Kazaya toleranslı ve yüksek yanma oranlı kullanılmış yakıt için kuru depolama kabı analizi
Analysis of dry storage cask for accident tolerant and high burnup spent fuel
Yazar: HABİBE MERVE DURDU
Danışman: DR. ÖĞR. ÜYESİ BANU BULUT ACAR
Hacettepe Üniversitesi / Fen Bilimleri Enstitüsü / Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
Derece: Yüksek Lisans, 2021
Konu: Nükleer Mühendislik = Nuclear Engineering

Özet:
Bu çalışmada, kazaya toleranslı ve yüksek yanma oranlı kullanılmış yakıt için kuru depolama kabı analizi üzerine çalışılmıştır. PWR tipi hafif sulu reaktörde kullanılmış kazaya toleranslı yakıtın günümüzde kullanılan bir kuru depolama kabına yüklendiği durum için kritiklik ve doz hızı hesaplamaları ile ısıl analizler gerçekleştirilmiştir. 

Çalışmada ilk olarak hafif sulu reaktörlerde kullanılmak üzere önerilen bir yüksek yanma oranlı kazaya toleranslı yakıt tasarımı için Serpent sürekli enerji Monte Carlo kodu kullanılarak yanma oranı hesaplamaları yapılmış ve kullanılmış kazaya toleranslı yakıt özellikleri belirlenmiştir. Günümüzde yaygın olarak kullanılan bir depolama kabı tasarımına kullanılmış kazaya toleranslı yakıt yüklendiği durum için Serpent kodu ile kritiklik analizleri yapılmıştır. Ayrıca, depolama kabının dış yüzeyi ve yüzeyine yakın mesafelerde Serpent kodu ile gama ve nötron doz hızı hesaplaması gerçekleştirilmiştir. Depolama kabının ısıl performansını değerlendirmek amacıyla ANSYS Fluent hesaplamalı akışkan dinamiği kodu kullanılarak ısıl analizler yapılmıştır. Analiz sonuçları kuru depolama kaplarına uygulanan nükleer güvenlik kriterleri ile karşılaştırılmıştır. Hesaplamalar sonucunda kuru depolama kabı tasarımının 5 yıl ön soğutma uygulanmış kullanılmış kazaya toleranslı yakıt yüklendiği durumda kritiklik, doz hızı ve kullanılmış yakıt yüzey sıcaklığı güvenlik limitlerini aşmadığı gözlemlenmiştir.

Abstract:
In this study, the analysis of a dry storage cask for accident-tolerant and high-burnup spent fuel was performed. For a dry storage cask design currently in use, in case of loading with the accident-tolerant fuel discharged from PWR type light water reactor, criticality, dose rate calculations and thermal analyzes were performed. 

In the first part of the study, for an high-burnup accident-tolerant fuel selected among the designs proposed for use in light water reactors, burnup analysis were performed by utilizing the Serpent continuous energy code and spent fuel chcractheristics were determined. Criticality analyzes were carried out by using the Serpent Monte Carlo code for the case of loading the accident tolerant fuel into a dry storage cask design which is widely used today. In addition, gamma and neutron dose rates at the outer surface and close distances of the storage cask were determined with the Serpent code. In order to evaluate the thermal performance of the storage cask, thermal analyzes were performed by using the ANSYS Fluent computational fluid dynamics code.

The analysis results were compared with the nuclear safety criteria applied to the dry storage casks. Results of the calculations showed that, dry storage cask design does not exceed the criticality, dose rate and maximum surface temperature limits when loaded with high-burnup spent accident tolerant fuel precooled for 5 years.