Nükleer yakıt üretimi için tasarlanmış hızlandırıcı sürücülü bir sistemin optimizasyonu
Neutronic analysis of an ads fuelled with minor actinide and designed for spent fuel enrichment and fissile fuel production
Yazar: BÜŞRA DURMAZ
Danışman: PROF. DR. HÜSEYİN YAPICI ; DR. ÖĞR. ÜYESİ ALPER BUĞRA ARSLAN
Erciyes Üniversitesi / Fen Bilimleri Enstitüsü / Enerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı
Derece: Doktora, 2023
Konu: Nükleer Mühendislik = Nuclear Engineering

Özet:
Bu çalışma, ana yakıt kaynağı minör aktinit olan bir hızlandırıcı sürücülü sistem de CANDU ve PWR kullanılmış yakıtlarından çıkarılan uranyum ve toryum zenginleştirmelerini iki farklı hızlandırıcı sürücülü sistem (HSS) tasarımında analizini sunmaktadır. Bu doğrultu da TASARIM A ve TASARIM B olmak üzere iki farklı hızlandırıcı sürücülü sistem tasarlanmıştır. Başlangıçta, CANDU ve PWR kullanılmış yakıtlarından elde edilen uranyum yakıtlarındaki 235U yüzdeleri %0,17 ve %0,91' dir.  Her iki HSS Tasarımın çekirdeğide, PWR-MOX kullanılmış yakıtlardan çıkarılan iki farklı minör aktinit (MA) bileşimi ile beslenir. TASARIM A MA yakıt çekirdeğini çevreleyen ve toryum ya da CANDU ve PWR kullanılmış yakıtlarından elde edilen UO2 yakıtı içeren bir dönüşüm bölgesine (zenginleştirme bölgesi) sahipken, TASARIM B birinci dönüşüm bölgesini çevreleyen ve yalnızca toryum yakıtı içeren ikinci bir dönüşüm bölgesine (bölünebilir yakıt üretim bölgesi) sahiptir. Özetle, HSS tasarımında, MA bileşenleri ve kullanılmış uranyum ile toryum yakıtlarının kombinasyonların'dan oluşan toplam 10 vaka analiz edilmiştir, bunlar bir dönüşüm bölgesi içeren TASARIM A' da 6 ve iki dönüşüm bölgesi içeren TASARIM B' de 4 adettir. İncelenen HSS'de hedef malzeme olarak %45 kurşun ve %55 bizmuttan oluşan sıvı bir ağır metal olan Kurşun-Bizmut Ötektik alaşımı kullanılmıştır. Hedefin saniyede 1.2383·1017 proton ile bombardıman edildiği ve her protonun enerjisinin 1000 MeV olduğu varsayılmaktadır. Bu, 20 MW'lık bir proton demeti gücü anlamına gemektedir. MCNP 2.7 ve CINDER 90 nükleer kodu kullanılarak üç boyutlu ve zamana bağlı nötron analizi yapılmaktadır. TASARIM A ve TASARIM B için, her iki durumda da etkin yanma süresi olan en uzun çalışma süresini belirlemek için keff değerleri 0.985' e yükselene kadar çalıştırılır.
Anahtar Kelimeler: Hızlandırıcı Sürücülü Sistemler, Termal Reaktörler, kullanılmış yakıt zenginleştirme, toryum kullanımı

Abstract:
This work presents their analysis in CANDU and PWR design, DESIGN A and DESIGN B. The percentages of 235U in uranium fuels from vehicles using CANDU and PWR are 17% and 0.91%. Both HSSs are nutritious with two different minor actinide contents than those used in PWR-MOX. A cycle zone (rich zone) in DESIGN A with more content and thorium or spent uranium fuels. In DESIGN B, a second transformation zone facility with general and pure rium fuel. In summary, in HSS design, there are a total of 10 cases of case users analyzed and used with MA with MA, these are 6 in DESIGN A with one loop zone and 4 in DESIGN B with two loops. Lead-Bsmuth Eutectic, a liquid heavy metal composed of 45% lead and 55% bismuth, was used as the target material in the HSS studied. The design of the target is assumed to be 1.2383·1017 protons with a bombardment energy of 1000 MeV. This means a proton beam power of 20 MW. Three-dimensional and time-dependent neutron analysis is performed in MCNP CINDER 90 2.7 and dimension. Both HSS designs run until the keff values rise to 0.985 for the longest run times with burn times in all cases.
Keywords: Accelerator-driven system; thermal reactor; spent fuel enrichment; thorium utilization