KaydedilenlerDerginizi ekleyin

Dergiler / Gazi Üniversitesi Mühendislik Mimarlık Fakültesi Dergisi / 2007 / Cilt: 22 Sayı: 3

CANDU REAKTÖRLERİNDE ThO2 ve 233UO2 YAKIT KARIŞIMI KULLANIMININ İNCELENMESİ

Necmettin Şahin
Sayfa
—
Yayın Tarihi
2013-02-15
DOI
—
🏛️Bu makalenin bibliyografik verileri ve tam metin bağlantısı DergiPark üzerinden sağlanmıştır.
DergiPark Kaydı ↗
✨

Yapay Zeka Hızlı Bakış & Çıkarımlar

AI Insight
⚡ TL;DR(1 Cümlede Hızlı Çıkarım)

Bu çalışma, toryumun çok düşük oranda (%2) fisil izotop karışımlarıylaCANDU reaktörlerinde yakıt olarak kullanılabileceğini göstermektedir.

📌 3 Maddede Bu Makale

🎯
Amaç & Hipotez:Bu çalışmada; (Th+233U)O2 yakıt karışımının CANDU reaktörlerinde kullanılabilirliği ve reaktör başarımınaetkisi araştırılmıştır.
📊
Temel Bulgular & Veri:Bunun için yakıt olarak %98 ThO2 + %2 233UO2 yakıt karışımı kullanılmıştır.
💡
Sonuç & Katkı:Bu çalışma, toryumun çok düşük oranda (%2) fisil izotop karışımlarıylaCANDU reaktörlerinde yakıt olarak kullanılabileceğini göstermektedir.
🔬Tür:Makale
📍Kapsam:Genişletilmiş Akademik Örneklem
⚙️Değişkenler:Candu reaktörü · toryum · uranyum

Özet

Bu çalışmada; (Th+233U)O2 yakıt karışımının CANDU reaktörlerinde kullanılabilirliği ve reaktör başarımınaetkisi araştırılmıştır. Bunun için yakıt olarak %98 ThO2 + %2 233UO2 yakıt karışımı kullanılmıştır. Nötronikveriler, tek boyutlu SCALE 4.4a nükleer hesaplama kodu yardımıyla elde edilmiştir. Reaktör kritiklik ve yanmaderecesi değerleri tam güçte 20 yıl için hesaplanmıştır. Yapılan hesaplamalar sonucunda, reaktör kritikliğinink∞=~1,3 le başladığı ve 2. yıl sonundan itibaren 20 yıl boyunca k∞=1,06 sınır değerinin üzerinde olduğugörülmüştür. Yanma derecesi 2. yıl sonunda 45.216 MW.D/MT ve 20. yılın sonunda 558.061 MW.D/MT gibiçok yüksek bir değer elde edilmiştir. Bu çalışma, toryumun çok düşük oranda (%2) fisil izotop karışımlarıylaCANDU reaktörlerinde yakıt olarak kullanılabileceğini göstermektedir.

🔖

Bu Makaleye Atıf Yap

Şahin, N. (2013). CANDU REAKTÖRLERİNDE ThO2 ve 233UO2 YAKIT KARIŞIMI KULLANIMININ İNCELENMESİ. Gazi Üniversitesi Mühendislik Mimarlık Fakültesi Dergisi, Cilt: 22 Sayı: 3. https://ajindex.com/articles/1078858

📄 Tam Metin PDF Okuyucu

📄

PDF görüntüleyici hazırlanıyor...

Kaynakça (232)

  1. Choi, H. B., Rhee, B. W., Park, H. S., “Physics
  2. Study on Direct Use of Spent Pressurized Water
  3. Reactor Fuel in CANDU (DUPIC)”, Nuclear
  4. Science and Engineering, Cilt 126, 80, 1997.
  5. Choi, H., Ko, W. I., Yang, M. S., “Economic
  6. Analysis on Direct Use of Spent Pressurized
  7. Water Reactor Fuel in CANDU Reactors-I:
  8. DUPIC Fuel Fabrication Cost”, Nuclear
  9. Technology, Cilt 134, 110-129, 2001.
  10. Choi, H., Ko, W. I., Yang, M. S., Namgung, I.,
  11. Na, B.G., “Economic Analysis on Direct Use of
  12. Spent Pressurized Water Reactor Fuel in CANDU
  13. Reactors-II: DUPIC Fuel-Handling Cost”,
  14. Nuclear Technology, Cilt 134, 130-148, 2001.
  15. Kim, D.H., Choi, H., Yang W.S., Kim, J.K.,
  16. “Composition Heterogenetiy Analysis for Direct
  17. Use of Spent Pressurized Water Reactor Fuel in
  18. CANDU Reactors (DUPIC)-I: Deterministic
  19. Analysis” Nuclear Science and Engineering, Cilt, 23-27, 2001.
  20. Şahin, S., Şahin, H.M., Alkan, M., Yıldız, K., “An
  21. Assessment of Thorium and Spent LWR-Fuel
  22. Utilization Potential in CANDU Reactors”,
  23. Energy Conversion and Management, Cilt 45,
  24. 1085, 2004.
  25. Alkan, M., “Reutilization of Nuclear Fuel
  26. Wastes”, PhD Thesis in Turkish, Gazi University,
  27. Institute of Science and Technology, Ankara,
  28. Turkey, 2003.
  29. Şahin, S., Yapıcı, H., “Rejuvenation of LWR Spent
  30. Fuel in Fusion Blankets” Annals of Nuclear
  31. Energy, Cilt 25, No 16, 1317-1339, 1998.
  32. Şahin, S., Übeyli, M., “LWR spent fuel
  33. transmutation in a high power density fusion
  34. reactor” Annals of Nuclear Energy, Cilt 31, No, 871-890, 2004.
  35. Übeyli, M., “Transmutation of Minor Actinides
  36. Discharged from LMFBR Spent Fuel in a High
  37. Power Density Fusion Reactor”, Energy
  38. Conversion and Management, Cilt 45, 3219-, 2004.
  39. Ünalan, S., Ayata, T., Akansu, S. O., Erişen, A.,
  40. Bölükbaşı, A., “Light and heavy water cooled
  41. hybrid reactors for rejuvenation of LWR spent
  42. fuels”, Energy Conversion & Management, Cilt, 2567-2587, 2003.
  43. Şahin, S., Yapıcı, H., “Rejuvenation Of Light
  44. Water Reactor Spent Fuel In Fusion Blankets”,
  45. Annals of Nuclear Energy, Cilt 25, 1317-1339,
  46. Ünalan, S., “Rejuvenation of the LWR spent fuel
  47. in (D–T) driven hybrid reactors”, Fusion
  48. Engineering and Design, Cilt 38, 393-416, 1998.
  49. Şahin, S., Yapıcı, H., “Neutronic analysis of a
  50. thorium fusion breederwith enhanced protection
  51. against nuclear weapon proliferation”, Annals of
  52. Nuclear Energy, Cilt 26, 13-27, 1999.
  53. Yapıcı, H., Şahin, N., Bayrak, M., “Investigation
  54. of neutronic potential of a moderated (D-T)
  55. fusion driven hybrid reactor fueled with thorium
  56. to breed fissile fuel for LWRs”, Energy
  57. Conversion & Management, Cilt 41, 435-447,
  58. Şahin, S., Özceyhan, V., Yapıcı, H., “Proliferation
  59. hardening and power flattening of a thorium
  60. fusion breeder with triple mixed oxide fuel.”,
  61. Annals of Nuclear Energy, Cilt 28, 203, 2001.
  62. Yapıcı H., Übeyli M., Yalçın Ş., “Neutronic
  63. analysis of PROMETHEUS reactor fueled with
  64. various compounds of thorium and uranium”,
  65. Annals of Nuclear Energy, Cilt 29, 1871-1889,
  66. İpek O., “Analysis of the neutronic data in infinite
  67. medium using fusion neutron source for various
  68. material compositions”, Energy Conversion &
  69. Management, Cilt 44, 439-458, 2003.
  70. Akansu S. O., Ünalan S., “Investigation of the
  71. flattened fissile fuel enrichment possibility with a
  72. (D,T) driven hybrid blanket cooled by flibe
  73. (Li2BeF4 )”, Annals of Nuclear Energy, Cilt 29,
  74. 302, 2002.
  75. İpek O., “Investigation of the in.nite medium
  76. integral neutronic data for incident fusion source
  77. neutrons”, Annals of Nuclear Energy, Cilt 29,
  78. 1523, 2002.
  79. Yapıcı H., İpek O., Übeyli M., “Investigation of
  80. the performance parameters and temperature
  81. distribution in fuel rod dependent on operation
  82. periods and first wall loads in fusion-fission
  83. reactor system fueled with ThO2”, Energy
  84. Conversion & Management, Cilt 44, 573-595,
  85. Yapıcı H., Bayrak M., “Neutronic analysis of
  86. denaturing plutonium in a thorium fusion breeder
  87. and power flattening”, Energy Conversion &
  88. Management, Cilt 46, 1209-1228, 2005.
  89. Yapıcı H., İpek O., “Neutronic performance of
  90. coupled hybrid blanket fueled with ThO2 and
  91. UO2”, Energy Conversion & Management, Cilt, 1853-1873, 2003.
  92. Şahin S., Yapıcı H., Şahin N., “Neutronic
  93. performance of proliferation hardened thorium
  94. fusion breeders”, Fusion Engineering and
  95. Design, Cilt 54, 63-77, 2001.
  96. Şahin, S., Şahin, H.M., Sözen A., Bayrak M.,
  97. “Power flattening and minor actinide burning in a
  98. thorium fusion breeder”, Energy Conversion &
  99. Management, Cilt 43, 799-815, 2002.
  100. Yapıcı H., “Power flattening of an inertial fusion
  101. energy breeder with mixed ThO2- UO2 fuel”,
  102. Fusion Engineering and Design, Cilt 65, 89-108,
  103. Şahin S., Yapıcı H., Bayrak M., “Spent mixed
  104. oxide fuel rejuvenation in fusion breeders”,
  105. Fusion Engineering and Design, Cilt 47, 9-23,
  106. Boczar, P. G., Chan, P. S. W., Dyck, G. R., Ellis,
  107. R. J., Jones, R. T., Sullivan, J. D., Taylor, P.,
  108. “Thorium Fuel-Cycle Studies for CANDU
  109. Reactors, Thorium Fuel Utilization: Options and
  110. Trends”, Proceedings of three IEAE meetings held
  111. in Vienna in 1997, 1998 and 1999, IEAETECDOC-, 25-41, 2002.
  112. Boczar, P. G., Dyck, G. R., Chan, P. S. W., Buss,
  113. D. B., “Recent Advances in Thorium Fuel Cycles
  114. for CANDU Reactors, Thorium Fuel Utilization:
  115. Options and Trends”, Proceedings of three IEAE
  116. meetings held in Vienna in 1997, 1998 and 1999,
  117. IEAE-TECDOC-1319, 104-120, 2002.
  118. Critoph, E., “Prospects for Self–sufficient
  119. Equilibrium Thorium Cycles in CANDU
  120. Reactors”, Atomic Energy of Canada Ltd.,
  121. Report AECL-5501, 1976.
  122. Galperin, A., Todosow, M., “Assessment of
  123. Homogeneous Thorium/Uranium Fuel for
  124. Pressurized Water Reactors”, Nuclear
  125. Technology, Cilt 138, 111-121, 2002.
  126. Hatcher, S. R., “Thorium Cycle in Heavy Water
  127. Moderated Pressure Tube (CANDU) Reactors”,
  128. Atomic Energy of Canada Ltd., Report AECL-, 1976.
  129. IAEA. “Status and Prospects of Thermal Breeders
  130. and their Effect on Fuel Utilization”, Technical
  131. Report Series No. 195, International Atomic
  132. Energy Agency, Vienna, 1979.
  133. Loewen, E. P., Wilson, R. D., Hohorst, J.K.,
  134. Kumar, A.S., “Preliminary Frapcon-3th Steady-
  135. State Fuel Analysis of ThO2 and UO2 Fuel Mixtures”, Nuclear Technology, Cilt 136, 261-, 2001.
  136. Şahin, S., Yıldız, K., Şahin, H. M., Şahin N., Acır,
  137. A., “Increased fuel burn up in a CANDU thorium
  138. reactor using weapon grade plutonium”, Nuclear
  139. Engineering and Design, Cilt 236, 1778-1788,
  140. Şahin, S., Yıldız, K., Şahin, H. M., Acır, A.,
  141. “Investigation of CANDU reactors as a thorium
  142. burner”, Energy Conversion & Management,
  143. Cilt 47, 1661-1675, 2006.
  144. J. Stephen Herring, Philip E. MacDonald, Kevan
  145. D. Weaver, Craig Kullberg “Low cost,
  146. proliferation resistant, uranium–thorium dioxide
  147. fuels for light water reactors”, Nuclear
  148. Engineering and Design, Cilt 203, 65-85, 2001.
  149. Yapıcı H., “Temperature distribution in mixed
  150. ThO2-UO2 fuel rods located in blanket of an
  151. inertial fusion energy breeder”, Annals of
  152. Nuclear Energy, Cilt 29, 2187-2209, 2002.
  153. L. Mathieu, D. Heuer, R. Brissot, C. Garzenne, C.
  154. Le Brun, D. Lecarpentier, E. Liatard, J.-M.
  155. Loiseaux, O.Meplan, E. Merle-Lucotte, A. Nuttin,
  156. E. Walle, J. Wilson, “The thorium molten salt
  157. reactor: Moving on from the MSBR”, Progress in
  158. Nuclear Energy, Cilt 48, 664-679, 2006.
  159. Acır, A., “CANDU Reaktörlerinde ThC ve LWR
  160. Yakıt Atığı Karışımı Kullanımının İncelenmesi”,
  161. Gazi Üniversitesi Mühendislik-Mimarlık
  162. Fakültesi Dergisi, Cilt 20, 43-51, 2005.
  163. Şahin, S., Yıldız K., Acır A., “Power Flattening In
  164. The Fuel Bundle of a CANDU Reactor”, Nuclear
  165. Engineering and Design, Cilt 232, 7-18, 2004.
  166. “International Metals Handbook”, 10th Edition,
  167. American Society for Metals, Cilt 3, 1990.
  168. Ma, B. M. “Nuclear Reactor Materials and
  169. Applications”, Van Nostrand Reinhold Company
  170. Limited, Molly Millars Lane, Wokingham,
  171. Berkshire, England, 1983.
  172. Lamarsh, J. R., Baratta, A. J., “Introduction to
  173. Nuclear Engineering”, Third Edition, Prentice
  174. Hall, Upper Saddle River, New Jersey 07458,
  175. Şahin, S., Şahin, H.M., Yıldız, K., “Investigation
  176. of The Effects of The Resonance Absorption in a
  177. Fusion Breeder Blanket”, Annals of Nuclear
  178. Energy, Cilt 29, 1641, 2002.
  179. Yıldız, K., “An Investigation of the neutron
  180. energy group structures and resonance effects in a
  181. Fusion-Fission Hybrid Reactors Fuelling with
  182. ThO2”, Annals of Nuclear Energy, Cilt 32, 101-
  183. Jordan W. C., Bowman, S. M., “Scale Cross-
  184. Section Libraries”, NUREG/CR-0200, Revision, 3, section M4, ORNL/NUREG/CSD-2/V3/R6,
  185. Oak Ridge National Laboratory, 2000.
  186. Petrie L. M., “SCALE System Driver”,
  187. NUREG/CR-0200, Revision 6, 3, Section M1,
  188. ORNL/NUREG/CSD-2/R6, Oak Ridge National
  189. Laboratory, 2000.
  190. Greene N. M., Petrie, L. M., Westfall, R. M.,
  191. “NITAWL-II, Scale System Module For
  192. Performing Resonance Shielding and Working
  193. Library Production”, NUREG/CR-0200,
  194. Revision 6, 2, Section F2, ORNL/NUREG/CSD-
  195. /V2/R6, Oak Ridge National Laboratory, 2000.
  196. Greene N. M., “BONAMI, Resonance Self-
  197. Shielding by the Bondarenko Method”,
  198. NUREG/CR-0200, Revision 6, 2, section F1,
  199. ORNL/NUREG/CSD-2/V2/R6, Oak Ridge
  200. National Laboratory, 2000. Bondarenko I. I.
  201. (Ed.), “Group Constants For Nuclear Reactor
  202. Calculations”, Consultants Bureau, New York,
  203. Landers N. F., Petrie, L. M., “CSAS, Control
  204. Module For Enhanced Criticality Safety
  205. Analysis Sequences”, NUREG/CR-0200,
  206. Revision 6, 1, Section C4, ORNL/NUREG/CSD-
  207. /V1/R6, Oak Ridge National Laboratory, 2000.
  208. Greene N. M., Petrie, L. M., “XSDRNPM, A
  209. One-Dimensional Discrete-Ordinates Code For
  210. Transport Analysis”, NUREG/CR-0200,
  211. Revision 6, 2, Section F3, ORNL/NUREG/CSD-
  212. Şahin S., H. Yapıcı, S. Ünalan, “ERDEMLI, A
  213. Computer Program to Process ANISN Output
  214. Data”, Gazi University, Ankara, Turkey, 1991.
  215. Graves, H. W. Jr., “Nuclear Fuel Management”,
  216. John Wiley & Sons, New York, 1979.
  217. Seelmann-Eggebert, W., Pfennig, G., Münzel, H.,
  218. Klewe-Nebenius, H., “Chart of the Nuclides”,
  219. th edition, Kernforschungszentrum Karlsruhe
  220. Gmbh, Germany, 1981.
  221. Leggertt, R. D., Omberg, R. P., “Mixed oxide fuel
  222. development”, Proceedings of the International
  223. Conference on Fast Breeder Systems:
  224. Experience Gained and Path to Economical
  225. Power Generation, American Nuclear Society,
  226. Richland, W.A, 13-17, September 1987.
  227. Waltar, A. E., Deitrich, L. W., “Status of research
  228. on key LMR safety issues“, Nucl. Saf., Cilt:29
  229. , 125, 1988.
  230. İpek O., “Investigation of the in.nite medium
  231. J. Stephen Herring, Philip E. MacDonald, Kevan
  232. Oak Ridge National Laboratory, 2000.