Thorium utilization in ACR (Advanced CANDU Reactor) and CANDU-6
- Global styles
- Apa
- Bibtex
- Chicago Fullnote
- Help
Abstract
Çalışmanın ana konusu, toryum katkılı uranyum kullanabilen CANDU tipi nükleer reaktörler için yakıt kompozisyonu seçeneklerini araştırmak ve karşılaştırmaktır. Uranyum-toryum yakıtı olarak, yakıt demetinin tüm elemanlarında homojen olarak dağılmış (U-Th)O2 kullanıldı. ACR ve CANDU-6 reaktörlerinin kor tasarımı MCNP5 kodu kullanılarak yapıldı. Dengedeki sistemde ACR ve CANDU-6 nın tek-geçişli uranyum yakıt çevrimleri ve tek-geçişli uranyum-toryum yakıt çevrimleri için yakıt yanma oranları ve kullanılmış yakıt içerikleri, MONTEBURNS2 (MCNP5 ve OrigenS ile birlikte) kodu kullanılarak hesaplandı. Çeşitli uranyum zenginlikleri ve farklı toryum oranları içeren uranyum-toryum yakıt karışımları için, yanma oranı hesapları yapılarak yanma oranını yakıt kompozisyonuna ve reaktiviteyi yanma oranına bağlayan eşitlikler türetildi; dönüştürme oranı, doğal uranyum ve yakıt gereksinimi, doğal kaynaklardan yararlanma faktörü ve doğal uranyum kazancı hesaplandı, ve yanma oranı ile nasıl değiştikleri gözlendi. Ayrıca, kullanılmış CANDU-6 ve ACR yakıtlarının U and Pu içeriği geri kazanılarak, CANDU-6'da yeniden kullanıldı. Yakıtların CANDU6 da ulaşılabilecekleri yanma oranları, farklı kompozisyonlar için belirlendi. Uygun yakıt kompozisyonları ve yakıt çevrim seçenekleri elde edilen sonuçlar doğrultusunda irdelendi. It is the main objective of this study to investigate fuel composition options for CANDU type of reactors that are capable of using a mixture of U-Th as fuel. A homogenous mixture of (U-Th)O2 was used in all elements of fuel bundles. The cores of CANDU-6 and Advanced CANDU reactors (ACR) were modeled using MCNP5. In equilibrium core, using MONTEBURNS2 code (coupled with MCNP5 and ORIGENS) for once-through uranium and once-through uranium-thorium fuel cycles of CANDU-6 and ACR, discharge burnups and spent fuel compositions were computed. For various enrichments of uranium and different fractions of thorium in a (U-Th) fuel mixture, performing burnup calculations, expressions relating burnup to fuel composition and reactivity to burnup were derived. Conversion ratios, natural U and fuel requirements, nuclear resource utilization factors, and natural uranium savings were calculated, and their changes with burnup were observed. In addition, recycling of U and Pu contents of spent CANDU-6 and spent ACR fuels into CANDU-6 was worked out; discharge burrnups to be reached in CANDU-6 for various compositions of recycle fuels were determined. Appropriate fuel compositions were discussed.
Collections