D-T füzyon sürücülü füzyon-fisyon hibrid reaktörde kullanılmış yakıtların farklı moderatörler karşısındaki nötronik performansı ve reaktörde ısı üretimi

Abstract

Ill ÖZET D-T FÜZYON SÜRÜCÜLÜ FÜZYON-FİSYON HİBRİD REAKTÖRDE KULLANILMIŞ YAKITLARIN FARKLI MODERATÖRLER KARŞISINDAKİ NÖTRONİK PERFORMANSI VE REAKTÖRDE ISI ÜRETİMİ Bu çalışmada CANDU ve LWR kullanılmış yakıtlarının füzyon-fisyon hibrid reaktörlerde farklı soğutuculu ortamlarda yakıt zenginleştirmesi ve reaktör ısı üretimi araştırılmıştır. (D,T) füzyon sürücülü hibrid blankette nötronik performans dört farklı moderator ve 5 MW/m2 ilk cidar yükü altında CANDU ve LWR kullanılmış yakıtlar ile araştırılmıştır. Fisil yakıt bölgesinde % 45.5 hacımsal oranında flibe, ötektoid lityum, tabii lityum ve hava soğutucular göz önüne alınmıştır. Çalışmada nötronik analiz hesaplamalarında 30 gruplu ANISN, 238 ve 44 gruplu XSDRN nötron transport kodlan kullanılmıştır. 48 aylık çalışma süresi içerisinde tesis faktörü % 75 alınmıştır. Operasyon süresi sonunda yakıt ve moderator çeşidine göre kümülatif fısil yakıt zenginleştirme değeri % 2.54- % 5.31 arasında hesaplanmıştır. En iyi zenginleştirme performansını flibe (Lİ2BeF4) soğutucu blanketlerde elde edilmişitr. Bunu sırasıyla ötektoid lityum, tabii lityum ve hava soğutucu takip etmektedir Trityum üretimi (TBR) araştırılan hibrid blanket tüm soğutucu ve yakıtlarda kendi kendine yeterlidir. Operasyon süresi esnasında 240Pu değeri nükleer yakıt kalitesi bakımında asla yüksek değildir. M blanket enerji çoğalım katsayısı oldukça yüksek olup ve 48. Ay sonunda operasyon başlangıcına göre özellikle flibe soğutuculu modda % 40 oranında artmıştır. Bu yüzden plütonyum bileşiği kullanılmış yakıt gençleştirme işlemi boyunca nükleer silah özelliğine asla ulaşmaz. Bu emniyet açısından önemli bir etkidir. 2002, 161 sayfa Anahtar Kelimeler : Hibrid Blanket, Yakıt Zenginleştirme, LWR, Soğutucu, Yakıt

IV ABSTRACT IN THE (D-T) FUSION- FISSION DRIVEN HYBRID REACTOR AGAINST THE USED FUELS OF DIFFERENT MODERATORS OF NEUTRONIC PERFORMANCE AND THE HEAT PRODUCTION. In this study, CANDU and LWR spent fuels in the fusion-Fission hybrid reactors with different coolant media, the fuel enrichment and the heat production of the reactor has been investigated. In the (D-T) fusion - fission driven hybrid blanket, the neutronic performance was investigated in four different moderators and 5 MW/m2 in first wall load with CANDU spent fuel and LWR spent fuel. In fissile Fuel region % 45.5 volumetric friction Flibe, eutectic lithium, natural lithium and air coolant are consider. In the neutronic analys calculations ANISN with 30 group and XSDRN neutron transport code with 238 and 44 groups has been used. In 48 month of working period., the effect of plant factor % 75. At the end of the operation period according to fuel and moderator type the cumulative fissil fuel enrichment value is between 2.54 % to 5.31 %. The best enrichments performance has been obtained in flibe coolant blankets. After that eutectic lithium, natural lithium and air coolant comes. The hybrid blanket which has been investigated for tritium breeding ratio (TBR) production, an all coolant and fuels are sufficient for itself. During operation period 240Pu value is never high as nuclear fuel quality. M blanket energy multiplication coefficient in rather high and the end of the 48th month, especially in the flibe mode 40% increase exist. Because of this reason; in the fuel enrichment by using plutonium compound, the nuclear weapons properties never can be reached. This is an important effect as security considered. 2002, 161 pages Key Words : Hybrid Blanket, Fuel Enrichment, LWR, Coolant, Fuel