Geri Dön

İTÜ trıga mark-II araştırma reaktörü yakıt elemanlarının tahribatsız analiz yöntemi ile yanma oranı analizi ve gama spektroskopisi incelemeleri

Burnup analysis and gamma spectroscopy investigations of itu triga mark-II research reactor spent fuel elements using non-destructive analysis methods

PDF İndir

  1. Tez No: 941937
  2. Yazar: ALPEREN KAYA
  3. Danışmanlar: DOÇ. DR. TAYFUN AKYÜREK
  4. Tez Türü: Yüksek Lisans
  5. Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
  6. Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
  7. Yıl: 2025
  8. Dil: Türkçe
  9. Üniversite: İstanbul Teknik Üniversitesi
  10. Enstitü: Lisansüstü Eğitim Enstitüsü
  11. Ana Bilim Dalı: Nükleer Araştırmalar Ana Bilim Dalı
  12. Bilim Dalı: Radyasyon Bilim ve Teknoloji Bilim Dalı
  13. Sayfa Sayısı: 75

Özet

Nükleer reaktörlerde yakıt elemanlarının yanma oranı değerleri hem reaktör sisteminin güvenliğini hem de enerji üretim kapasitesini gösteren önemli parametrelerdir. Ayrıca, bu değerler yakıt kullanımını optimize etmeyi ve reaktörün operasyonel ömrünü uzatmayı amaçlayan reaktör yeniden yapılandırma süreçlerinde kullanılır. Bu çalışmada, İTÜ TRIGA Mark-II Araştırma Reaktörü için, reaktörün içerisinde bulunan 67 yakıt elemanının yüzdesel oranlardaki yanma oranı değerlerinin tespiti, seçilen iki yakıt elemanının (B5, F30) karşılaştırmalı spektrum analizleri ve 1979 yılından beri reaktörde yapılmış herhangi bir rekonfigürasyon çalışması bulunmaması sebebiyle yeni bir rekonfigürasyon önerisinin sunulması başlıca amaçlardır. İTÜ TRIGA Mark-II Araştırma Reaktöründeki tüm yakıt elemanlarının yüzdesel oranda yanma değerleri, 2018 yılında aynı reaktörde dört yakıt (B5, D18, E14, F30) elemanı üzerinde yürütülen önceki bir çalışmadan elde edilen verilerle karşılaştırmak için tahribatsız bir analiz yöntemi kullanılarak bir korelasyon kurulmuştur. Bu korelasyona dayanarak, tüm yakıt elemanlarının yanma değerlerini hesaplamak için yeni bir metodoloji geliştirilmiştir. Bu metodoloji sayesinde, 2018 yılındaki çalışmada kullanılmış dört yakıt elemanının yanma oranı değerleri ile 2024 yılında yapılan çalışmada aynı dört yakıt elemanının Cs-137 aktiviteleri kullanılarak bir korelasyon kurulmuş ve elde edilen denklem vasıtasıyla İTÜ TRIGA Mark-II Araştırma Reaktöründe bulunan 67 yakıt elemanının yanma oranı değerleri yüzdesel değerlerde elde edilmiş ve reaktörün kalp konfigürasyonundaki halka şeklindeki dizilimlerine göre gruplandırılarak çizelge haline getirilmiştir. Bu yanma hesaplamaları sonucunda, reaktörde uzun yıllardır yeni bir rekonfigürasyon çalışması yapılmadığı düşünülerek reaktörün operasyonel ömrünü uzatmak için yeni bir rekonfigürasyon örneği önerilmiştir. Ayrıca 2018 yılında Akyürek ve çalışma arkadaşları tarafından yapılan çalışma verileri kullanılarak, kalbin en iç halkasında bulunan B5 yakıt elemanı ile kalbin en dış halkasında bulunan F30 yakıt elemanının gama spektrumları çıkarılarak, 2024 yılında yapılmış olan çalışmadaki aynı yakıt elemanlarının gama spektrumları ile karşılaştırmaları da yapılmıştır. Her bir spektrumdaki tepe noktalarında bulunan radyoizotopları tanımlamak için her bir spektral tepe ayrı ayrı analiz edilmiştir ve iki farklı yılda yapılan spektrumlar karşılaştırılarak benzer ve farklı radyoizotopların tespiti yapılmıştır. Bu çalışmayla, İTÜ TRIGA Mark-II Araştırma Reaktörünün tüm yakıt elemanlarının mevcut yanma oranı değerleri yüzdesel ölçüde elde edildi ve reaktör işletimi ve yakıt yönetimi için değerli içgörüler sağlandı. Ayrıca, aynı reaktördeki en son çalışmayla karşılaştırmalı bir analiz, yanma özelliklerinin ve zaman içindeki evrimlerinin daha kapsamlı bir şekilde anlaşılmasını sağladı. Yapılan çalışmalar sonucunda elde edilen tüm bilgiler İTÜ TRIGA Mark-II Araştırma Reaktörünün gelecekte yapılacak çalışmalar için referans yanma oranı değerlerini sunması, reaktöre önerilen yeniden yapılandırma örneği ile reaktörün operasyonel ömrünü uzatmak adına öneri sunulması açısından önemli bir yere sahiptir.

Özet (Çeviri)

The burnup values of nuclear fuel elements are critical parameters for both the operational safety and energy production efficiency of nuclear reactors. These values play a vital role in reactor core management, particularly in optimizing fuel utilization and extending reactor lifespan. They are also used to guide core reconfiguration strategies that aim to enhance the long-term sustainability of the reactor. For accurate determination of burnup values, both simulation and experimental methods are employed. While each method comes with its own uncertainties, applying both approaches to the same experimental system enables more robust and reliable assessments. This study presents a comprehensive experimental analysis of the burnup values of the ITU TRIGA Mark-II Research Reactor's fuel elements using a non-destructive assay (NDA) technique based on gamma spectroscopy. The primary objective of the study is to validate previously conducted burnup simulations by experimentally calculating the percentage burnup values of each fuel element within the core. Furthermore, due to the fact that no core reconfiguration has been performed since 1979 at the ITU TRIGA reactor, the experimentally obtained burnup values are used to propose a new reconfiguration strategy. This aims to increase reactor sustainability, optimize operational performance, and enhance fuel utilization. Two distinct fuel inspection systems were utilized during the study. The first system was developed and used in 2018. It is an external, lead-shielded fuel inspection setup composed of three main components. The first component is a transportation cask designed for the safe removal of fuel elements from the reactor core. It is cylindrical in shape, measuring 85 cm in length and 40 cm in diameter, and includes a 5 cm wide central channel for fuel movement, with attachment rings for crane operation. Once the fuel is safely transferred, it is placed into the second component a T-shaped cylindrical measurement chamber, equipped with multiple beam holes for gamma and neutron spectrometry. This chamber allows for the insertion of a neutron source for subcritical measurements and neutron activation analysis. The third component is an electronic lift system that enables vertical movement of the fuel element, allowing axial measurements at various heights. In this system, four representative fuel elements (B5, D18, E14, and F30) were selected from different radial positions in the reactor core, ranging from the center to the outer rings. For each element, gamma spectroscopy measurements were conducted every 3 cm along their axial lengths, with each measurement lasting 10 minutes. High-purity germanium (HPGe) detectors were used, and the average 137Cs activity values obtained from the spectra were used to calculate the relative burnup percentages of these elements. The second system was specifically developed and implemented in 2024 for this study and is a new non-destructive fuel inspection system installed directly above the reactor core. Unlike the first system, this configuration allows for in-situ measurements, thereby reducing the risks associated with fuel transportation. Designed in accordance with radiation protection standards and operated under the supervision of health physicists and licensed reactor operators, this system enables safer and more efficient inspection of fuel elements. In this setup, 67 fuel elements located within the reactor core were individually measured according to a scheduled plan. Each element was extracted using a hoisting mechanism and placed inside a lead-shielded collimator, which is mounted on a rail system. The gamma spectra were acquired from the center of each fuel element, with 10-minute measurement durations. The HPGe detector was positioned 70 cm away from the fuel to minimize dead-time, which was kept below 15%. The Cs-137 activities measured in 2024 were converted to percentage burnup values using a correlation established from the 2018 data. This correlation was based on the known linear relationship between Cs-137 activity and burnup, as documented in the literature. The core assumption was that the burnup values of the reference fuel elements (B5, D18, E14, and F30) did not change between 2018 and 2024 due to the reactor's inactivity in this period. Using this assumption, a linear calibration curve was constructed, and the corresponding equation was applied to the Cs-137 activities of the remaining 63 fuel elements. The calculated burnup values were categorized into five distinct ranges and visualized on a core configuration map using color coding. Each fuel element's name and its corresponding burnup percentage were also compiled in a detailed table. Upon analysis of the spatial distribution of burnup, it was observed that fuel elements located at the center of the core had significantly higher burnup values, while those toward the outer rings showed decreasing trends. This outcome aligns with expectations, as the neutron flux and fission rate are highest at the core center. The B5 element was identified as having the highest burnup at 5.23%, while the F30 element had the lowest at 2.34%. A reconfiguration proposal was developed based on these burnup distributions. The suggested strategy involves relocating low-burnup elements from the outer rings to the inner regions of the core and moving high-burnup elements from the center to the periphery. This redistribution aims to balance the U-235 content within the core, extend fuel life, and maintain core symmetry, all of which are crucial for optimal reactor performance and safety. A more detailed reconfiguration proposal is presented in a separate study. Another key objective of this study was the comparative analysis of gamma spectra obtained from fuel elements B5 and F30 in both 2018 and 2024. For B5, measurements were performed after cooling periods of 37 days (2018) and 768 days (2024). For F30, the corresponding cooling times were 10 days (2018) and 755 days (2024). The spectra acquired in 2018 were from the first external inspection system, while those from 2024 were obtained using the second, in-core system. The spectral analysis revealed that 10 radioisotopes were commonly present in both years for each fuel element. Additionally, 5 unique isotopes were detected in 2018 for B5 and 3 in 2024, while F30 showed 8 unique isotopes in 2018 and only 1 in 2024. The differences are attributed to the decay behavior of isotopes based on their half-lives. Short-lived isotopes were prominent in the 2018 spectra due to the short post-irradiation times, while long-lived isotopes dominated the 2024 spectra. Notably, the presence of Eu-152, Cs-134, and Mn-54 in 2024 (absent in the 2018 measurements) is consistent with their long half-lives and accumulation over time. The study also identified the radioisotope 140La, emitting at 1596 keV, as a potential alternative burnup indicator. It was detected in both B5 and F30 spectra taken after 37 and 10 days of cooling, respectively. Given its short half-life, the optimal detection window for La-140 is within the first 0–40 days following reactor shutdown. Therefore, future research is recommended to further explore the use of La-140 as a short-term burnup indicator. In conclusion, this study not only experimentally validates the burnup calculations of the ITU TRIGA Mark-II reactor but also provides essential data for core optimization and reconfiguration. The comprehensive comparison between two different measurement systems, the large-scale burnup mapping of 67 fuel elements, and the comparative analysis of isotopic evolution over six years collectively enhance our understanding of fuel behavior in research reactors. These findings lay the groundwork for future experimental and simulation studies aimed at improving the safety, efficiency, and sustainability of research reactor operations.

Benzer Tezler

  1. Tez No

    942117

    İtü trıga mark II araştırma reaktörü kalbi için rekonfigürasyon çalışması

    Reconfiguration study for the core of the itu triga mark II research reactor

    ZEYNEP BODUROĞLU

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2025

    Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik Üniversitesi

    Nükleer Araştırmalar Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. TAYFUN AKYÜREK

  2. Tez No

    853758

    İTÜ TRIGA Mark II araştırma reaktörü için genetik algoritma kullanarak kalp konfigürasyon optimizasyonu

    Core configuration optimization for ITU TRIGA Mark II research reactor using genetic algorithm

    SEFA SAYIN

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2023

    Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik Üniversitesi

    Nükleer Araştırmalar Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. SENEM ŞENTÜRK LÜLE

  3. Tez No

    639335

    Thermal-hydraulics analysis of ITU TRIGA MARK II Research Reactor with 3D computational fluid dynamics simulations

    İTÜ TRIGA MARK-II Araştırma Reaktörünün 3D hesaplamalı akışkanlar dinamiği simülasyonu ile ısıl hidrolik analizi

    FERİDE KUTBAY

    Yüksek Lisans

    İngilizce

    İngilizce

    2020

    Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik Üniversitesi

    Nükleer Araştırmalar Ana Bilim Dalı

    DR. ÖĞR. ÜYESİ SENEM ŞENTÜRK LÜLE

  4. Tez No

    639133

    Atmospheric dispersion and corresponding dose and risk calculations for a hypothetical accident in ITU TRIGA mark II research reactor

    İTÜ TRIGA mark II araştırma reaktöründeki hipotetik bir kaza için atmosferik dağılım ve ilintili doz ve risk hesaplamaları

    SEFA BEKTAŞ

    Yüksek Lisans

    İngilizce

    İngilizce

    2020

    Bilim ve Teknolojiİstanbul Teknik Üniversitesi

    Enerji Bilim ve Teknoloji Ana Bilim Dalı

    DR. ÖĞR. ÜYESİ SENEM ŞENTÜRK LÜLE

  5. Tez No

    135907

    Triga Mark-II tipi araştırma reaktörlerinde yeni kalp düzenlerinin araştırılması

    The Research of new core configurations at Triga Mark-II type research reactors

    YELDA TAŞKIRAN

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2003

    Fizik ve Fizik MühendisliğiMuğla Üniversitesi

    Fizik Ana Bilim Dalı

    YRD. DOÇ. DR. TAYFUN BÜKE

Geri Dön