Küçük modüler nükleer reaktörün 3-boyutlu tasarımı ve toryum kullanımı ile analizi
3D design and analysis of a small modular nuclear reactor with thorium utilization
Yazar: OSMAN ŞAHİN ÇELİKTEN
Danışman: DOÇ. DR. ŞULE ERGÜN
Hacettepe Üniversitesi / Fen Bilimleri Enstitüsü / Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
Derece: Doktora, 2017
Konu: Nükleer Mühendislik = Nuclear Engineering

Özet:
Bu çalışmanın amacı tasarlanan küçük ölçekli bir nükleer reaktörün 3-boyutlu (3B) modelinin oluşturulmasıyla, reaktörde toryum kullanımının uygunluğunun araştırılmasıdır. Bu amaçla nötronik ve yanma analizleri için MCNP6.1.1b kodu, en sıcak kanalın ısıl-hidrolik analizleri için de COBRA-TF kodu kullanılmıştır. Nötronik ve yanma analizlerinin gerçekleştirilmesi amacıyla tam kor modeli oluşturulmuştur. Kor modelinden elde edilen enerji üretim bilgileri ise en sıcak kanal analizlerini gerçekleştirmek amacıyla COBRA-TF koduna girdi olarak aktarılmıştır. Tam ve 1/6'lık kor modelinin eksiksiz ve hatasız kullanılması gerçekleştirilen analizler açısından önemlidir. Bu amaçla kor yüklemesinde meydana gelecek değişikliklerin kolay bir şekilde yapılması amacıyla tüm reaktör modelini hızlı bir şekilde oluşturan bir kod sistemi Python3 programlama dilinde yazılmış ve platformlardan bağımsız bir yapı oluşturulmuştur. Kod sistemi oluşturulurken piksel hesaplamalarında ve bilgisayar oyunlarında kullanılan Küp Koordinat sistemi altıgen reaktör geometrisine uyarlanmış, Küp Koordinat sisteminde altıgen geometrik yaklaşımların kolay çözümlemeleri sayesinde tüm ve 1/6'lık kor modellemeleri hızlı bir biçimde oluşturulmuştur. Geliştirilen kod sistemi, reaktör modelindeki yapısal geometri değişkenlerinin parametrik yapıda oluşturulmasına özen gösterilerek sadece küçük ölçekli bir reaktörü değil, altıgen hücre yapısına sahip birçok reaktör modelini oluşturacak konuma getirilmiştir. 
Ayrıca nükleer reaksiyonlar için izotopik temeldeki sıcaklık bağımlı ve tüm etkileşimlerin bilgisini taşıyan nötron veri kütüphanelerini MCNP6.1.1b kodunda kullanabilmek amacıyla en güncel ham veri kütüphanelerinden tüm elementler için yeni veri kütüphanelerini üretmek amacıyla da NYOJ kodunu kullanabilecek kabiliyette yine Python3 betikleri geliştirilmiştir. Oluşturulan nötron veri kütüphaneleri "International Criticality Safety Benchmark Evaluation Project (ICSBEP)" raporu ile karşılaştırmalı değerlendirmelere tabi tutulmuştur. Sonrasında sıcaklık bağımlı nötron veri kütüphaneleri, reaktör modeli için malzemelerin sıcaklıklarını içerecek yapıda hazırlanmış ve MCNP6.1.1b kodu tarafından kullanılabilir hale getirilmiştir.
Oluşturulan modelleme yapısı, elde edilen 3B model ve hazırlanan kütüphaneler tasarlanan 3B kor içinde toryum kullanımının uygunluğunun belirlenmesi amacıyla kullanılmıştır. Tasarlanan reaktör için gerçekleştirilen analizler sonucunda nükleer reaktör korunu tasarlarken öngörülen yanma oranı değerlerine ulaşılmış ancak öngörülen yapı ile yüksek fertil-fisil dönüşümü sağlanamamıştır. Ayrıca reaktör koru içinde meydana gelen reaksiyonlar sonucunda oluşan izotopik değişimler incelenmiştir.
Tasarlanan reaktör modelinin en sıcak kanalının kritik ısı akısı oranı, olağan işletme koşulları ve beklenen işletim değişiklikleri açısından da güvenli bir konumda olduğu bulunmuştur.

Abstract:
The aim of this study is to investigate the thorium utilization for a novel Small Modular Nuclear Reactor designed with this study by generating the 3-dimensional (3D) model of the reactor. For this, MCNP6.1.1b code is used for neutronic and burnup analysis and COBRA-TF code is used for thermal-hydraulics analysis of the hottest channel of the designed reactor core. To perform neutronic and burnup analyses, full core model has been developed in MCNP6.1.1b. Energy generation data obtained from the developed reactor model is used to prepare an input for COBRA-TF code for performing the hottest channel analysis.
Complete and accurate use of full and 1/6 core model is important in terms of analyzes performed. To easily model core loading pattern changes in the reactor core, a code system was developed in Python3 programming language which is rapidly create full and 1/6 reactor model, so platform independent core generation structure has been created. For the code system development, Cube coordinate system used in pixel calculation and computer games is adapted for hexagonal nuclear reactor core geometry. Since hexagonal geometry approach analysis is performed easily in Cube coordinate system, full and 1/6 reactor core models have been created rapidly. Since the geometric design values are constituted in parametric structure for nuclear reactor model, not only small nuclear reactor but also many nuclear reactors which have hexagonal unit cell structure can be easily created by the developed code system.
In addition, a novel Python3 script which has ability to use NJOY nuclear data processing program is developed to create new ACE data libraries of whole elements to be used in MCNP6.1.1b code. The most update raw neutron data libraries which contain whole interaction and some bound scattering data are obtained from databases and they are produced at temperatures of reactor structures. Produced neutron data libraries are benchmarked with NEA International Criticality Safety Benchmark Evaluation Project (ICSBEP) test problems. Afterwards, temperature dependent neutron data libraries are prepared to contain temperatures of the materials used in nuclear reactor model, to be used by MCNP6.1.1b code.
Formed modeling structure, obtained 3D model and prepared neutron data libraries are used to determine the suitability of using thorium in 3D core model. In the lights of obtained analysis preformed for the designed nuclear reactor core, estimated burnup values have been evaluated during the nuclear reactor design procedures. However, estimated fertile to fissile conversion has not been met. Besides, isotopic changes as a result of the nuclear reactions are investigated in the nuclear reactor core.
By using the design and operational values of the modeled core, hottest channel of the reactor is simulated to calculate critical heat flux ratio to observe whether reactor will be safe for normal operation and anticipated operational transients or not.