Dergiler / Politeknik Dergisi / 2007 / Cilt: 10 - Sayı: 2

$ThSi_2$ yakıtlı flibe soğutuculu bir füzyon-fisyon hibrid reaktöründe farklı trityum üretim malzemelerinin kullanılmasının fisil ve fusil yakıt üretimine etkileri

The effects of the different tritium breeding materials to fusil and fisil fuel breeding in a $ThSi_2$ fuelled-flibe moderated fusion-fission hybrid reactor

Sayfa
145–153
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)

Tritiyum üretim bölgesinde $Li_2O$ kullanıldığında en yüksek fusil yakıt üretimi elde edilirken, fisil üretimde ve fisyon enerjisi üretiminde $Li_2TiO_3$ ve Li2ZrO3 bileşiklerinin kullanıldığı mantolarda en iyi sonuçlara ulaşılmıştır.

📌 3 Maddede Bu Makale

🎯
Amaç & Hipotez:Bu çalışmada, $ThSi_2$ yakıtlı flibe $(Li_2BeF_4)$ soğutuculu bir füzyon-fisyon hibrid reaktörde trityum üretim bölgesinde $Li_2TiO_3$, $Li_2ZrO_3$, $Li_4SiO_4$ ve $Li_2O$ gibi dört farklı Li bileşikleri kullanılmıştır.
📊
Temel Bulgular & Veri:Füzyon nötron kaynağı olarak 14.1 MeV ortalama enerjili nötronlar üreten D-T reaksiyonları kullanılmış ve $\Delta t=10$ gün olmak üzere 4 yıllık çalışma süresince reaktörde füzyon nötron kaynağı için gerekli fusil yakıt üretimi, fisil izotop üretimi, fisyon enerjisi üretimi ve nükleer güç üretiminin değişimleri incelenmiştir.
💡
Sonuç & Katkı:Tritiyum üretim bölgesinde $Li_2O$ kullanıldığında en yüksek fusil yakıt üretimi elde edilirken, fisil üretimde ve fisyon enerjisi üretiminde $Li_2TiO_3$ ve Li2ZrO3 bileşiklerinin kullanıldığı mantolarda en iyi sonuçlara ulaşılmıştır.
🔬Tür:Araştırma Makalesi
📍Kapsam:Genişletilmiş Akademik Örneklem
⚙️Değişkenler:Alan Parametreleri

Özet

Bu çalışmada, $ThSi_2$ yakıtlı flibe $(Li_2BeF_4)$ soğutuculu bir füzyon-fisyon hibrid reaktörde trityum üretim bölgesinde $Li_2TiO_3$, $Li_2ZrO_3$, $Li_4SiO_4$ ve $Li_2O$ gibi dört farklı Li bileşikleri kullanılmıştır. Füzyon nötron kaynağı olarak 14.1 MeV ortalama enerjili nötronlar üreten D-T reaksiyonları kullanılmış ve $\Delta t=10$ gün olmak üzere 4 yıllık çalışma süresince reaktörde füzyon nötron kaynağı için gerekli fusil yakıt üretimi, fisil izotop üretimi, fisyon enerjisi üretimi ve nükleer güç üretiminin değişimleri incelenmiştir. Tritiyum üretim bölgesinde $Li_2O$ kullanıldığında en yüksek fusil yakıt üretimi elde edilirken, fisil üretimde ve fisyon enerjisi üretiminde $Li_2TiO_3$ ve Li2ZrO3 bileşiklerinin kullanıldığı mantolarda en iyi sonuçlara ulaşılmıştır.

Abstract

In this work, in a $ThSi_2$ fuelled-flibe moderated fusion-fission reactor in the tritium breeding zones of the reactor are used four different Li compound, respectively, $Li_2TiO_3$, $Li_2ZrO_3$, $Li_4SiO_4$ and $Li_2O$. D-T fusion reactions are used as a fusion neutron source which produces 14.1 MeV neutrons with averaged energy. Fusil and fissile fuel breeding rates, fission energy breeding rates and fission power production are investigated for $\Delta t=10$ days during a reactor operation period in four years. In tritium breeding zones used $Li_2O$ of the reactor provided highest fusil breeding rate whereas, highest value of fissile breeding and production of the fission energy are reached with using of $Li_2TiO_3$ and $Li_2ZrO_3$ in tritium breeding zones of the blanket.

🔖

Bu Makaleye Atıf Yap

ACIR, A., YILDIZ, K., ALKAN, M., Şahin, N. (2007). $ThSi_2$ yakıtlı flibe soğutuculu bir füzyon-fisyon hibrid reaktöründe farklı trityum üretim malzemelerinin kullanılmasının fisil ve fusil yakıt üretimine etkileri. Politeknik Dergisi, Cilt: 10 - Sayı: 2, 145–153. https://ajindex.com/articles/306758

📄 Tam Metin PDF Okuyucu

📄

PDF görüntüleyici hazırlanıyor...

Kaynakça (16)

  1. Berwald, D.H. 1982. Fission Suppressed Hybrid Reactor-the Fusion Breeder, UCID-19638, Lawrence Livermore Laboratory
  2. Bondarenko, I. I. (Ed.) 1964. Group Constants For Nuclear Reactor Calculations, Consultants Bureau, New York
  3. Chopin, G. R. and Rydberg, J. 1980. Nuclear Chemistry Theory and Applications, Pergamon Press Inc., New York, USA
  4. Dolan, T. J. 1982. Fusion Research, Pergamon Press Inc., New York, USA
  5. Futamura, Y., Kawamura, H. and Tsuchiya, K. 1999. Tritium Breeding Materials Data Base For Fusion reactor Blankets (4), Hydrogen Isotope Research Center (HRC) Annual Report, vol. 19, Toyama University
  6. Grene, N. M., Petrie, L. M. and Westfall, R. M. 2000a. NITAWL-II, Scale System Module For Performing Resonance Shielding and Working Library Production, NUREG/CR-0200, Revision 6, vol. 2, section F1, ORNL/NUREG/CSD-2/V2/R6, ORNL
  7. Grene, N. M. 2000b. BONAMI, Resonance Self-Shielding by the Bondarenko Method, NUREG/CR-0200, Revision 6, vol. 2, section F1, ORNL/NUREG/CSD-2/V2/R6, ORNL
  8. Grene, N. M. and Petrie, L. M. 2000c. XSDRNPM, A One-Dimensional Discrete-Ordinates Code For Transport Analysis, NUREG/CR-0200, Revision 6, vol. 2, Section F3, ORNL/NUREG/CSD-2/V2/R6, ORNL
  9. Jordan, W. C. and Bowman, S. M. 2000. Scale Cross-Section Libraries, NUREG/CR-0200, Revision 6, vol. 3, section M4, ORNL/NUREG/CSD-2/V3/R6, ORNL
  10. Landers, N. F. and Petrie, L. M. 2000. CSAS, Control Module For Enhanced Criticality Safety Analysis Sequences, NUREG/CR-0200, Revision 6, vol. 1, Section C4, ORNL/NUREG/CSD-2/V1/R6, ORNL
  11. Lee, D.J. 1994. Waste Disposal Assessment of HYLIFE-II Structure, Fusion Tech., 26, p. 74
  12. Petrie, L. M. 2000. SCALE System Driver, NUREG/CR-0200, Revision 6, vol. 3, Section M1, ORNL/NUREG/CSD-2/R6, ORNL
  13. Şahin, S., Al-Kusayer, T., Al-Samair, M. and Raoof, M. A. 1984. Neutronic Investigations of Experimental AYMAN Hybrid Blankets, Transactions of the American Nucear Society, 47, 151
  14. Şahin, S. and Al-Kusayer, T. 1986a. “244Cm as Multiplier and Breeder in a ThO2 Hybrid Blanket Driven by a (Deuterium-Tritium) Source”, Fusion Tech., 10, p. 1297
  15. Şahin, S., Al-Kusayer, T. and Raoof M. A. 1986b. Preliminary Design Studies of a Cylindrical Experimental Hybrid Blanket With Deuterium-Tritium Driver, Fusion Tech., 10, p. 84
  16. Şahin, S. 1991a. Radiation Shielding Calculations For Fast Reactors (in Turkish), Gazi University, Publication # 169, Faculty of Science and Literature, Publication number 22, Ankara, Turkey.