Nükleer reaktör teknolojisinde kullanılabilen değişik seramik yakıtların soğutucu malzemeler karşısındaki nötronik analizi

Abstract

ÖZET NÜKLEER REAKTÖR TEKNOLOJİSİNDE KULLANILABİLEN DEĞİŞİK SERAMİK YAKITLARIN SOĞUTUCU MALZEMELER KARŞISINDAKİ NÖTRONİK ANALİZİ Bu çalışmada değişik seramik yakıtların füzyon-fisyon hibrid reaktörlerde farklı soğutuculu ortamlarda yakıt zenginleştirmesinin nötronik analizi araştırılmıştır. (D,T) füzyon sürücülü hibrid blankette nötronik performans üç farklı halde ve S MW/m2 ilk cidar yükü altında UC, UC2, U2C3, UN, UF4, UF6, U03, U308, U3Si2, U2Si3 ve U02F2 yakıtlar ile araştırılmıştır. Fisil yakıt bölgesinde % 45.5 hacımsal oranında flibe, gaz ve tabii lityum soğutucular göz önüne alınmıştır. Çalışmada nötronik analiz hesaplamalarında 30 gruplu ANISN nötron transport kodları kullanılmıştır. Tesis faktörü % 75 alınmıştır. Operasyon süresi sonunda yakıt ve soğutucu çeşidine göre kümülatif fisil yakıt zenginleştirme değeri % 3.71- % 8.15 arasında hesaplanmıştır. En iyi zenginleştirme performansını flibe (Li2BeF4) soğutucu blanketlerde elde edilmişitr. Bunu sırasıyla gaz ve tabii lityum soğutucu takip etmektedir. 48 ay sonunda maksimum CFFE değeri (%8.15) UF6 yakıtlı ve flibe soğutucu blankette (sıra 1) de gerçekleşmiştir. Operasyon sonunda en düşük CFFE değeri (% 3.71) U2Si3 yakıtlı ve tabii lityum soğutuculu blankette (sıra 5 ve 6) gerçekleşmiştir. Bu zenginleştirme değeri LWR reaktörleri için yeterli değerdedir. En iyi trityum üretimi (TBR) UC yakıtlı ve tabii lityum soğutuculu blankette elde edilmiştir. Bunu sırayla U3Si2, U2C3 ve UN takip etmektedir. Bu soğutucularda operasyon sonunda en iyi TBR değeri sırayla 1.6034, 1.5619, 1.5418 ve 1.5312 dir. TBR değeri tüm modellerde yüksektir. Bu nedenle 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 % 50 oranında artmıştır. 2001, 190 sayfa Anahtar Kelimeler : Hibrid Blanket, Yakıt Zenginleştirme, LWR, Soğutucu, Yakıt

ABSTRACT NEUTRONIC ANALYSIS OF VARIOUS CERAMIC FUELS USED IN THE NUCLEAR REACTOR TECHNOLOGY AGAINST THE COOLANT MATERIALS Tn this work, The neutronic analysis of nuclear fuel rejuvenation in fusion- fission hybrid blankets is investigated for different fuels and coolants. Neutronic performance of the deuterium-tritium (D,T) driven hybrid blankets, fuelled with UC, UC2, U2C3, UN, UF4, UF6, U03, U308, U3Sİ2, U2Sİ3 and U02F2, in a three different cases are investigated under first wall load of the 5 MW/m2. The fissile fuel zone considered to be cooled with three coolant, fJibe (Lİ2BeF4), gas and natural lithium with volume fraction ratio of 45.5 %. %. In this work, ANISN with 30 groups, were used for calculating of neutronic analyse. The plant factor (PF) is taken as 75%. At the end of the operation time, calculations have shown that cumulative fissile fuel enrichment (CFFE) values have varied between 3.71 % and 8.15 % depending on the fuel and coolant type. The best enrichment performance is obtained in flibe (Li2BeF4 ) coolant blankets, followed by air and natural lithium. CFFE reach maximum value (8.15%) in UFe fuelled blanket (in row 1) and flibe coolant after 48 months. The lowest CFFE value (3.71 %) is in U2Sİ3 fuelled blanket (in row 5, 6) and natural lithium coolant at the end of the operation period. The enrichment would be sufficient for LWR reactor. The best tritium breeding ratio (TBR) is obtained in UC fuelled blanket with natural lithium coolant, and followed by U3Sİ2, U2C3 and UN with the same coolant. At the end of operation, TBR reach 1.6034, 1.5619, 1.5418 and 1.5312 respectively. TBR values are higher than unity. Therefore, investigated hybrid blanket is self-sufficent for all fuels and coolants. The isotopic percentage of 240Pu is modes can never reach a nuclear weapon grade quality during the operation period. M blanket energy increase factor is very high and it increases the initial value of % 50 in flibe coolant mode at the end of 48 months. 2001, 1.90 pages Key Words : Hybrid Blanket, Fuel Enrichment, LWR, Coolant, Fuel