KaydedilenlerDerginizi ekleyin

Dergiler / Recep Tayyip Erdoğan Üniversitesi Fen ve Mühendislik Bilimleri Dergisi / 2026 / Cilt: 7 Sayı: 1

Hızlandırıcı Sürücülü Sistemlerde Toryum-Plütonyum Yakıt Kullanımının Nötronik Açıdan Değerlendirilmesi

Neutronic Evaluation of Thorium-Plutonium Fuel Utilization in Accelerator-Driven Systems

Büşra Durmaz(Kırşehir Ahi Evran Üniversitesi)0000-0001-6659-1067
Gülendam Sarıoğlu(BAŞKENT ÜNİVERSİTESİ)0009-0008-4228-3287
Hüseyin Yapıcı(BAŞKENT ÜNİVERSİTESİ)0000-0003-2994-7786
Sayfa
101–110
Yayın Tarihi
2026-06-30
🏛️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)

Bulgular, PuO₂ oranındaki artışın keff değerini yükselttiğini ve enerji kazancı üzerinde belirgin etkiler oluşturduğunu göstermektedir.

📌 3 Maddede Bu Makale

🎯
Amaç & Hipotez:Hızlandırıcı Sürücülü Sistemler (HSS), geleneksel nükleer reaktörlerden farklı olarak kritik-altı çalışma prensibine sahiptir.
📊
Temel Bulgular & Veri:Spallasyon hedefi olarak %45 Kurşun ve %55 Bizmut içeren Kurşun-Bizmut Ötektik (LBE) alaşımı kullanılmıştır.
💡
Sonuç & Katkı:Bulgular, PuO₂ oranındaki artışın keff değerini yükselttiğini ve enerji kazancı üzerinde belirgin etkiler oluşturduğunu göstermektedir.
🔬Tür:Araştırma Makalesi
📍Kapsam:Genişletilmiş Akademik Örneklem
⚙️Değişkenler:Hızlandırıcı Sürücülü Sistem · Toryum dioksit · Nükleer Atık Dönüşümü

Özet

Hızlandırıcı Sürücülü Sistemler (HSS), geleneksel nükleer reaktörlerden farklı olarak kritik-altı çalışma prensibine sahiptir. Ayrıca hızlandırıcı sürücülü system harici bir parçacık hızlandırıcısı tarafından desteklenmektedir. Hızlandırıcı devre dışı bırakıldığında sistemdeki nötron üretimi sona erdiğinden reaksiyon kendiliğinden durur, bu da HSS'leri güvenlik açısından avantajlı bir seçenek haline getirir. Bu çalışmada, iki yakıt bölgesine sahip bir Hızlandırıcı Sürücülü Sistem (HSS) tasarlanmış ve nötronik performansı analiz edilmiştir. Sistem; spallasyon nötron hedefi, kritik altı yakıt bölgesi, dönüşüm bölgesi ve reflektör olmak üzere dört ana bileşenden oluşmaktadır. Spallasyon hedefi olarak %45 Kurşun ve %55 Bizmut içeren Kurşun-Bizmut Ötektik (LBE) alaşımı kullanılmıştır. İlk yakıt bölgesi UO₂ ile oluşturulurken, ikinci bölgede ThO₂-PuO₂ karışımları farklı oranlarda değerlendirilmiştir. Başlangıçta saf ThO₂ esas alınmış, ardından plütonyum oranı kademeli olarak artırılarak altı farklı karışım elde edilmiştir. Her bir bileşim için çevrim başlangıcı (ÇB) ve çevrim sonu (ÇS) noktalarında etkin nötron çoğaltma katsayısı (keff) hesaplanmıştır. Bulgular, PuO₂ oranındaki artışın keff değerini yükselttiğini ve enerji kazancı üzerinde belirgin etkiler oluşturduğunu göstermektedir. Bu analizler, HSS'lerin yakıt dönüşüm verimliliğini artırmaya yönelik önemli veriler sunmaktadır

Abstract

Accelerator-Driven Systems (ADS) operate under a subcritical regime, distinguishing them from conventional nuclear reactors. These systems are supported by an external particle accelerator, and when the accelerator is shut down, neutron production ceases, causing the nuclear reaction to stop automatically. This inherent feature makes ADS a safer alternative in terms of reactor safety. In this study, an Accelerator-Driven System (ADS) with a dual fuel zone configuration was designed, and its neutronic performance was analyzed. The system comprises four main components: a spallation neutron target, a subcritical fuel zone, a conversion zone, and a reflector. A Lead-Bismuth Eutectic (LBE) alloy containing 45% Lead and 55% Bismuth was used as the spallation target. The primary fuel region was composed of UO₂, while the secondary zone included mixtures of ThO₂ and PuO₂ at various ratios. Initially, pure ThO₂ was considered, and then the plutonium content was gradually increased to form six different mixtures. For each composition, the effective neutron multiplication factor (keff) was calculated at the Beginning of Cycle (BOC) and End of Cycle (EOC). The results demonstrate that increasing the PuO₂ content leads to a rise in the keff value and has a significant impact on energy gain. These analyses provide valuable insights for enhancing fuel conversion efficiency in ADS.

🔖

Bu Makaleye Atıf Yap

Durmaz, B., Sarıoğlu, G., Yapıcı, H. (2026). Hızlandırıcı Sürücülü Sistemlerde Toryum-Plütonyum Yakıt Kullanımının Nötronik Açıdan Değerlendirilmesi. Recep Tayyip Erdoğan Üniversitesi Fen ve Mühendislik Bilimleri Dergisi, Cilt: 7 Sayı: 1, 101–110. https://doi.org/10.53501/rteufemud.1700396

📄 Tam Metin PDF Okuyucu

📄

PDF görüntüleyici hazırlanıyor...

Kaynakça (13)

  1. Adam, J., Katovsky, K., Balabekyan, A., Kalinnikov, V. G., Krivopustov, M.I., Kumawat, H., Westmeier, W. (2007). Transmutation of 129I, 237Np, 238Pu, 239Pu, and 241Am using neutrons produced in target-blanket system ‘Energy plus Transmutation’by relativistic protons. Pramana, 68(2), 201-212. https://doi.org/10.1007/s12043-007-0024-6
  2. Cho, C.H., Song, T.Y., Tak, N.I. (2004). Numerical design of a 20 MW lead–bismuth spallation target for an accelerator-driven system. Nuclear Engineering and Design, 229(2-3), 317-327. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2004.01.002
  3. Durmaz, B., Bakir, G., Arslan, B.A., Yapici, H. (2021). Neutronic analysis of an ads fuelled with minor actinide and designed for spent fuel enrichment and fissile fuel production. Nuclear Technology and Radiation Protection, 36(4), 299-314. https://doi.org/10.2298/NTRP2104299D
  4. Gohar, Y., Cao, Y., Kraus, A.R. (2021). ADS design concept for disposing of the US spent nuclear fuel inventory. Annals of Nuclear Energy, 160, 108385. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2021.108385
  5. Günay, M., Korkmaz, M.E., Şarer, B. (2009). Hızlandırıcı güdümlü sistemlerde nötronik hesaplamalar. Süleyman Demirel Üniversitesi Fen Bilimleri Enstitüsü Dergisi, 12(2), 91-101. http://dx.doi.org/10.19113/sdufbed.00841
  6. Pelowitz, D.B., Durkee, J.W., Elson, J.S., Fensin, M. L., Hendricks, J.S., James, M.R., Verbeke, J.M. (2011). Mcnpx 2.7 e extensions (No. LA-UR-11-01502; LA-UR-11-1502). Los Alamos National Laboratory (LANL), Los Alamos, NM (United States).
  7. Rubbia, C., Roche, C., Rubio, J.A., Carminati, F., Kadi, Y., Mandrillon, P., Gálvez, J. (1995). Conceptual design of a fast neutron operated high power energy amplifier (No. CERN-AT-95-44-ET).
  8. Takeda, T., Yokoyama, K. (1997). Study on neutron spectrum for effective transmutation of minor actinides in thermal reactors. Annals of Nuclear Energy, 24(9), 705-719. https://doi.org/10.1016/S0306-4549(96)00035-7
  9. Tsujimoto, K., Sasa, T., Nishihara, K., Takizuka, T., Takano, H. (2000). Accelerator-driven system for transmutation of high-level waste. Progress in Nuclear Energy, 37(1-4), 339-344. https://doi.org/10.1016/S0149-1970(00)00068-8
  10. Tsujimoto, K., Sasa, T., Nishihara, K., Oigawa, H., Takano, H. (2004). Neutronics design for lead-bismuth cooled accelerator-driven system for transmutation of minor actinide. Journal of Nuclear Science and Technology, 41(1), 21-36. https://doi.org/10.1080/18811248.2004.9715454.
  11. Yapıcı, H. (2018). CBURN interface computer code for evaluation of time-dependent CINDER90 outputs. Erciyes University, Turkey.
  12. Yapıcı, H., Genç, G., Demir, N. (2007). Neutronic limits in infinite target mediums driven by high energetic protons. Annals of Nuclear Energy, 34(5), 374-384. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2007. 01.013
  13. Yapici, H., Genç, G., Demir, N. (2008). A comprehensive study on neutronics of a lead–bismuth eutectic cooled accelerator-driven sub-critical system for long-lived fission product transmutation. Annals of Nuclear Energy, 35(7), 1264-1273. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2007.12.007