D-T sürücülü hybrit blanketlerde geometri ve malzeme parametrelerinin nötronik analizi

Abstract

:et Mevcut nükleer reaktörlerin (esas olarak Hafif Su Reaktörle rinin) yakıt ihtiyacını karşılayan fissile yakıt kaynaklarının tükenebilecegine dayalı olarak geliştirilen Hybrid Reaktör Sis tem çalışmaları teorik ve deneysel bazda yürütülmektedir. Yapı lan çalışmalarla bir karşılaştırma imkanı da sağlamak üzere, bir hybrid blanketin öncelikle optimum geometrisi belirlenmiş, daha sonra da, bu geometriye ait malzeme yapısı parametrik bir çalış mayı gerçekleştirmek üzere değiştirilmiştir. Blanketin yakıt bölgesinde, fissile yakıt ve fissile yakıt la birlikte enerji üretimini sağlayacak klasik nükleer yakıtla rın (ThO ve Tabii-UO`) yanısıra, nükleer reaktörlerden artık olarak çıkan aktinid yakıtlar da (Am02 ve CmO ) nümerik hesapla malara sokulmuştur. Saf Li 'un trityum üretim malzemesi ve Be 'un da reflektör olarak kullanıldığı blanketler, diğerleri arasında, nötronik performans kriteri açısından en iyi durumda olanlardır. Çalışma sırasında nötronik analiz ANISN nötron transport kodu yardimıyle ve S - P, yaklaşımıyle, (30 nötron + 12 Gamma) 42 gruplu CLAW-IV data paketi kullanılarak gerçekleştirilmiştir.

vi ABSTRACT Hybrid Reactor System studies improved on to exhausting fis sile fuel sources which meet fuel needs of existing nuclear reactors (mainly Light Water Reactors) have been executed theorlcally and experimentally, including the purpose of compa ring with! the other studies made till now, in this study the optimum geometry of a hybrid blanket was determined firstly and after that the material structure belonging to this geometry was changed in order to reaiilze a parametric study. In the fuel zones of the different blankets, in addition to the classical nuclear fuels (ThO` and nat-UO_) assuring fissile fuel, and energy production, whether one of them or both of them at the same time, actinid fuels (AmO and CmO_) which are waste fuels from nuclear reactors were introduced into the numerical calculations. Blankets with pure lithium as the tritium producH ing 1 material and with Beryllium as reflector are the best ones among the others regarding with neutronic performance. The neutronic analysis throughout the study has been perform- ed with the help of the ANISN neutron transport code in the S_- P3 approximation using the 42 groups (30-neutron + 12-gam- ma-ray group) data library CLAW- IV.