Hızlandırıcı güdümlü sistemlerin nötronik tasarımı:Hızlandırıcı zırhlama, reaktör güvenliği sorunu ve radyoaktif kaynak terimleri
Neutronic design of accelerator driven systems:  
Accelerator shielding, reactor safety issues and radioactive source terms
Yazar: YURDUNAZ ÇELİK
Danışman: PROF. DR. BAŞAR ŞARER
Gazi Üniversitesi / Fen Bilimleri Enstitüsü / Fizik Ana Bilim Dalı
Derece: Doktora, 2016
Konu: Fizik ve Fizik Mühendisliği = Physics and Physics Engineering

Özet:
MYRRHA (İleri teknoloji uygulamaları için çok-amaçlı hibrid araştırma reaktörü), SCK•CEN'de geliştirilmekte olan esnek bir deneysel kurşun-bizmut soğutuculu hızlandırıcı güdümlü sistemdir. Reaktör, kritik (100 MWth) ve kritikaltı (70 MWth) modlarda çalışabilmektedir. MYRRHA Reaktör kazanı, havuz tipinde olacak şekilde planlandığı için birincil sistemlerin yanı sıra taze ve harcanmış yakıt depolarına da ev sahipliği yapacaktır. Bu çalışmada; kritik altı kor ile birlikte reaktör kazanı içine yerleştirilen yakıt depolarının (IVFS), nötronik davranışı ve ısı salınımı incelenmiştir. Hızlandırıcıdan gelen yüksek enerjili birincil protonların hızlandırıcı ve reaktör içindeki yapı malzemeleri ile etkileşimi sonucunda üretilen geniş aralıklı enerjik parçacıklardan dolayı ilave aktivasyon kaynakları meydana gelir.  Bu durum, hızlandırıcı demetinin yolundan sapması gibi tasarımla ilgili birçok zorluğu da beraberinde getirir. Reaktör kazanı içinde bulunan kor dışı bileşenlerin ve ekipmanların kaynak terimleri (aktivasyon, ısı ve indüklenmiş radyoaktivite) belirlenmiştir. Demetin yolundan sapma kazasının, radyasyon hasarı, termal ısı dağılımı, kaynak çoğaltma faktörü gibi temel parametreler ve reaktörün nötronik özellikleri üzerine etkileri araştırılmıştır. Sürekli ve tüm demet kaybı durumlarına göre MYRRHA hızlandırıcısının yanal zırhlaması için gerekli minimum zırh kalınlıkları belirlenmiştir. Aktivasyon hesaplamaları için kullanılan ALEPH kodu, deneysel veri ile karşılaştırılarak yüksek enerji aralığında geçerliliği test edilmiştir. Hesaplamalar ALEPH tüketim kodu ve MCNPX radyasyon transport kodu ile yapılmıştır.

Abstract:
MYRRHA (Multi-purpose hYbrid Research Reactor for High-tech Applications) is a flexible experimental lead-bismuth cooled accelerator driven system currently being developed at SCK•CEN. The reactor will be able to operate in critical (100 MWth) and sub-critical (70 MWth) modes. The MYRRHA Reactor vessel is planned to be a pool-type, so it will house not only all the primary systems but also store spent and fresh fuel assemblies. In this study, neutronic analyses and heat release calculations of the IVFS (in vessel fuel storages) coupled with the sub-critical core have been performed. Due to a wide range of energetic particlers produced by the interaction of the high energy protons coming from the accelerator with the consturaction material of the reactor and accelerator, additional activation sources are produced. It brings also many challenges in the design such as beam misalignment. The source term (activation, heating and induced radiation level) for off-core equipment and components located inside the reactor vessel were evaluated. The influence of beam misalignment on neutronic characteristics and major safety parameters like source multiplication, thermal power release and radiation damage are assessed. For the lateral shielding of MYRRHA accelerator, the required minimum shield thicknesses were defined according to continuous and accidental full beam loss. Validation of ALEPH code used for activation calculations in high energy rage were tested against experimental data. The calculations were carried out with ALEPH depletion code and MCNPX radiation transport code.