Candu kullanılmış yakıt çubuklarının bir füzyon-fisyon hibrid reaktörlerde gençleştirilmesinin analitik çözümü
The Analitic solution of rejuvenation of candu spent fuel in a fusion-fission hybrid reactors
- Tez No: 93509
- Danışmanlar: PROF. DR. SÜMER ŞAHİN
- Tez Türü: Doktora
- Konular: Eğitim ve Öğretim, Makine Mühendisliği, Education and Training, Mechanical Engineering
- Anahtar Kelimeler: Candu, Kullanılmış Yakıt, Analitik çözüm, Yakıt gençleştirme, Hibrid reaktör Sayfa Adeddi : 243, CANDU reaktörleri, Füzyon, Nükleer yakıtlar, Reaktörler, Candu, Spent fuel, Analytic solution, Fuel rejuvenation, Hybrid reactor, CANDU reactors, Fusion, Nuclear fuels, Reactors
- Yıl: 2000
- Dil: Türkçe
- Üniversite: Gazi Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Makine Eğitimi Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: Belirtilmemiş.
Özet
CANDU KULLANILMIŞ YAKIT ÇUBUKLARININ BİR FÜZYON-FİSYON HİBRÎD REAKTÖRLERDE GENÇLEŞTİRİLMESİNİN ANALİTİK ÇÖZÜMÜ ( Doktora Tezi ) İlyas ÇÜRÜTTÜ GAZİ ÜNİVERSİTESİ FEN BİLİMLERİ ENSTİTÜSÜ Şubat 2000 ÖZET Dünyadaki nükleer yakıt rezervlerinin, tükenmesi ve reaktörden çıkan kullanılmış yakıt çubuklarının atılmayacak kadar değerli olması füzyon-fisyon hibrid reaktörlerinin geliştirilmesini gerekli kılmıştır. Bu teknolojisi ile mevcut fisyon reaktörlerinde kullanılmış yakıtların yeniden kullanılabilir hale getirilmesi sağlanmaktadır. CANDU kullanılmış yakıt çubuklarının bir füzyon-fisyon hibrid blankette gençleştirilmesi ve gençleştirme işlemi sonunda elde edilen nötronik dataların analitik çözümü yapılmıştır. Çalışmada gaz, tabii lityum ve flibe olmak üzere üç farklı soğutucu seçilmiştir. Yakıt bölgesinde her soğutucu için soğutucu/yakıt oranı (s) sırasıyla 0,5-0,6-0.7... 2,0 'ye kadar 16 değişik oran seçilmiştir. Böylece üç farklı soğutucu, 16 değişik soğutucu/yakıt oranından oluşan 48 farklı blanketin nötronik analizi yapılıştır. Nötronik hesaplamalar sonunda elde edilen sonuçlar irdelenerek tüm modellerde blanket enerji çoğalım faktörü (M), ortalama trityum üretimi (TBR), Kümülatif fisil yakıt zenginleştirmesi (CFFE), yanma oranı (BU), yakıt gençleştirme kabiliyeti (FOM) için analitik çözüm yapılmıştır. Hibrid blankette 48 aylık gençleştirme süresince tesis faktörü % 75 ve füzyon reaksiyon odası gücü, ilk cidardaki (Döteryum-Trityum) füzyon nötronakısı 1014 (14,1 MeV.n/cm2) 'nin karşılığı olarak 2,25 MW/m2 seçilmiştir. Çalışmada nötronik analiz hesaplamalarında 30 gruplu ANISN, 44 ve 238 gruplu XSDRN nötron transport kodlan kullanılmıştır. En yüksek kümülatif fisil yakıt zenginleştirme değeri flibe soğutuculu blankette s=2,0 oranında gerçekleşmiştir. Flibe soğutuculu blankette en yüksek CFFE değeri %3 - %4,7 arasında gerçekleşirken bu değer diğer soğutuculu blanketlerde ancak %2 -% 2,9 mertebesindedir. 48 aylık operasyon sonunda her üç soğutucu modunda da enerji çoğalımı artmıştır. 48 ay sonunda bu artış flibe soğutucu için % 30 mertebesinde iken gaz ve tabii lityum soğutucu için sırasıyla % 25 ve % 20 mertebesinde kalmıştır. Blankette, gas ve tabii lityum soğutuculu modellerde füzyon sürücüleri için yeterli trityum üretimi sağlanmıştır. Fakat flibe soğutuculu modellerde füzyon sürücüleri için yeterli trityum sağlanamamıştır. Trityum üretimi her üç soğutucu için reaktör çalışma süresince artmaktadır. Çalışma süresince 6Li 'dan üretilen trityum 7Li'da üretilen miktardan oldukça yüksek değerdedir. Çalışma sonunda blanketdeki radyal nötron kaçağı hafifçe artmıştır. Flibe ve tabii lityum soğutuculu modellerde hacimsel oran artarken nötron kaçağı azalmaktadır, irken gas soğutuculu modellerde artmaktadır Çalışma sonunda blanketdeki radyal nötron kaçağı hafifçe artmıştır. Flibe ve tabii lityum soğutuculu modellerde hacimsel oran artarken nötron kaçağı azalmaktadır. Fakat gaz soğutuculu modellerde artmaktadır Bilim Kodu : 625.05.05
Özet (Çeviri)
Ill THE ANALITIC SOLUTION OF REJUVENATION OF CANDU SPENT FUEL IN A FUSION-FISSION HYBRID REACTORS ( Ph.D. Thesis) İlyas ÇÜRÜTTÜ GAZİ UNIVERSITY INSTITUTE OF SCIENCE AND TECHNOLOGY February 2000 ABSTRACT Running out of the nuclear fuel sources in the world and being valuable spent fuel rows, which are produced by fission reactors, have been to developed fusion-fission hybrid reactor. This reactor provides that spent fuels, used in fission reactors, are used again. In this work, Candu spent fuel rows were rejuvenated in the fusion-fission hybrid reactors and after this process, analytic solution was done to be obtained neutronic datas. Gas, natural lithium and flibe are used as three different coolant. In the fissile fuel zone, from 0,5 to 2,0, 16 different rates were choosed for all of the coolant. Neutronic analytic solution was investigated for 48 different blankets, which are 16 different coolant/fuel ratio and three different coolant. At the end of neutronic calculating, analytic solution was investigated blanket energy multiplication factor (M), average tritium production (TBR), cumulative fissile fuel enrichment (CFFE), burn-up (BU) and fissile fuel rejuvenation ability (FOM) for all models. Under a first-wall fusion neutron current load 1014 (14.1 MeV n/cm2.sn), corresponding to 2.25 MW/m2 and by a plant factor of 75%. In this work, ANISN with 30 group, XSDRN neutron transport code with 44 and 238 groups were used forIV calculating of neutronic analyse. The highest cumulative fissile fuel enrichment value (CFFE) in flibe coolant blanket appeared the ratio as 8=2,0. While the highest cumulative fissile fuel enrichment value (CFFE) in flibe coolant blanket appeared as between 3% - 4,7%, it reached only as between 2% -2.9% in the other coolant blankets. After 48- mount operation, energy multiplication increased in all coolant mode. While this increase was 30% for flibe coolant, it was 25% and 30%, respectively for gas and natural lithium coolant. Tritium production was obtained enough to fusion driven in gas and natural lithium coolant models in blanket. However, tritium production wasn't obtained enough to fusion driven in flibe coolant models in blanket. Tritium production was increased in all of three coolants during operation period of reactor. During working of reactor, tritium production from 6Li is higher than tritium production from 7Li. Moreover, radial neutron leakage increased few in the all coolant blankets. While increasing the volume fraction in flibe and natural lithium coolant models, neutronic leakage decreased. However, while increasing the volume fraction in gas coolant models, neutronic leakage increased. Science code : 625.05.05
Benzer Tezler
- Once through uranium-thorium fuel cycle in CANDU reactors
CANDU reaktörlerinde uranyum-toryum açık yakıt çevrimi
SANCAK ÖZDEMİR
Yüksek Lisans
İngilizce
1998
EnerjiHacettepe ÜniversitesiNükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı
YRD. DOÇ. DR. EROL ÇUBUKÇU
- Cost analysis and economic comparison for alternative fuel cycles in the heavy water cooled reactor (CANDU)
Ağır su soğutmalı KANADA (CANDU) reaktöründe alternatif yakıt çevrimleri için maliyet analizi ve ekonomik karşılaştırma
SERKAN YILMAZ
Yüksek Lisans
İngilizce
2000
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. OKAN H. ZABUNOĞLU
- Counter current slug flow in a vertical to horizontal tube simulating header feeder system having obstructions in candu reactors
Candu reaktörlerinde akış engelleyiciler içeren kafa-besleyici sistemini simule eden düşey ve yatay tüplerde ters öbekli akış
EBRU NİHAN ÖNDER
Yüksek Lisans
İngilizce
1998
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Araştırmalar ve Teknolojileri Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. HASAN SAYGIN
- Kurulmuş olan ve kurulması muhtemel nükleer reaktörler ve çalışma prensipleri
Nuclear reactors which have been founded and will be probably founded and their principles of plant
MURAT ÖZDEM
Yüksek Lisans
Türkçe
2000
Makine MühendisliğiErciyes ÜniversitesiMakine Ana Bilim Dalı
PROF. DR. HÜSEYİN YAPICI