Geri Dön

İtü trıga mark II araştırma reaktörü kalbi için rekonfigürasyon çalışması

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

PDF İndir

  1. Tez No: 942117
  2. Yazar: ZEYNEP BODUROĞLU
  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: 83

Özet

Nükleer yakıtın tüketim miktarını ifade eden yanma oranı açığa çıkan enerji miktarının göstergesi olarak tanımlanır ve nötron parametrelerinin zaman içindeki değişimlerini izlemede büyük öneme sahiptir. Reaktör güvenliği, verimliliği ve işletimi açısından kritik bir parametredir. Bu tez çalışmasında, 1979 yılından bu yana İstanbul Teknik Üniversitesi'nde sürekli olarak işletilen TRIGA Mark II araştırma reaktörünün çekirdeği için kapsamlı bir deneysel yanma analizi gerçekleştirilmiştir. Çalışmanın birincil amacı, yakıt elemanlarının yanma oranlarını hesaplamak ve elde edilen verilere dayanarak reaktör kalbi için olası yeniden konfigürasyon seçeneklerini önermektir. Yanma hesaplamalarında geleneksel yöntemlerden farklı olarak bir normalizasyon faktörü kullanılmıştır. 2018 yılındaki çalışmadan referans alınan B5, D18, E14 ve F30 yakıt elemanların her birine ait 137Cs aktiviteleri ile 2024 yılında ölçülen aynı dört yakıt elemanının 137Cs aktiviteleri değerleri arasında bir oran hesaplanmıştır ve ortaya çıkan dört değerin ortalaması alınarak normalizasyon faktörü belirlenmiştir. 2018 yılında her bir yakıt elemanı boyunca üç santimetre aralıklarla aktivite ölçülmüştür ve ortalaması alınmıştır. 2024 çalışmasında ise her bir yakıt elemanının tam merkezinden ölçümler alınmıştır. Aradaki farkı dengeleyebilmek için normalizasyon faktörüne ihtiyaç duyulmuştur. Literatürdeki yanma oranı denklemi genişletilerek de yakıtların yanma oranları belirlenmiştir. Kullanılan yöntem, doğrudan ölçümlere olan bağımlılığı azaltarak daha tutarlı ve normalize edilmiş bir yanma tahmini yaklaşımı sunmuştur. Toplam 67 yakıt elemanının yanma oranı değerleri yüzde cinsinden hesaplanmıştır. Sonuçlar, reaktör kalbinin merkezine en yakın noktada bulunan B halkasındaki yakıt elemanlarının en yüksek yanma oranı değerlerine sahip olduğunu; bunu sırasıyla D, E ve F halkalarındaki elemanların izlediğini ortaya koymuştur. Yanma oranlarındaki bu farklılıklar, nötron akısı dağılımı ile uyumludur ve uzun vadeli reaktör işletimi açısından reaktör kalbi optimizasyonunun önemini vurgulamaktadır. Elde edilen bulgular, yanma analizi tekniklerinde önemli bir ilerlemeye işaret etmekte ve reaktör verimliliğini korumak amacıyla yakıt yeniden konfigürasyonunun gerekliliğini ortaya koymaktadır. Farklı yanma seviyelerine sahip yakıt elemanlarının reaktör kalbi içinde yeniden düzenlenmesi, reaktörün işletim ömrünü uzatmak ve reaktör güvenliğini artırmak için potansiyel bir strateji olarak değerlendirilmektedir. Hesaplanan yanma verilerine dayanarak, çalışmanın bir sonraki aşamasında reaktörün mevcut yakıt düzeni ayrıntılı olarak yeniden değerlendirilmiş ve reaktör performansını optimize etmeye yönelik yeni konfigürasyonlar önerilmiştir. Bu değerlendirme, reaktör güvenliği ve işletim performansının artırılmasına önemli katkılar sağlamaktadır.

Özet (Çeviri)

Burnup, which represents the extent of nuclear fuel consumption, is defined as an indicator of the total energy released through fission reactions and plays a significant role in tracking time-dependent changes in neutron parameters. It is considered a critical parameter for ensuring the safety, efficiency, and optimal operation of nuclear reactors. Accurate determination of burnup is essential for fuel management, radiation shielding calculations, waste handling strategies, and overall core monitoring. Although burnup assessments can be performed using both simulation and experimental techniques, experimental approaches are generally preferred in research reactors, especially in long-operating cores with complex histories, due to their greater accuracy and reliability. The ITU TRIGA Mark II Research Reactor is a operational since 1979 at Istanbul Technical University. Over the decades, numerous simulation studies have been performed on its core to predict neutron behavior and fuel depletion. However, due to the extended duration of operation without any fuel relocation or core reconfiguration, simulations alone may no longer reflect the true state of the reactor. In such cases, experimental burnup measurements become essential to validate existing models and to support future operational decisions. This thesis addresses the need for a detailed experimental burnup analysis of the ITU TRIGA Mark II reactor core. It is hypothesized that the long-term placement of fuel elements in fixed positions has led to asymmetric neutron flux and non-uniform power distribution within the core. This situation not only limits the efficient use of fuel but also introduces potential thermal and mechanical imbalances, which may compromise safety and shorten reactor life. The primary goal of this study is to evaluate the burnup levels of the fuel elements currently in use and to propose core reconfiguration strategies based on the experimental findings. In contrast to traditional methods, this study uses a novel approach by introducing a normalization factor into the burnup calculations. This factor was derived by comparing 137Cs activity data for four selected reference fuel elements (B5, D18, E14, and F30) between two time periods—2018 and 2024. In the 2018 study, measurements were performed at three-centimeter intervals along each fuel rod and averaged, while the 2024 data consisted of point measurements taken from the center of each element. To reconcile these methodological differences, a normalization ratio was calculated for each of the four elements and the average of these values was used to scale all 2024 measurements. This technique provided a harmonized basis for comparing burnup values across different years and increased the reliability of the final results. The burnup analysis was conducted using gamma spectrometry, a non-destructive method that detects and quantifies gamma-emitting isotopes produced during fission. The isotope 137Cs, characterized by its high yield, long half-life (approximately 30 years), and prominent gamma emission at 662 keV, was chosen as the main burnup indicator. As 137Cs accumulates proportionally with fuel usage, its activity provides a direct measure of the irradiation history of each element. By analyzing 137Cs concentrations in all 67 fuel elements within the core, their individual burnup percentages were calculated with high accuracy. The results of this analysis revealed a significant gradient in burnup values across the reactor core. Elements located in the B ring, the innermost region near the core center, exhibited the highest levels of burnup, followed by elements in the D, E, and F rings, respectively. This spatial distribution is consistent with neutron flux theory, which predicts higher flux intensities at the center of a cylindrical core, leading to increased fission rates and consequently higher fuel depletion in those regions. The data confirm the presence of operational imbalance, reinforcing the need for re-evaluation of the core configuration. In the light of these results, it is evident that a reconfiguration of the fuel elements within the core is necessary to improve neutron economy, balance power distribution, and extend the reactor's operational lifespan. Redistributing fuel elements with differing burnup levels could help minimize localized power peaking, improve safety regulations, and facilitate more efficient use of underutilized fuel. In the second phase of the study, a detailed reassessment of the current fuel layout was conducted, and new core configurations were proposed. These configurations aim to create a more uniform flux distribution and reduce thermal stress on heavily irradiated regions, thus enhancing the overall performance and safety of the reactor. Furthermore, this study demonstrates that using a normalization factor to adjust for methodological differences between measurement periods reduces the dependency on extensive direct measurements and allows for a more practical estimation of burnup levels. By applying this factor, differences arising from measurement intervals and positions were balanced, leading to more consistent and comparable results. The extended burnup equation used in this analysis further supports this consistency. The methodology developed in this study marks a considerable improvement in the practical application of experimental burnup analysis for research reactors. By reducing dependency on direct measurements and introducing a systematic normalization approach, the study presents a more robust and reliable way to assess fuel history. Moreover, the extended version of the standard burnup equation used in the literature was employed to achieve better alignment between measured activity levels and estimated burnup values. This extension incorporated adjustments to account for varying measurement techniques applied across different campaigns, such as the difference between interval-based averaging and point measurements along fuel rods. The normalization factor derived from comparing 137Cs activity data of selected reference fuel elements across different years effectively compensated for methodological inconsistencies, enhancing the comparability and reliability of the results. Furthermore, gamma spectrometry was utilized as a non-destructive technique to quantify the concentration of 137Cs, a fission product with favorable decay characteristics and long half-life, making it an ideal burnup indicator. By applying this comprehensive methodological framework, the study successfully captured the heterogeneous burnup distribution within the reactor core, revealing significant spatial variations tied to neutron flux gradients. This approach not only improves the accuracy of burnup estimations but also facilitates informed decision-making regarding core reconfiguration, fuel management, and operational safety enhancements for long-running research reactors like the ITU TRIGA Mark II. In conclusion, this thesis contributes valuable experimental data to support future decisions regarding the ITU TRIGA Mark II reactor. It highlights the importance of integrating empirical measurements with simulation tools to maintain accurate core models and to ensure the safe and efficient operation of research reactors. The methodological approach developed here may also serve as a reference for similar experimental programs in other TRIGA-type reactors worldwide that have not undergone core reconfiguration for extended periods.

Benzer Tezler

  1. Tez No

    941937

    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

    ALPEREN KAYA

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2025

    Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik Üniversitesi

    Nükleer Araştırmalar Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. TAYFUN AKYÜREK

  2. 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

  3. Tez No

    415231

    İTÜ TRIGA Mark II araştırma reaktörü delici ışınlama kanalının bnct uygulaması için tasarımı

    Design of piercing beam port of ITU TRIGA Mark II research reactor for bnct application

    MEHMET TÜRKMEN

    Doktora

    İngilizce

    İngilizce

    2015

    Nükleer MühendislikHacettepe Üniversitesi

    Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. ŞULE ERGÜN

  4. 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

  5. Tez No

    942422

    İTÜ TRIGA Mark II araştırma reaktörü yakıt inceleme sisteminin radyasyon analizi

    ITU TRIGA Mark II research reactor fuel control system radiation analysis

    SENANUR ÖZCAN

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2025

    Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik Üniversitesi

    Nükleer Araştırmalar Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. TAYFUN AKYÜREK

Geri Dön