Hafif su (H2O) ve ağır su (D2O) soğutuculu hibrid reaktörlerin nötronik performans ve termal-hidrolik analizi
Neutronic and thermal hydrolic anlyses of hybrid reactors cooled by light and heavy water
- Tez No: 136284
- Danışmanlar: PROF. DR. ALİ ERİŞEN
- Tez Türü: Doktora
- Konular: Makine Mühendisliği, Mechanical Engineering
- Anahtar Kelimeler: Hibrid Reaktör, Nötronik Performans, Yenilenme, LWR, CANDU, Moderasyon, Soğutucu, Füzyon, Fisyon, Nükleer Enerji IV, Hybrid Reactor, Neutronic Performance, Rejuvenation, LWR, CANDU, Moderation, Coolant, Fusion, Fission, Nuclear Energy VI
- Yıl: 2003
- Dil: Türkçe
- Üniversite: Kırıkkale Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Makine Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: Belirtilmemiş.
Özet
ÖZET HAFİF SU (H20) VE AĞIR SU (D20) SOĞUTUCULU HİBRİD REAKTÖRLERİN NÖTRONİK PERFORMANS VE TERMAL-HİDROLİK ANALİZİ AYATA, Tahir Kırıkkale Üniversitesi Fen Bilimleri Enstitüsü Makine Anabilim Dalı, Doktora Tezi Danışman : Prof. Dr. Ali ERİŞEN Ocak 2003, 97 sayfa Bu çalışmada, LWR (Hafif Su Reaktörü), CANDU yakıtlı ve hafif su (H20) ve ağır su (D2O) ile soğutulan D-T sürücülü hibrid blanketin yenilenme performansı ve enerji üretimi incelenmiştir. Yakıt bölgesi iki silindirik duvar ( ilk duvar ve ikinci duvar ) arasına yerleştirilmiştir. Seçilen soğutucu, hibrid reaktör içerisinde 70 bar'lık işletme basıncında dolaşmaktadır. Füzyon plazma çemberinin yarıçapı 39,2 cm'dir. Trityum üretici malzeme olarak LiH, Li ve Li20 seçilmiştir. 1 MW/m ilk duvar yükünde ve 70 barlık işletme basıncında yapılan nonlineer termal -plastik inceleme ilk ve ikinci duvar kalınlıklarının sırasıyla 8 mm ve 10 mm olmak zorunda olduğunu göstermiştir. Bu çalışma, LiH'in su ile soğutulan hibrid reaktör için en iyi trityum üretici malzeme olduğunu göstermiştir, çünkü LiH, IIIdaha yüksek enerji üretimiyle birlikte yeterli trityum üretimini sağlar. Sonuçlar, 1 MW/m2 ilk duvar yükü için reaktör ömrünün 4 yıl olduğunu göstermiştir. 4 yıllık işletme periyodunun sonunda, atom başına yer değiştirme (dpa) ve ilk duvardaki helyum üretimi sırasıyla 50 dpa ve 480 ppm'dir. Yenilenme işleminden sonra, hibrid blankette yenilenen yakıt LWR'lerde yeniden kullanım için yaklaşık 20000 MWd/t burn-up potansiyeline sahiptir. Bununla birlikte, aynı şey CANDU için geçerli değildir. İşletme zamanı boyunca, trityum üretim oranı (TBR) bütün durumlar için ve işletme periyodunun başından sonuna, birden büyüktür ( TBR >1 ). H2O ve D2O, yenilenme performansı ve enerji üretimi üzerinde oldukça artırıcı özelliğe sahiptir. Hesaplamalar nötronik performansın, fısyon ürünleriyle sadece %0.1 azaldığını göstermiştir. Bunun sonucu olarak, H20 ve D2O ile soğutulan hibrid reaktörün nötronik performansı üzerindeki bu etki ihmal edilebilir. Üzerinde çalışılan durum için önerilen hibrid blanketler, nükleer silahlanma açısından emniyetlidir. Yenilenme işleminin sonunda, hibrid reaktörde kalan yakıt, üretilen plütonyum içersindeki Pu'un izotropik oranını %20'den büyük olduğu için, plütonyumun çoğalamaması bakış açısından yeterince emniyetlidir. Daha da ötesi, hesaplanan keff değeri, ele alman hibrid reaktörün bütün durumları için, kritik şartlara (keff =1) ulaşamamaktadır. Böylece, hibrid reaktörlerin kritik altı şartlan (keff<l) sağlayan, çok önemli avantajı, 1:1 'lik soğutucu/yakıt oranındaki hafif ve ağır suyun kuvvetli moderasyon etkisi ile bozulmamış olur.
Özet (Çeviri)
ABSTRACT NEUTRONIC AND THERMAL HYDROLIC ANALYSES OF HYBRID REACTORS COOLED BY LIGHT AND HEAVY WATER AYATA, Tahir Kırıkkale University Graduate School of Natural and Applied Sciences Department of Mechanical, Ph. D. Thesis Supervisor : Prof. Dr. Ali Erişen January 2003, 97 pages This work analyzes the rejuvenation performance and the energy production of D-T- driven hybrid blankets fueled by LWR and CANDU spent fuel and cooled by heavy water (D20) and light water (H2O). A fuel zone is placed between two cylindrical walls (first wall and second wall). The coolants through the fuel zone are circulated by an operation pressure of 70 bar. The radius of the fusion plasma chamber is 39.2 cm. LiH, Li and Li20 were chosen as the tritium breeding materials. When the wall was exposed by a first wall load of 1 MW/m2 with the operation pressure of 70 bar, nonlinear thermal-plastic analysis showed that the first and second wall thicknesses have to be 8 mm and 10 mm, respectively. The study suggests that, LiH is the best tritium breeder material for the water-cooled hybrid Vreactor, because, LiH provides sufficient tritium breeding with higher energy production. The results indicate that, the reactor lifetime with the first wall load of 1 MW/m2 is 4 years. At the and of 4 year operation, displacement per atoms and helium production in the first wall are found 50 dpa and 480 ppm, respectively. After the rejuvenation process, the rejuvenated fuel from the hybrid blanket has a burn-up potential of nearly 20000 MWd/t for re-utilization in the LWRs. However, the same thing is not true for CANDU spent fuel. During the operation period, tritium breeding ratio (TBR) is higher than unity (TBR>1) for all cases and throughout the operation period. H2O and D2O have a fairly increasing effect, on the rejuvenation performance and on the energy production, as well. Calculations, show that the decreasing effect of the fission products on neutronic performance is only about 0.1%. Therefore, this effect on neutronic performance of the hybrid reactor cooled by H2O and D2O can be ignored. For the investigated cases, the suggested hybrid blankets are safe with respect to nuclear weapons. By the and of the rejuvenation operation, the remaining fuel is safe enough in the hybrid reactor, from the viewpoint of the plutonium non-proliferation since the isotropic percentage of 240Pu in the produced plutonium is higher than 20%. Furthermore, the calculated keff values indicate that the considered hybrid reactor cannot reach critical conditions (keff =1) for all cases. Therefore, sub-critical conditions which provide the most adventages envirement (keff <1) for the hybrid reactors, are not spoiled by strong moderation effect of water for the coolant/ fuel ratio of 1:1.
Benzer Tezler
- Hafif su reaktörlerine tabii uranyumdan yakıt üretmek için lityum ve lityum+berilyum soğutmalı bir füzyon-fisyon hibrit blanket tasarımı
Lithium and lithium+berillium cooled fusion-fission hybrid blanked design for fuel breeding light water reactors
SEMİR GÖKPINAR
Doktora
Türkçe
1997
Makine MühendisliğiErciyes ÜniversitesiMakine Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF.DR. ERTUĞRUL BALTACIOĞLU
- Nükleer reaktörlerde kullanılan buhar üreticilerinin karşılaştırılması ve buhar üretici modellemesi için matemetiksel teknikler
Başlık çevirisi yok
SERVET TATLICAN
Yüksek Lisans
Türkçe
1992
Makine MühendisliğiAnadolu ÜniversitesiMakine Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. L. BERRİN ERBAY
- Thermalhydraulic analysis of supercritical light water cooled reactor fuel assembly
Süper-kritik hafif su soğutmalı reaktör yakıt demetinin termal-hidrolik analizi
MUHAMMET BARIK
Yüksek Lisans
İngilizce
2007
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. CEMAL NİYAZİ SÖKMEN
- D-T sürücülü hybrit blanketlerde geometri ve malzeme parametrelerinin nötronik analizi
Başlık çevirisi yok
OSMAN İPEK