Toryumun ve çeşitli nükleer yakıtların performanslarının bir füzyon-fisyon reaktör sisteminde nötronik olarak incelenmesi
The neutronic analysis of the performances of thorium and various nuclear fuels in a fusion-fission reactor system
Yazar: GÜVEN TUNÇ
Danışman: PROF. DR. KURTULUŞ BORAN
Gazi Üniversitesi / Fen Bilimleri Enstitüsü / Enerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı
Derece: Doktora, 2017
Konu: Nükleer Mühendislik = Nuclear Engineering

Özet:
Ülkemizin toryum rezervleri bakımından diğer ülkeler arasında önemli bir yere sahip olduğu
bilinmektedir. Bunu yanında dünyada nükleer enerjinin en büyük sorunları nükleer atıklar
ve nükleer silahlanmadır. Bu nedenle özellikle füzyon enerjisi bu sorunların çözümü olarak
görülmektedir. Füzyon enerjisinin gerçekleştirilmesinin zorluklarından dolayı bir geçiş
sistemi olarak füzyon fisyon hibrid reaktörleri (FFHR) öngörülmektedir. Bu tez
çalışmasında toryum ve çeşitli nükleer yakıtların nötronik performansları bir FFHR
geometrisinde MCNP (Monte Carlo N-Particle Code) ve yazılan arayüz kodu ile zamana
bağlı, üç boyutlu ve Monte Carlo yöntemi ile incelenmiştir. Yazılan arayüz kodu ve MCNP
kodu ile istenilen nötron enerji grupları ve istenilen nükleer veri kütüphanesinde nötronik
analizler yapılabilmektedir. Arayüz kodunun doğrulaması SCALE ve daha önce yazılan bir
arayüz kodu ile aynı hesaplamalar yapılıp karşılaştırılarak yapılmıştır. Yine bu çalışma
kapsamında yakıt bölgesinde kullanılan farklı soğutucu malzemelerin nötronik
performansları incelenmiş ve bunun sonucunda hesaplanacak olan FFHR'nde FLiBe
malzemesi soğutucu olarak seçilmiştir. Yakıtların nötronik performansı belirlenirken dört
model oluşturulmuştur. Modellerde sadece yakıt bölgesindeki yakıt tipleri değiştirilmiştir.
Birinci model % 100 ThO2, ikinci model % 90 ThO2 ve % 10 hafif su reaktörü harcanmış
yakıtı, üçüncü model % 90 ThO2 ve % 10 reaktör sınıfı plütonyum, dördüncü model ise %
90 ThO2 ve % 10 silah sınıfı plütonyum içermektedir. Nötronik performans parametreleri
olarak trityum üretim oranı, enerji çoğaltım faktörü, toplam fisil yakıt zenginleştirme, yakıt
gençleştirme kabiliyeti, yanma oranı, izotopik oran değişimi ve nötron spektrumu dört model
için hesaplanmıştır. Tüm parametreler göz önüne alındığında en iyi sonuçları sırasıyla model
4, model 3, model 2 ve model 1 vermiştir. Model 4 ile silah sınıfı plütonyum etkisiz hale
getirilmiştir. Model 3 ile reaktörlerde oluşan ve nükleer silah yapımında kullanılan
plütonyumun oranı düşürülmüştür. Model 2 ile hafif su reaktörünün atık yakıtı yeniden
kullanılabilir hale getirilebilmektedir. Model 1 ise toryumun FFHR'lerinde doğrudan yakıt
olarak kullanılabileceğini göstermiştir.

Abstract:
It is known that our country has an important place among the other countries in terms of its
thorium reserves. Moreover, the nuclear waste and nuclear weapon proliferation are the
major issues of nuclear energy in the world. Especially, the fusion energy, hence, is seemed
as the solution of these problems. The fusion fission hybrid reactors (FFHR) are foreseen as
a transition system due to the challenges of the realization of fusion energy. The neutronic
performances of the thorium and various nuclear fuels were investigated in a FFHR
geometry via MCNP and novel interface code using Monte Carlo method under time
dependent and three-dimensional conditions in this study. The neutronic analysis are able
to be performed by using both created novel interface and MCNP codes in intended neutron
energy groups and nuclear data libraries. In order to validate the created novel interface code,
the same calculations were made and compared by using the SCALE and the previous
interface codes. Additionally, the neutronic performances of the different coolant materials
used in nuclear fuel region were examined and thus FLiBe material was selected as the
coolant in calculated FFHR. While determining the neutronic performances of the nuclear
fuels, four models were comprised. In these models, only the types of the nuclear fuels in
the fuel region were altered. The first model includes 100 % ThO2, second model includes
90 % ThO2 and 10 % light water reactor spent fuel, third model includes 90 % ThO2 and 10
% reactor grade plutonium and fourth model 90 % ThO2 and 10 % weapon grade plutonium.
The neutronic performance parameters such as tritium breeding ratio, energy multiplication
factor, cumulative fissile fuel enrichment, figure of merit, burn-up, isotopic rate change and
neutron spectrum were calculated for four models. As far as the whole parameters are
concerned, the best results were obtained from the model 4,3, 2 and 1, respectively. The
weapon grade plutonium was inactivated by means of Model 4. The ratio of plutonium that
is formed in nuclear fission reactors and used in nuclear weapon production is declined via
Model 3. The spent fuel of the light water reactor can make reusable by means of Model 2.
The Model 1 reveals that thorium is directly used as a nuclear fuel in FFHR.