Ergimiş tuz toryum reaktörleri için kor parametrelerinin ve yakıt çevrim senaryolarının incelenmesi
Investigation of core parameters and fuel cycle scenarios for molten salt thorium reactors
Yazar: SEFA KEMAL UZUN
Danışman: PROF. DR. HÜSEYİN OKAN ZABUNOĞLU
Hacettepe Üniversitesi / Fen Bilimleri Enstitüsü / Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
Derece: Doktora, 2024
Konu: Nükleer Mühendislik = Nuclear Engineering

Özet:
Sunulan tez kapsamında, IV. nesil nükleer reaktör türlerinden biri olarak önerilen Ergimiş Tuz Reaktörleri (ETR) için Toryum (Th) içerikli yakıt çevrim senaryoları incelenmiştir. Öncelikle, yanma analizlerini gerçekleştirmek amacıyla Python dili ile özgün bir yazılım geliştirilmiştir. Geliştirilen yazılımın yanma modülü OECD/NEA ölçüt (benchmark) çalışması ile doğrulanmıştır. Geleneksel yanma kodlarında olmayan "sürekli (integral) kimyasal işleme" özelliğini de içerecek şekilde geliştirilen bir yazılım kullanılarak, MSBR tasarımından esas alınan birim hücre geometrilerinde Th-232 içeren farklı yakıt kompozisyonları ile yanma benzeşimleri yapılmıştır. Bu benzeşimler yoluyla, ilk yakıt yüklemesinde Uranyum-233 (U-233) yerine U-235 kullanmanın ve Th-232 oranındaki küçük değişimlerin etkileri incelenmiş, reaktöre yeni fisil (fissile) madde ilave edilmeden yalnızca Th-232 ile kritikliğin sürdürülebildiği ve yüksek yanma değerlerinin elde edilebildiği durumlar araştırılmıştır. İlk yüklemede yüksek zenginlikte (%93,3) U kullanılarak, fisyon ürünlerinin "döngü süreleri"ne göre düzenli olarak yakıt tuzundan ayırıldığı ve Pa-233'ün de belli periyotlarla yakıttan ayırılarak bir tankta bekletilip yakıta geri beslendiği senaryoda, dışarıdan yakıt ilavesi gerekmeden reaktör kritikliği devam etmekte ve Yanma Değeri (burnup) 800 GW-gün/t-AğırM düzeyine kadar çıkmaktadır. Çeşitli koşul ve faktörlere bağlı olsa da ulaşılan bu Yanma Değeri geleneksel reaktörlerdekine kıyasla 15-20 kat fazladır.

Abstract:
In the context of the thesis presented, scenarios for fuel cycles containing Thorium (Th) have been investigated for Molten Salt Reactors (MSRs), proposed as one of the Generation IV nuclear reactor types. Initially, an original software was developed in Python for conducting burnup analyses. The burnup module of the developed software was validated against OECD/NEA benchmark studies. Utilizing the software with added reprocessing capability, which is not found in the traditional burnup codes, based on the unit cell model derived from the MSBR design, burnup simulations were performed with various fuel compositions containing Th-232. By these simulations, effects of using Uranium-235 (U-235) instead of U-233 and small changes in the Th-232 fraction in the initial fuel load were investigated and scenarios were explored where the criticality could be sustained leading high burnup values, achieved solely with Th-232 without any fissile material added externally. Using highly enriched (%93,3) U in the first fuel load, with the scenario where fission products are regularly separated from the fuel salt with respect to their "cycle times" and Pa-233 is also separated from the fuel, stored in a tank for a certain period and then fed back to the fuel; the criticality can be maintained in a self-sufficient way and burnup values as high as 800 GW-day/MTHM can be reached. Despite being dependent on several conditions and factors, the achievable burnup value is 15-20 times higher than that of the traditional reactors.