Geri Dön

Candu kullanılmış yakıt çubuklarının bir füzyon-fisyon hibrid reaktörlerde gençleştirilmesinin analitik çözümü

The Analitic solution of rejuvenation of candu spent fuel in a fusion-fission hybrid reactors

  1. Tez No: 93509
  2. Yazar: İLYAS ÇÜRÜTTÜ
  3. Danışmanlar: PROF. DR. SÜMER ŞAHİN
  4. Tez Türü: Doktora
  5. Konular: Eğitim ve Öğretim, Makine Mühendisliği, Education and Training, Mechanical Engineering
  6. Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
  7. Yıl: 2000
  8. Dil: Türkçe
  9. Üniversite: Gazi Üniversitesi
  10. Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
  11. Ana Bilim Dalı: Makine Eğitimi Ana Bilim Dalı
  12. Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
  13. Sayfa Sayısı: 263

Özet

CANDU KULLANILMIŞ YAKIT ÇUBUKLARININ BİR FÜZYON-FİSYON HİBRÎD REAKTÖRLERDE GENÇLEŞTİRİLMESİNİN ANALİTİK ÇÖZÜMÜ ( Doktora Tezi ) İlyas ÇÜRÜTTÜ GAZİ ÜNİVERSİTESİ FEN BİLİMLERİ ENSTİTÜSÜ Şubat 2000 ÖZET Dünyadaki nükleer yakıt rezervlerinin, tükenmesi ve reaktörden çıkan kullanılmış yakıt çubuklarının atılmayacak kadar değerli olması füzyon-fisyon hibrid reaktörlerinin geliştirilmesini gerekli kılmıştır. Bu teknolojisi ile mevcut fisyon reaktörlerinde kullanılmış yakıtların yeniden kullanılabilir hale getirilmesi sağlanmaktadır. CANDU kullanılmış yakıt çubuklarının bir füzyon-fisyon hibrid blankette gençleştirilmesi ve gençleştirme işlemi sonunda elde edilen nötronik dataların analitik çözümü yapılmıştır. Çalışmada gaz, tabii lityum ve flibe olmak üzere üç farklı soğutucu seçilmiştir. Yakıt bölgesinde her soğutucu için soğutucu/yakıt oranı (s) sırasıyla 0,5-0,6-0.7... 2,0 'ye kadar 16 değişik oran seçilmiştir. Böylece üç farklı soğutucu, 16 değişik soğutucu/yakıt oranından oluşan 48 farklı blanketin nötronik analizi yapılıştır. Nötronik hesaplamalar sonunda elde edilen sonuçlar irdelenerek tüm modellerde blanket enerji çoğalım faktörü (M), ortalama trityum üretimi (TBR), Kümülatif fisil yakıt zenginleştirmesi (CFFE), yanma oranı (BU), yakıt gençleştirme kabiliyeti (FOM) için analitik çözüm yapılmıştır. Hibrid blankette 48 aylık gençleştirme süresince tesis faktörü % 75 ve füzyon reaksiyon odası gücü, ilk cidardaki (Döteryum-Trityum) füzyon nötronakısı 1014 (14,1 MeV.n/cm2) 'nin karşılığı olarak 2,25 MW/m2 seçilmiştir. Çalışmada nötronik analiz hesaplamalarında 30 gruplu ANISN, 44 ve 238 gruplu XSDRN nötron transport kodlan kullanılmıştır. En yüksek kümülatif fisil yakıt zenginleştirme değeri flibe soğutuculu blankette s=2,0 oranında gerçekleşmiştir. Flibe soğutuculu blankette en yüksek CFFE değeri %3 - %4,7 arasında gerçekleşirken bu değer diğer soğutuculu blanketlerde ancak %2 -% 2,9 mertebesindedir. 48 aylık operasyon sonunda her üç soğutucu modunda da enerji çoğalımı artmıştır. 48 ay sonunda bu artış flibe soğutucu için % 30 mertebesinde iken gaz ve tabii lityum soğutucu için sırasıyla % 25 ve % 20 mertebesinde kalmıştır. Blankette, gas ve tabii lityum soğutuculu modellerde füzyon sürücüleri için yeterli trityum üretimi sağlanmıştır. Fakat flibe soğutuculu modellerde füzyon sürücüleri için yeterli trityum sağlanamamıştır. Trityum üretimi her üç soğutucu için reaktör çalışma süresince artmaktadır. Çalışma süresince 6Li 'dan üretilen trityum 7Li'da üretilen miktardan oldukça yüksek değerdedir. Çalışma sonunda blanketdeki radyal nötron kaçağı hafifçe artmıştır. Flibe ve tabii lityum soğutuculu modellerde hacimsel oran artarken nötron kaçağı azalmaktadır, irken gas soğutuculu modellerde artmaktadır Çalışma sonunda blanketdeki radyal nötron kaçağı hafifçe artmıştır. Flibe ve tabii lityum soğutuculu modellerde hacimsel oran artarken nötron kaçağı azalmaktadır. Fakat gaz soğutuculu modellerde artmaktadır Bilim Kodu : 625.05.05 Anahtar Kelimeler : Candu, Kullanılmış Yakıt, Analitik çözüm, Yakıt gençleştirme, Hibrid reaktör Sayfa Adeddi : 243 Tez Yöneticisi : Prof. Dr. Sümer Şahin

Özet (Çeviri)

Ill THE ANALITIC SOLUTION OF REJUVENATION OF CANDU SPENT FUEL IN A FUSION-FISSION HYBRID REACTORS ( Ph.D. Thesis) İlyas ÇÜRÜTTÜ GAZİ UNIVERSITY INSTITUTE OF SCIENCE AND TECHNOLOGY February 2000 ABSTRACT Running out of the nuclear fuel sources in the world and being valuable spent fuel rows, which are produced by fission reactors, have been to developed fusion-fission hybrid reactor. This reactor provides that spent fuels, used in fission reactors, are used again. In this work, Candu spent fuel rows were rejuvenated in the fusion-fission hybrid reactors and after this process, analytic solution was done to be obtained neutronic datas. Gas, natural lithium and flibe are used as three different coolant. In the fissile fuel zone, from 0,5 to 2,0, 16 different rates were choosed for all of the coolant. Neutronic analytic solution was investigated for 48 different blankets, which are 16 different coolant/fuel ratio and three different coolant. At the end of neutronic calculating, analytic solution was investigated blanket energy multiplication factor (M), average tritium production (TBR), cumulative fissile fuel enrichment (CFFE), burn-up (BU) and fissile fuel rejuvenation ability (FOM) for all models. Under a first-wall fusion neutron current load 1014 (14.1 MeV n/cm2.sn), corresponding to 2.25 MW/m2 and by a plant factor of 75%. In this work, ANISN with 30 group, XSDRN neutron transport code with 44 and 238 groups were used forIV calculating of neutronic analyse. The highest cumulative fissile fuel enrichment value (CFFE) in flibe coolant blanket appeared the ratio as 8=2,0. While the highest cumulative fissile fuel enrichment value (CFFE) in flibe coolant blanket appeared as between 3% - 4,7%, it reached only as between 2% -2.9% in the other coolant blankets. After 48- mount operation, energy multiplication increased in all coolant mode. While this increase was 30% for flibe coolant, it was 25% and 30%, respectively for gas and natural lithium coolant. Tritium production was obtained enough to fusion driven in gas and natural lithium coolant models in blanket. However, tritium production wasn't obtained enough to fusion driven in flibe coolant models in blanket. Tritium production was increased in all of three coolants during operation period of reactor. During working of reactor, tritium production from 6Li is higher than tritium production from 7Li. Moreover, radial neutron leakage increased few in the all coolant blankets. While increasing the volume fraction in flibe and natural lithium coolant models, neutronic leakage decreased. However, while increasing the volume fraction in gas coolant models, neutronic leakage increased. Science code : 625.05.05 Keywords : Candu, Spent fuel, Analytic solution, Fuel rejuvenation, Hybrid reactor Page number : 243 Adviser : Prof. Dr. Sümer Şahin

Benzer Tezler

  1. Tez No

    77813

    Once through uranium-thorium fuel cycle in CANDU reactors

    CANDU reaktörlerinde uranyum-toryum açık yakıt çevrimi

    SANCAK ÖZDEMİR

    Yüksek Lisans

    İngilizce

    İngilizce

    1998

    EnerjiHacettepe Üniversitesi

    Nükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı

    YRD. DOÇ. DR. EROL ÇUBUKÇU

  2. Tez No

    888382

    Gelişimsel bir bakış açısı ile mülkiyet kavramının değerlendirilmesi

    Evaluation of the concept of ownership from a developmental perspective

    ZEYNEP ŞEN HASTAOĞLU

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2024

    PsikolojiEge Üniversitesi

    Psikoloji Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. TÜRKAN YILMAZ IRMAK

    DOÇ. DR. FATMA CANSU PALA DEDEOĞLU

  3. Tez No

    515202

    Humanitarian assistance policies of the European Union towards syrian refugees in Turkey

    Avrupa Birliği'nin Türkiye'deki Suriyeli mültecilere yönelik insani yardım politikaları

    CANSU ÇELİKER

    Yüksek Lisans

    İngilizce

    İngilizce

    2018

    Siyasal BilimlerOrta Doğu Teknik Üniversitesi

    Siyaset Bilimi ve Kamu Yönetimi Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. BAŞAK KALE LACK

  4. Tez No

    269862

    Thorium utilization in ACR (Advanced CANDU Reactor) and CANDU-6

    ACR (Gelişmiş CANDU Reaktörü) ve CANDU-6 reaktörlerinde toryum kullanımı

    MEHMET TÜRKMEN

    Yüksek Lisans

    İngilizce

    İngilizce

    2009

    Nükleer MühendislikHacettepe Üniversitesi

    Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. H. OKAN ZABUNOĞLU

  5. Tez No

    812095

    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

    Türkçe

    2023

    Nükleer MühendislikErciyes Üniversitesi

    Enerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. HÜSEYİN YAPICI

    DR. ÖĞR. ÜYESİ ALPER BUĞRA ARSLAN

Geri Dön