Nükleer atık yakıcı/dönüştürücü sistemlerinin optimizasyonu ve enerji analizi
The optimization and energy analysis of nuclear waste burning/transmutation systems
- Tez No: 232208
- Danışmanlar: PROF. DR. HÜSEYİN YAPICI, PROF. DR. TANER ALTUNOK
- Tez Türü: Doktora
- Konular: Enerji, Makine Mühendisliği, Nükleer Mühendislik, Energy, Mechanical Engineering, Nuclear Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 2008
- Dil: Türkçe
- Üniversite: Erciyes Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Makine Mühendisliği Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: Belirtilmemiş.
Özet
Bu tezde, bir füzyon sürücülü dönüştürücüde (FSD) PWR-MOX kullanılmış yakıtından çıkan minör aktinit (MA) ve uzun ömürlü fisyon ürünlerinin (UÖFÜ) dönüşümü araştırıldı. İlk olarak, FSD'nin blanket konfigürasyonu farklı radyal kalınlıklardaki çeşitli blanket tasarım kombinasyonları analiz edilerek nötronik açıdan optimize edildi. Füzyon plazması olarak döteryum-trityum (D-T) ve katalize döteryum-döteryum (D-D) ele alındı. FSD'nin blanketine iki farklı dönüşüm bölgesi (DBMA ve DBFP) birbirlerinden ayrı olarak yerleştirildi ve nükleer ısı transferi için iki farklı soğutucu (Helyum, He, ve ağır su, D2O) kullanıldı. MA ve UÖFÜ'lerin hacimsel oranlarının dönüşüm üzerine etkisini belirlemek için, MA ve UÖFÜ'lerinin hacimsel oranları sırasıyla %10'dan %20'ye %2'şer adım ile ve %10'dan %80'e %5'er adım ile artırıldı. Her iki D-T ve D-D füzyon plazma durumları için zamana bağlı dönüşüm analizleri sırasıyla 10 ve 6 yıllık operasyon periyodu, 5 MW/m2 ilk duvar nötron yükü ve %75 tesis faktörü için XSDRNPM-S/SCALE 4.3 transport kodu ve 238 enerji gruplu nötron transport ve aktivite tesir kesit kütüphanesi yardımıyla gerçekleştirildi. Bu analizlere ilaveten, blankette üretilen nükleer ısının kullanılabilir elektriğe dönüşümü analiz edildi.
Özet (Çeviri)
In this thesis, the transmutations of both the minor actinides (MA) and the long-lived fission products (LLFP), discharged from high burn-up PWR-MOX spent fuel, in a fusion-driven transmuter (FDT) are investigated. Firstly, the blanket configuration of the FDT is optimized from neutronic point of view by analyzing various sample blanket design combinations with different radial thicknesses. Deuterium-tritium (D-T) and catalyzed deuterium-deuterium (D-D) are considered as fusion plasma. Two different transmutation zones (TZMA and TZFP) are located separately from each other in the blanket of FDT and two different coolants (Helium, He, and heavy water, D2O) are used for the nuclear heat transfer. In order to determine the effects of the MA and LLFP volume fractions on the transmutations, the volume fractions of the MA and the LLFP are raised from 10 to 20% stepped by 2% and from 10 to 80% stepped by 5%, respectively. The time-dependent transmutation analyses for both D-T and D-D fusion plasma cases have been performed for an operation period of up to 10 and 6 years, respectively, by 75% plant factor under a first-wall neutron load of 5 MW/m2 with the help of the XSDRNPM/SCALE4.4a neutron transport code and the 238 energy groups neutron transport and activity cross-section data library. In addition to these analyses, the conversion of the nuclear heat generated in the blanket to usable electricity in situ is analyzed.
Benzer Tezler
- Yüksek güç yoğunluklu bir hibrid reaktörde atık nükleer yakıtın değerlendirilmesi
Utilization of nuclear fuel waste in a high power density hybrid reactor
MUSTAFA ÜBEYLİ
Doktora
Türkçe
2004
Makine MühendisliğiGazi ÜniversitesiMakine Eğitimi Ana Bilim Dalı
PROF.DR. SÜMER ŞAHİN
- Nükleer yakıt atıklarının yeniden değerlendirilmesi
Reutilization of nuclear fuel wastes
MAHMUT ALKAN
Doktora
Türkçe
2003
Makine MühendisliğiGazi ÜniversitesiMakine Eğitimi Ana Bilim Dalı
PROF. DR. SÜMER ŞAHİN
- Toryumun ve çeşitli nükleer yakıtların performanslarının bir füzyon-fisyon reaktör sisteminde nötronik olarak incelenmesi
The neutronic analysis of the performances of thorium and various nuclear fuels in a fusion-fission reactor system
GÜVEN TUNÇ
Doktora
Türkçe
2017
Nükleer MühendislikGazi ÜniversitesiEnerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. KURTULUŞ BORAN
- Landscape research on towards sustainable energy landscapes
Sürdürülebilir enerjillere yönelik peyzaj araştırması
SOLMAZ MOHAMMADALIREZAEI
Yüksek Lisans
İngilizce
2019
Peyzaj Mimarlığıİstanbul Teknik ÜniversitesiPeyzaj Mimarlığı Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. MELTEM ERDEM KAYA
- Nükleer tıpta kullanılan radyoaktif talyum-201 ve galyum-67'nin adsorbsiyonu
Adsorption of radioactive thallium-201 and gallium-67 used in nuclear medicine
HAYRETTİN EROĞLU
Doktora
Türkçe
2009
Kimya MühendisliğiAtatürk ÜniversitesiKimya Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. SİNAN YAPICI