Farklı nötron yükleri için, ThO2-UO2 yakıt karışımlı hibrit reaktörde kullanılan nükleer yakıt çubuklarındaki sıcaklık dağılımının analizi

Abstract

ÖZET Bu çalışmada, U02+Th02 karışık yak^t içeren hibrit blankette, değişik soğutucular, 2 ve 5 MW/m ilk cidar nötron yükleri için, yakıt çubuklanndaki zamana bağlı ısı üretimi ve radyal sıcaklık dağılımları incelenmiştir. Fisil yakıt bölgesinin davranışı, 4 yıllık periyot ve 0.5 aylık zaman artışı ve % 75 çalışma faktörü esas alınarak incelenmiştir. Hibrit blankette, fisil yakıt katmanının % 45.5 hacim oranına sahip, Gaz (He,C02), Flibe (Lİ2BeF4) ve Doğal Lityum (Li) gibi üç tip soğutucu ile soğutulduğu dikkate alınmıştır. 14.1 MeV enerjili füzyon nötronlarına sahip çizgisel bir kaynağı kullanmak için, silindirik füzyon plazması, radyal yönde 10 yakıt çubuğu içeren fisil yakıt katmanı tarafından kuşatılmıştır. Figure of Merit FOM alarak tanımlanan, blanketin fisil yakıt üretimi ve fisil yakıtın yanma derecesi olarak tanımlanan BU parametreleri incelenen blankette analiz edilmiştir. Nümerik hesaplamalar, SCALE4.4A/XSDRN ve NITAWL kuralları birlikte kullanılarak gerçekleştirilmiştir. Bu araştırma süresince, açısal nötron akısının integrasyonu için Gaussian quadrat takımını kullanan S18-P5 yaklaşımı uygulanmıştır. Hesaplamaların bir sonucu olarak, bütün blanketlerde, çalışma periyodu boyunca, seçilen ilk cidar nötron yüklerinde, yakıt çubuklarının merkezindeki maksimum sıcaklıklar, yakıt malzemesinin erime sıcaklığı noktasına ulaşmamıştır. Diğer »i taraftan, flibe ile soğutulan blanketlerde üretilen iç ısının diğer soğutuculara göre daha yüksek olduğu gözlemlenmiştir. İlk cidar nötron yükü artınca, fisil blanketteki zamana bağlı iç ısı üretimi artar. Bu nedenle, çalışma periyodu (Tc = 200, 400 ve 600 °C) olarak seçilen kılıf yüzey sıcaklıklarının fonksiyonu olarak yakıt çubuklanndaki radyal sıcaklıklar da atar. ANAHTAR KELİMELER: Sıcaklık Dağılımı, Yanma Derecesi, Merit Seki, Yakıt Çubuğu, Hacimsel Isı Üretimi

Ill ABSTRACT In this study, temporal heat production and radial temperature distribution in the fuel rods are investigated for different coolants under 2 and 5 MW/m2 first wall loads in hybrid blanker fueled with U02+Th02 mixed fuel. The behavior of the fissile fuel zone is observed over 4 year period for discrete time intervals of At = 0.5 month and by a plant factor of 75%. Fissile fuel zone is considered to be cooled with three coolants with %45.5 volume fraction, Gas (He,C02), Flibe (Li2BeF4) and Natural Lithium (Li), in hybrid blanket. The fissile fuel zone, containing 10 fuel rod rows in radial direction, covers the cylindrical fusion plasma to use line source having 14.1 MeV -energy neurons. Fissile fuel generation ability of the blanket defined as Figure of Merit FOM and grade of fissile fuel utilization as defined Fissile Fuel Bum-up BU parameters have been analyzed in the investigation blanket. Numerical calculations have been performed by using the SCALE4.4A/XSDRN an NIT AWL codes to nether. Integration of the angular neutron flux has been applied in the Sig -P5 approximation using Gaussian quadrature sets during stages of this investigation. As a result of the calculations, in all blankets, the maximum temperatures in the centerline of the fuel rods have not exceeded the melting point of the fuel material under the selected first wall loads during the operation periods! On the other hand, it has been observed that the heat generation is higher in the blankets cooled with flibe coolant than other coolant. By increasing first wall neutron load, temporal internal heat production in the fissile blanket increases, therefore, radial temperature distribution at the fuel rods increases as a function of the operation period and selected clad surface temperatures ( Tc = 200, 400 and 600 °C). KEY WORDS: Temperature Distribution, Bum-up, Figure of Merit, Fuel Rod, Volumetric Heat Generation