Ergimiş tuz reaktörlerinde kullanılmış yakıtın taşınması ve depolanması için konteyner tasarımı
Cask design for transportation and storage of molten salt reactors spent fuel
- Tez No: 991944
- Danışmanlar: DR. ÖĞR. ÜYESİ HÜSEYİN ŞAHİNER
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 2025
- Dil: Türkçe
- Üniversite: Sinop Üniversitesi
- Enstitü: Lisansüstü Eğitim Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: Belirtilmemiş.
Özet
Kullanılmış nükleer yakıtlar için radyasyon güvenliğinin sağlanabilmesi amacıyla özel olarak tasarlanmış depolama ve taşıma konteynerleri mevcuttur. Bu konteynerlerin tasarımında korozyona dayanıklılık, sızdırmazlık, mekanik dayanım, nötron ve foton doz hızı parametreleri gibi özellikler dikkate alınmaktadır. MSR (Ergimiş Tuz Reaktörü) teknolojilerinde ortaya çıkan kullanılmış yakıt bileşimleri UO2 içeren konvansiyonel katı yakıt döngülerinden farklıdır. Bununla birlikte MSR reaktörlerine özgü yakıtlar için tasarlanan kullanılmış yakıt taşıma ve depolama konteynerlerine rastlanmamıştır. Bu çalışma kapsamında, söz konusu boşluğu gidermek amacıyla SCALE koduna ait TRITON ve ORIGEN modülleri ile LiF-ThF4-UF4 yakıtın tükenme analizleri, MAVRIC modülü ile akı dağılımları ve doz hızı hesaplamaları gerçekleştirilmiştir. Geometrik verileri literatürde bulunan AOS-100, Basit Geometri, ISFSI, TN24-P ve özgün olarak geliştirilen V2, V3, V4 ve V5 tasarımları kullanılarak nötron ve foton doz hızı hesaplamaları karşılaştırılmıştır. Yapılan hesaplamalar sonucunda, en düşük ve en yüksek nötron doz hızı değerleri sırasıyla 6.06E-06 ve 1.16E-01 mSv/saat olarak bulunmuştur. Aynı tasarımlar için en düşük ve en yüksek foton doz hızı değerleri ise sırasıyla 2.20E+00 ve 2.42E+01 mSv/saat olarak elde edilmiştir. Elde edilen bulgulara göre MSR kullanılmış yakıtının taşınması ve depolanması için kullanılan konteynerlerin nötron ve foton doz hızı parametreleri açısından uluslararası regülasyonlar tarafından belirlenen limitleri aynı anda sağlayacak şekilde iyileştirilmesi gerektiği sonucuna ulaşılmıştır.
Özet (Çeviri)
Specially designed storage and transportation casks are available to ensure radiological safety for spent nuclear fuel. In the design of these casks, properties such as corrosion resistance, leak-tightness, mechanical integrity, and neutron and photon dose rate parameters are taken into consideration. Spent fuel compositions arising from Molten Salt Reactor (MSR) technologies differ from those of conventional solid fuel cycles containing UO₂. However, no spent fuel transportation and storage casks specifically designed for fuels unique to MSR reactors have been identified. Within the scope of this study, in order to address this gap, depletion analyses of LiF–ThF₄–UF₄ fuel were performed using the TRITON and ORIGEN modules of the SCALE code system, while flux distributions and dose rate calculations were carried out using the MAVRIC module. Neutron and photon dose rate calculations were compared using the AOS-100, Simplified Geometry, ISFSI, TN24-P designs available in the literature, as well as the originally developed V2, V3, V4, and V5 configurations. As a result of the calculations, the minimum and maximum neutron dose rate values were found to be 6.06E−06 and 1.16E−01 mSv/h, respectively. For the same designs, the minimum and maximum photon dose rate values were obtained as 2.20E+00 and 2.42E+01 mSv/h, respectively. Based on the findings, it was concluded that the casks used for the transportation and storage of MSR spent fuel should be improved to simultaneously meet the limits specified by international regulations in terms of neutron and photon dose rate parameters.
Benzer Tezler
- The investigation of the economical aspect of clean hydrogen production with small modular reactors
Nükleer enerji kullanımıyla temiz hidrojen üretiminin ekonomik olarak incelenmesi
EMRE SÖNMEZ
Yüksek Lisans
İngilizce
2025
Enerjiİstanbul Teknik ÜniversitesiEnerji Bilimi ve Teknolojileri Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. SENEM ŞENTÜRK LÜLE
- Küçük modüler ergimiş tuz reaktörü acil tahliye sisteminin hesaplamalı akış dinamiği ve deneysel analizi
The computational fluid dynamics and experimental analysis of the emergency draining system of a small modular molten salt reactor
MAHMUT CÜNEYT KAHRAMAN
Doktora
Türkçe
2024
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiEnerji Bilimi ve Teknolojileri Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. SENEM ŞENTÜRK LÜLE
- Ergimiş tuz reaktörlerinde kullanılabilecek yakıtların enerji verimliliğinin hesaplanması
Calculation of energy efficiency of fuels that can be usedin mold salt reactors
HÜSEYİN DURU
Yüksek Lisans
Türkçe
2023
EnerjiTarsus ÜniversitesiEnerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. SEZGİN AYDIN
- Ergimiş tuz reaktörlerinde (MSR) risk analizleri
Risk analysis in molten salt reactors (MSR)
ÜMMÜHAN BARLAK
Yüksek Lisans
Türkçe
2024
Nükleer MühendislikSinop ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DR. ÖĞR. ÜYESİ HÜSEYİN ŞAHİNER
- Ergimiş tuz reaktörlerinde radyasyon zırhlama analizi
Radiation shielding analysis in molten salt reactors
İBRAHİM HALİL TEMEL
Yüksek Lisans
Türkçe
2025
Nükleer MühendislikSinop ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. HASAN OĞUL