VVER-1000 reaktöründe serpent Monte Carlo kodu kullanarak toryum tabanlı yakıtın incelenmesi
Analsiys of throium-based fuel using serpent Monte Carlo code in VVER-1000 reactor
Yazar: EYLEM BÜYÜKER
Danışman: YRD. DOÇ. DR. MEHMET EMİN KORKMAZ
Selçuk Üniversitesi / Fen Bilimleri Enstitüsü / Fizik Ana Bilim Dalı
Derece: Yüksek Lisans, 2014
Konu: Fizik ve Fizik Mühendisliği = Physics and Physics Engineering
Dizin: Reaktörler = Reactors

Özet:
Genel olarak dünyada toryum kaynağına ait veriler henüz tam olarak sistemli olmasa da doğada Toryum'un Uranyum'dan 3-4 kat daha fazla bol olduğu varsayılır. Toryum yakıt çevrimi ile ilgili araştırma çalışmaları devam etmesine rağmen toryum yakıtı için ticari üretim veya yeniden işleme altyapısı yoktur. Gelecekteki piyasa koşullarında toryum yakıt seçenekleri nükleer güç uygulaması için ticari olarak daha cazip hale gelecektir. Toryum-232, bir reaktör içinde bölünebilir izotop olan Uranyum-233 üretmek için kullanılabilen verimli bir malzemedir. 232Th/233U yakıt çevrimi, zenginleştirmenin ortadan kaldırılmasını sağlar. 233U, zenginleştirilmiş uranyum ve toryum oksit yakıt karışımı kullanarak VVER-1000 reaktörlerinde üretilebilir.
Bu çalışmada, VVER-1000 reaktörlerinde 232Th/233U yakıt döngüsü bilgisayar ortamında hesaplama yoluyla araştırıldı. VVER-1000 sisteminin üç boyutlu kor geometrisi Serpent Monte Carlo1.1.19 Kodu kullanılarak tasarlanmıştır. Paralel programlama arabirimi (Multi Processing Interface-MPI) kullanılarak Serpent Kodu, 12-çekirdek ve 48 GB RAM ile iş istasyonu üzerinde çalıştırıldı. Korda 232Th/235U/238U oksit karışımı yakıt olarak kabul edildi, 232Th'nin kütle kesri sırasıyla 0.05-0.1-0.2-0.3-0.4 olarak artırılırken 238U'in kütle kesri eşit olarak azaltılmıştır. Sistemde, hesaplamalar 3000 MW termal güç için yapıldı. Yanma oranı analizleri için, reaktör koru'nun yakıt ikmali yapmadan 16 MWd/kgU'lık yanma oranına kadar başlangıçtaki taze yakıttan kullandığı varsayılmıştır. Yanma oranı hesaplamalarında, 360 gün yanma aralığı olarak tanımlandı.  232Th, 233U, 235U, 238U, 237Np, 239Pu, 241Am ve 244Cm'ün kütle değişimleri yanma oranına göre değerlendirildi. Ayrıca yanma oranına göre, sistemin akısı ve kritikliği hesaplanmıştır.

Abstract:
It is generally assumed that thorium is three to four times more abundant in nature than uranium, although the data on thorium sources in the world are not yet well systemized. There is no commercial fabrication or reprocessing infrastructure for thorium fuel, although research efforts regarding the thorium fuel cycle continue. The thorium fuel options will become commercially more attractive for nuclear power application in future market conditions. Thorium-232 is a fertile material that can be used to produce the fissile isotope Uranium-233 in a reactor. The fuel cycle based on 232Th/233U ensures the elimination of enrichment. In VVER-1000 reactors, 233U can be produced using mixed enriched uranium and thorium oxide fuel.
In this study, 232Th/233U fuel cycles were investigated in a VVER-1000 reactor through calculation by computer. The 3D core geometry of VVER-1000 system was designed using Serpent Monte Carlo1.1.19 Code. The Serpent Code using parallel programming interface (Message Passing Interface-MPI), was run on the workstation with 12-core and 48 GB RAM. 232Th/235U/238U oxide mixture was considered as fuel in the core, when the mass fraction of 232Th was increased as 0.05-0.1-0.2-0.3-0.4 respectively, the mass fraction of 238U equally was decreased. In the system, the calculations were made for 3000 MW thermal power. For the burnup analyses, the core is assumed to deplete from initial fresh core up to a burnup of 16 MWd/kgU without refuelling considerations. In the burnup calculations, a burnup interval of 360 days was defined. According to burnup, the mass changes of the 232Th, 233U, 235U, 238U, 237Np, 239Pu, 241Am and 244Cm were evaluated. And also according to burnup rate, flux and criticality of the system was calculated.