Once through uranium-thorium fuel cycle in CANDU reactors
- Global styles
- Apa
- Bibtex
- Chicago Fullnote
- Help
Abstract
ÖZET Bu tezde, CANDU reaktörlerinde uranyum-toryum yakıtlı açık çevrim incelenmiştir. Yakıt olarak yakıt demetindeki tüm yakıt çubuklarında toryum ve uranyumun homojen bir şekilde karıştırıldığı (Th-U)02 kullanılmıştır. Alternatif yakıt çevrimleri açısından, nötron ekonomisi, sürekli yakıt yükleme imkanı ve eksenel yönde yakıt değiştirme olanaklarından dolayı CANDU reaktörleri en uygun seçeneklerden biridir. Bu yüzden analizler CANDU-600 reaktörü modellenerek gerçekleştirildi. Kor ile ilgili tüm geometrik veriler ve malzeme verileri CANDU-600 standart tip reaktör ile aynı alındı. Sadece yakıttaki karışım durumuna göre değiştirildi. Hesaplamalarda yakıt demeti özellikleri; yanma oranı, yanmış malzemelerin kompozisyonu, fisyon ürünleri, difüzyon katsayıları, yutma ve fisyon tesir kesitleri taşınım kodu W1MS kullanılarak elde edildi. WIMS'in kullanımı için eski veri kütüphanesinde değişiklikler yapıldı. Bu değişiklikler; H.Ü. Nükleer Enerji Mühendisliği Bölümünde hazırlanan Toryum bozunma zinciri verilerinin eklenmesi ve Japonya'da JAERI tarafından oluşturulan Plütonyum bozunum zinciri ve tesir kesiti verilerinin değiştirilmesidir. Yeni kütüphanenin etkinliğini değerlendirmek için Canada tarafından hazırlanmış raporlardan birindeki hesaplamalar yeniden yapıldı ve karşılaştırıldı. Bu çalışma için uygun olduğu görüldü. Çeşitli zenginlikler (max. %20 U235) ve Th-U karışımı (%0'dan %100'c kadar) için kritiklik, ağır element compozisyon değişimleri, difüzyon katsayıları ve tesir kesitleri yanma oranına göre hesaplandı ve bulunan sonuçlardan hangilerinin tüm kor modeli için uygun olacağı tartışıldı. Seçilen durumlar için tüm kor modellendi. Bu hesaplamalarda difüzyon kodu CITATION iki boyutlu silindirik geometri seçeneği ile kullanıldı. Çeşitli konfigürasyonlar için, kritiklik ve güç tepe değerleri hesaplandı. Bu değerler tartışılarak uygun konfigürasyonlar elde edildi. Tüm analizlerin neticesinde U-Th açık yakıt çevrimi kullanıldığında doğal uranyum tüketiminde %30 azalma olabileceği görüldü. IV ABSTRACT In this thesis, once-through thorium uranium fuel cycle in CANDU reactors was studied. (Th-U)02 was used as a fuel in all fuel rods of cluster via mixing of'Th-U homogeneously. CANDU reactors are one of the most appropriate type for various fuel cycle options because of the neutron economy, continuos on line refueling and the axial fuel replacement possibility. That's why, CANDU-600 was selected for performing the analysis. All core geometry and core materials are the same as CANDU-600 standard type reactor except fuel. The geometry and the shape of the fuel are the same as the standard one but composition were changed due to situation. In calculations, fuel cluster properties; burnup, burned materials compositions, fission products, diffusion coefficients, absorption and fission cross-sections were obtained by using transport code WIMS. For lattice cell calculations old WIMS library were modified. These modifications were addition of Th decay chain data which had been generated at H.U. Nuclear Energy Engineering Department, and Changing the Pu decay chain and cross-section data sets with new ones which were generated in JAERI in Japan. For the performance of this new library, one of the reports which had been submitted by Canada, recalculated and the values obtained from this library were discussed, consequently, this library is reasonably approved for this purpose. For various enrichments (max. 20% U235) and Th-U mixtures (0% to 100%), criticality, HE composition changes, diffusion coefficients and cross-sections versus burnup were calculated and discussed that which ones would have been selected for the core calculations. For selected situations reactor core were modeled. In these calculations the diffusion code CITATION were used with 2D Cylindrical geometry option. For various configurations, criticality and power peaking factors were calculated. These values were discussed for appropriate values. AH analysis showed that When U-Th once-through fuel cycle is applied, 22% natural uranium can be saved.
Collections