PWR reaktörlerinde toryum tüketimi için PuO₂ katkısının pincell boyutunda incelenmesi
Pincell scale investigation of PuO₂ doping for thorium consumption in PWR reactors
- Tez No: 991842
- Danışmanlar: PROF. DR. AYHAN KARA
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 2026
- Dil: Türkçe
- Üniversite: Giresun Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Elektrik ve Elektronik Mühendisliği Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: Belirtilmemiş.
Özet
Bu tez çalışmasında, basınçlı su reaktörlerinde (PWR) kullanılan MOX yakıt bileşimleri üzerinde plütonyum dioksit (PuO₂) katkılı zenginleştirilmiş uranyumlu toryum yakıtlarının tüketimi ve nötronik davranış üzerindeki etkileri pincell düzeyinde incelenmiştir. Çalışma kapsamında ThO₂ oranı tüm yakıt karışımlarında sabit tutulurken, PuO₂ içeriği %2.9 , %3.2 , %4.4 ve %5.6 arasında artırılmış ve buna karşılık UO₂ oranı sistematik olarak azaltılmıştır. Nötron taşınım ve tükenme hesaplamaları, iki farklı doğrulama yöntemi sunan Serpent ve OpenMC kodları kullanılarak gerçekleştirilmiş; reaktör kritikliği (keff), nötron enerji spektrumu, reaksiyon oranları, aktinitlerin tüketimi ve seçilmiş fisyon ürünlerinin birikim davranışları ayrıntılı olarak değerlendirilmiştir. Sonuçlar, PuO₂ içeriğinin artırılmasının nötron spektrumunu belirgin şekilde sertleştirdiğini, fisyon yükünü uranyumdan plütonyuma kaydırdığını ve özellikle 232Th 'nin tüketim oranını azalttığını göstermektedir. Buna karşılık 239Pu ve 241Pu gibi fissil plütonyum izotopları yanma boyunca daha baskın hâle gelmiş, üretim ve tüketim farklarında belirgin artışlar gözlenmiştir. Fisyon ürünleri (¹³⁷Cs, ¹³¹I, ⁹⁰Sr ve ¹³⁵Xe) üzerinde yapılan analizler, plütonyum katkısının özellikle kısa yarı ömürlü nötron zehirlerinde konsantrasyon artışına neden olduğunu ve yanma davranışını önemli ölçüde etkilediğini ortaya koymuştur. Elde edilen tüm bulgular, PuO₂ katkısının yakıtın nötronik karakteristiğini köklü biçimde değiştirdiğini; toryum tabanlı yakıt çevriminde optimum tüketim için düşük Pu seviyelerinin daha uygun olduğunu göstermektedir.
Özet (Çeviri)
In this thesis study, the consumption behavior and neutronic effects of plutonium dioxide (PuO₂) -doped enriched uranium- thorium fuels used in mixed oxide (MOX) fuel compositions for pressurized water reactors (PWRs) were investigated at the pincell level. Within the scope of the study, the ThO₂ fraction was kept constant in all fuel mixtures, while the PuO₂ (plutonium dioxide) content was increased from 2.9% to 3.2% , 4.4% and 5.6% with a corresponding systematic reduction in the UO₂ fraction. Neutron transport and depletion calculations were performed using the Serpent and OpenMC codes, which provide two independent verification approaches. Key neutronic parameters -including reactor criticality keff , neutron energy spectrum, reaction rates, actinide consumption, and the accumulation behavior of selected fission products- were analyzed in detail. The results indicate that increasing the PuO₂ (plutonium dioxide) content significantly hardens the neutron spectrum, shifts the fission burden from uranium to plutonium, and notably reduces the consumption rate of 232Th. Conversely, fissile plutonium isotopes such as 239Pu and 241Pu become more dominant over the burnup period, with pronounced increases observed in their production-consumption differentials. Analyses of fission products (¹³⁷Cs, ¹³¹I, ⁹⁰Sr and ¹³⁵Xe) reveal that plutonium addition leads to higher concentrations of short-lived neutron poisons, thereby substantially influencing burnup behavior. Overall, the findings demonstrate that PuO₂ incorporation fundamentally alters the neutronic characteristics of the fuel and suggest that lower Pu loadings are more favorable for achieving optimal consumption in thorium-based fuel cycles.
Benzer Tezler
- 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
EMIL MAMMADZADA
Yüksek Lisans
Türkçe
2024
Nükleer MühendislikGiresun ÜniversitesiElektrik-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