Reaktörde füzyon nötron kaynağı olarak 14.1 MeV D-T nötronları kullanılmış ve Dt=10 gün olmak üzere 4 yıllık çalışma süresince reaktörde trityum üretimi, 233U izotopu üretimi, fisyon enerjisi üretimi ve nükleer güç üretiminin değişimleri incelenmiştir. 4 yıllık reaktör işlem zamanında trityum üretiminde Li2O, 233U izotopu üretiminde ve fisyon enerjisi üretiminde Li2ZrO3 bileşiğinin kullanıldığı mantolar en iyi sonuçları vermiştir.
📌 3 Maddede Bu Makale
🎯
Amaç & Hipotez:Bu çalışmada ThSi2 yakıtlı bir füzyon-fisyon hibrid reaktör ele alınmıştır.
📊
Temel Bulgular & Veri:Reaktörde soğutucu olarak doğal Li seçilmiş ve trityum üretim bölgesinde Li2TiO3, Li2ZrO3, Li4SiO4 ve Li2O gibi dört farklı Li bileşikleri kullanılmıştır.
💡
Sonuç & Katkı:Reaktörde füzyon nötron kaynağı olarak 14.1 MeV D-T nötronları kullanılmış ve Dt=10 gün olmak üzere 4 yıllık çalışma süresince reaktörde trityum üretimi, 233U izotopu üretimi, fisyon enerjisi üretimi ve nükleer güç üretiminin değişimleri incelenmiştir. 4 yıllık reaktör işlem zamanında trityum üretiminde Li2O, 233U izotopu üretiminde ve fisyon enerjisi üretiminde Li2ZrO3 bileşiğinin kullanıldığı mantolar en iyi sonuçları vermiştir.
🔬Tür:Araştırma Makalesi
📍Kapsam:Genişletilmiş Akademik Örneklem
⚙️Değişkenler:Hibrid reaktör · füzyon · fisyon
Özet
Bu çalışmada ThSi2 yakıtlı bir füzyon-fisyon hibrid reaktör ele alınmıştır. Reaktörde soğutucu olarak doğal Li seçilmiş ve trityum üretim bölgesinde Li2TiO3, Li2ZrO3, Li4SiO4 ve Li2O gibi dört farklı Li bileşikleri kullanılmıştır. Reaktörde füzyon nötron kaynağı olarak 14.1 MeV D-T nötronları kullanılmış ve Dt=10 gün olmak üzere 4 yıllık çalışma süresince reaktörde trityum üretimi, 233U izotopu üretimi, fisyon enerjisi üretimi ve nükleer güç üretiminin değişimleri incelenmiştir. 4 yıllık reaktör işlem zamanında trityum üretiminde Li2O, 233U izotopu üretiminde ve fisyon enerjisi üretiminde Li2ZrO3 bileşiğinin kullanıldığı mantolar en iyi sonuçları vermiştir.
YILDIZ, K., ACIR, A. (2013). DOĞAL Li SOĞUTUCULU-ThSi2 YAKITLI BİR FÜZYON-FİSYON HİBRİD REAKTÖRÜNDE FARKLI TRİTYUM ÜRETİM MALZEMELERİNİN ETKİNLİĞİNİN İNCELENMESİ. Gazi Üniversitesi Mühendislik Mimarlık Fakültesi Dergisi, Cilt: 20 - Sayı: 4, 0. https://ajindex.com/articles/21231
“Information on Nuclear Energy for Electricity, and Uranium for It”, Uranium Information Centre (http://www.uic.com.au),
Melbourne, Australia. Ünak T., “What is the Potential Use of Thorium in the Future Energy Production Technology?” Progress in Nuclear Energy, Vol. 37, No. 1-4, 137-144, 2000.
Şahin S., Al-Kusayer T., Al-Samair M., Raoof M. A., “Neutronic Investigations of Experimental AYMAN Hybrid Blankets”, Transactions of the American Nuclear Society 1984 International Conference, 47, 151, 1984.
Şahin, S., Al-Kusayer, T., “244Cm as Multiplier and Breeder in a ThO2 Hybrid Blanket Driven by a (Deuterium-Tritium) Source”, Fusion Technology, 10, 1297, 1986.
Şahin S., Al-Kusayer T., Raoof M.A., “Preliminary Design Studies of A Cylindrical Experimental Hybrid Blanket with Deuterium-Tritium Driver”, Fusion Technology, 10, 84, 1986.
Şahin S., Yapıcı H., “Rejuvenation of Light Water Reactor Spent Fuel in Fusion Blankets”, Annals of Nuclear Energy, 25, 1317, 1998.
Şahin H. M., Yıldız K., Altınok T., Kılıç Y., “Bir Toryum Füzyon-Fisyon Reaktöründe Nükleer Atıkların Farklı Soğutucularla Değerlendirilmesi”, Journal of Polytechnic, Vol. 5, 163, 2002.
Yapıcı H., İpek O., “Neutronic Performance of Coupled Hybrid Blanket Fueled With ThO2 and UO2” Energy Conversion and Management, 44, 11, 1853-1873, 2003. Yapıcı H, “Power Flattening of an Inertial Fusion Energy Breeder with Mixed ThO2-UO2 Fuel”, Fusion Engineering And Design, 65, 89-108, 2003.
Ünalan S., Ayata T., Akansu S.O., Erişen A., Bölükbaşı A., “Light and Heavy Water Cooled Hybrid Reactors for Rejuvenation of LWR Spent Fuels”, Energy Conversion and Management, 44, 2567, 2003. Yıldız K., “ThC2 Yakıtlı ve Li17Pb83 Soğutuculu Bir Füzyon-Fisyon Reaktöründe Trityum Üretim Bölgesinde Farklı Li Bileşikleri Kullanılmasının Reaktör Performansına Etkilerinin Değerlendirilmesi”, Journal of Polytechnic, Vol. 7, 141-148, 2004.
Yapıcı, H., Bayrak, M., “Neutronic Analysis of Denaturing Plutonium in A Thorium Fusion Breeder and Power Flattening”, Energy Conversion and Management, 46, 7-8, 1209-1228, 2005.
Şahin S., Yapıcı H., “Neutronic Analysis of a Thorium Fusion Breeder with Enhanced Protection against Nuclear Weapon Proliferation”, Annals of Nuclear Energy, 26, 13, 1999.
Şahin S, Yapıcı H., Şahin N., “Neutronic Performance of Proliferation Hardened Thorium Fusion Breeders”, Fusion Engineering and Design, 54