Magnetik füzyon reaktörlerinde kullanılan sic`in nötron radyasyonu altında yıpranmasının analizi

Abstract

MAGNETİK FÜZYON REAKTÖRLERİNDE KULLANILAN SiC'İN NÖTRON RADYASYONU ALTINDA YIPRANMASININ ANALİZİ (Doktora Tezi) Metin KAYA GAZİ ÜNİVERSİTESİ FEN BİLİMLERİ ENSTİTÜSÜ Eylül 1997 ÖZET Sıvılar, manyetik alanla çevrilmiş füzyon plazma ve plazma odasının birinci duvarı arasında, helyum (He) gaz üretimi ve atomların yer değiştirmesinden kaynaklanan hasarları azalta bilmek için kullanılabilir. Manyetik füzyon enerji (MFE) reaktörü içindeki birinci duvarın ömrünü ve güç santralının ömrünü de yakaşık 30 yıl artırır. Nötronik hesaplama ağır iyon sıkıştırmalı (IFE) HYLIFE-II blanket geometrisi için S16P3 yaklaşımı kullanılmıştır. Bu işlem, FLiBe (Li2BeF4), naturel (tabii) lityum ve Lii7Pbg3 soğutucu ve blanket (zırh) koruyucu olarak kullanılmak suretiyle elde edilen sıkıştırılmış ve sıkıştırılmamış yakıtların verdiği hasar değerlerini karşılaştırmak için kullanılır. Yeterli trityum üretimi de (TBR =1.1) dahil olmak üzere ana hasar dizaynı dikkate alınarak malzemenin korunması (30 yıllık uygulama için DPA<100 ve He<500 appm) ve sığa gömülebilme indeksi, soğutucu bölge kalınlık değerleri (SS- 304 yapısal malzemeli), flibe için 60 cm, naturel lityum için 171 cm ve LinPb83 için 158 cm bulunmuştur. Malzeme yıpranması ve sığa gömülebilme indeksi aynı blanket için SiC ve garfit malzemeler kullanılarak araştırma genişletilmiştir. Her bir atomun yerdeğiştirmesi (DPA ) değerleri ve grafit için helyum üretim oranları SS-304 paslanmaz çelik ile karşılaştırılabilir duruma gelmiştir. Fakat bu değerle SiC için SS-304 ve grafit ile karşılaştırıldığı zaman yüksek olduğu bulunmuştur. Bilim Kodu Anahtar Kelimeler Sayfa Adedi Tez Yöneticisi 625.05.05 DPA, TBR, HYLIFE-II, MFE, IFE. 132 Prof. Dr. Sümer ŞAHİN

ANALYSIS OF MATERIAL DAMAGE UNDER NEUTRON IRRADIATIONIN SiC IN MAGNETIC FUSION REAKTORS (Ph.D. Thesis) Metin KAYA GAZİ UNIVERSITY INSTITUTE OF SCIENCE AND TECHNOLOGY SEPTEMBER 1997 ABSTRACT Liquids may be used between the magnetic cofined fusion plasma and the fırt wall of the plasma chamber in order to reduce the material damage through displacements per atom (DP A) and helium gas production, this could extend the life time of the first wall in a magnetic fusion energy (MFE) reactor to plant life time of around 30 years. Neutronic calculations are carried out in S16P3 approximation for a typical HYLIFE-II blanket geometry, an inertial fusion energy (IFE) reactor design. This provides a comparison of the damage data between compressed and uncompressed targets by using Flibe (Lİ2BeF4), natural lithium and LinPb83 eutectic as both coolant and wall protection. Under consideration of mainline design criteria including sufficient tritium breeding (TBR= 1.1), material protection (DPA< 100 and He < 500 appm in 30 years of operation) and shallow burial index, coolant zone thickness values are found to be 60 cm for Flibe, 171 cm for natural lithium and 158 cm for LinPbg3 with SS- 304 as structural material. Material damage investigations are extended to structural materials made of SiC and graphite for the same blanket to obtain waste material, suitable for shallow burial after decommissioning of the power plant. DPA values and He production rates in graphite turn out to be comparable to those in SS-304. However, they are higher in SiC, as compared to SS-304 and graphite. Secience code Key Words Page number Adviser 625.05.05 DPA, TBR, HYLIFE-II, MFE, IFE. 132 Prof. Dr. Sümer ŞAHİN