U3O8 yakıt ve değişik soğutucular kullanarak bir hibrid reaktördeki yakıt zenginleştirme performansının nötronik analizi

Abstract

ÖZET Mevcut nükleer reaktörlerin yakıt ihtiyacını karşılayan fissile yakıt kaynaklarının tükenebileceğine dayalı olarak.geliştirilen Hibrid Reaktör Sistem çalışmaları teorik ve deneysel bazda yürütülmektedir. Yapılan çalışmalarla bir karşılaştırma imkanıda sağlamak üzere, bir hibrid blanketin öncelikle optimum geometrisi belirlenmiş daha sonrada, bu geometriye ait yakıt yapısı parametrik bir çalışmayı gerçekleştirmek üzere değiştirilmiştir. Uranyum oksid U3O8; uranyum metalinden veya özel bir şekilde bölünmüş UCVnin 800-1000 °C arasındaki havanın ısısına maruz kalmasıyla oluşur. Reaktör yakıtının matriksinde ayrışma olduğu için bu oksit herhangi bir aşamada kullanılmamıştır. Fakat bu kullanılan değerler bu maddeyi yüksek ısı davranışında yararlı hale getirir. Bu çalışmada U3O8 Yakıt ve değişik soğutucular kullanarak bir hibrid reaktördeki yakıt zenginleştirme perfomansının nötronik analizi incelenmiştir. Hesaplamalarda. S16-P3 yaklaşımı ile Boltzmann Nötron Transport denklemlerinin nümerik çözümünü veren ANISN-ORNL bilgisayar kodu, TRANSX-2 nötron aktivite tesir kesiti data paketi ve CLAWr-IV nötron transport tesir kesiti data paketleri kullanılmıştır.

ABSTRACT Hybrid Reactor System studies improved on to exhausting fissile fuel sources which meet fuel needs of existing nuclear reactors have been executed theorically and experrimentally. Including the purpose of comparing with the other studies made till now, in this study the optimum geometri of a hybrid blanket was determined firstly and after that the fuel structure belonging to this geometry was changed in order to realize a parametric study. The oxide of uranium that is produced when uranium metal or finelydivided UO2 is exposed to air at temperatures in the range of 800 to 1000°C is U3O3. This oxide has not been used to any extent in reactor fuelsexcept when dispersed in a metallic matrix, but this use merits limited consideration of the high-temperature behavior of this material. In this study, neutronic analysis of the rejuvenation performance by using U3O8 and vorious coolants in a hybrid reactor. Neutronic analysis of fusion-fisson (hybrid) blankets have been realized by using ANISN-ORNL computer code that solves Boltzmann Transport Equation and transport and activity cross section data libraries TRANSX-2 and CLAW-IV in S 16-P3 approximation, by using Gaussian quadrate sets to obtain a high accuracy for the deep neutron penetration problems during different stages of this study.