONUR
Yüksek Lisans
Türkçe
2017
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. CEMAL NİYAZİ SÖKMEN
- CANDU ve PWR reaktörlerinde açığa çıkan kısa ömürlü fisyon ürünlerinin değerlendirilmesi ve uzun ömürlü fisyon ürünlerinin hızlandırıcı sürücülü sistemde dönüştürülmesi
Evaluation of short-lived fission products from CANDU and PWR reactors and transmutation of long-lived fission products in accelerator driving system
ALPER BUĞRA ARSLAN
Doktora
Türkçe
2020
EnerjiErciyes ÜniversitesiEnerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. HÜSEYİN YAPICI