KaydedilenlerDerginizi ekleyin

Dergiler / Gazi Üniversitesi Fen Bilimleri Dergisi / 2003 / Cilt: 16 - Sayı: 2

Fissile fuel breeding in the ARIES-ST fusion reactor by using molten salt with UF4

UF4 içeren eriyik tuz kullanarak ARIES-ST füzyon reaktöründe fisil yakıt üretimi

Mustafa ÜBEYLİ
Sayfa
387–394
Yayın Tarihi
2022-10-18
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)

Trityum üretim oranı 1.14 olarak bulunmuştur ve bundan dolayı DT füzyon kaynağı için trityumun kendi kendine yeterli olması sağlanmaktadır.

📌 3 Maddede Bu Makale

🎯
Amaç & Hipotez:$UF_4$ içeren eriyik tuz kullanarak 1000 $MW_{el}$ gücündeki ARIES-ST reaktöründe fisil yakıt üretimi incelenmiştir.
📊
Temel Bulgular & Veri:Hesaplamalar tek boyutlu SCALE4.3 kodu yardımıyla yapılmıştır.
💡
Sonuç & Katkı:Trityum üretim oranı 1.14 olarak bulunmuştur ve bundan dolayı DT füzyon kaynağı için trityumun kendi kendine yeterli olması sağlanmaktadır.
🔬Tür:Modelleme & Sayısal Simülasyon
📍Kapsam:Genişletilmiş Akademik Örneklem
⚙️Değişkenler:Alan Parametreleri

Özet

$UF_4$ içeren eriyik tuz kullanarak 1000 $MW_{el}$ gücündeki ARIES-ST reaktöründe fisil yakıt üretimi incelenmiştir. Hesaplamalar tek boyutlu SCALE4.3 kodu yardımıyla yapılmıştır. Bu hibrid modelde, önemli miktarda fisil yakıt üretilebilecektir. Başlangıç şartlarındaki nötron başına fisil yakıt üretim oranı $^{239}Pu$=0.115'tir ve bu da 2740 MW'lik tam füzyon gücü altında 3558 kg $^{239}Pu$/yıl demektir. Trityum üretim oranı 1.14 olarak bulunmuştur ve bundan dolayı DT füzyon kaynağı için trityumun kendi kendine yeterli olması sağlanmaktadır.

Abstract

Fissile fuel breeding in the ARIES-ST of the 1000 $MW_{el}$ power plant is investigated by using molten salt containing $UF_4$. Calculations are done with the aid of one-dimensional code of SCALE4.3. In this hybrid model, a substantial amount of fissile fuel can be produced with a fissile fuel breeding ratio of $^{239}Pu$ = 0.115 per incident neutron at start-up conditions, that corresponds to 3558 kg $^{239}Pu$/year by a full fusion power of 2740 MW. Tritium breeding ratio is found as 1.14 so that tritium self-sufficiency is maintained for DT fusion driver.

🔖

Bu Makaleye Atıf Yap

ÜBEYLİ, M. (2022). Fissile fuel breeding in the ARIES-ST fusion reactor by using molten salt with UF4. Gazi Üniversitesi Fen Bilimleri Dergisi, Cilt: 16 - Sayı: 2, 387–394. https://ajindex.com/articles/521780

📄 Tam Metin PDF Okuyucu

📄

PDF görüntüleyici hazırlanıyor...

Kaynakça (14)

  1. Mogahed, E.A., and the ARIES Team, "Loss of Coolant Accident (LOCA) Analysis of the ARIES-ST Design", 13th Topical Meeting on the Technology of Fusion Energy, June, Nashville TN, 7-11 (1998)
  2. ARIES Team, Tillack, M.S., Wang, X.R., Pulsifer, J., Malang, S., Sze, D.K., "ARIES-ST Breeding Blanket Design and Analysis", Fusion Engineering and Design, 49-50: 689-695 (2000)
  3. Sze, D.K., et al., "Blanket System Selection for the ARIES-ST", Fusion Engineering and Design, 48: 371-378 (2000)
  4. El-Guebaly, L.A., and The ARIES Team, "Three-Dimensional Neutronics Study for ARIES-St Power Plant", 13th Topical Meeting on the Technology of Fusion Energy, June, Nashville TN, 7-11 (1998)
  5. El-Guebaly, L.A., et al., "Need for Inboard Shield to Protect the Center Post of ST Power Plants", 13th Topical Meeting on the Technology of Fusion Energy, June, Nashville TN, 7-11 (1998)
  6. Yapıcı, H., Übeyli, M., Yalçın, Ş, "Neutronic Analysis of Prometheus Reactor Fuelled with Various Compounds of Thorium and Uranium", Annals of Nuclear Energy, 29 (1871). 7. Þahin, S., et al.,"Neutronic Investigation of a Hybrid Version of the ARIES-RS Fusion Reactor", Annals of Nuclear Energy, 30, 245
  7. Fetter, S., Cheng, E.T., Mann, F.M., "Long-Term Radioactivity in Fusion Reactors", Fusion Engineering and Design, 6, 123 (1988)
  8. Jordan W. C., S. M. Bowman, "Scale Cross-Section Libraries", NUREG/CR-0200, Revision 5, 3, Section M4, ORNL/NUREG/CSD-2/V3/R5, Oak Ridge National Laboratory (1997)
  9. Greene N. M., L. M. Petrie, "XSDRNPM, A One-Dimensional Discrete-Ordinates Code For Transport Analysis", NUREG/CR-0200, Revision 5, 2, Section F3, ORNL/NUREG/CSD-2/V2/R5, Oak Ridge National Laboratory (1997)
  10. Şahin, S., "Radiation Shielding Calculations For Fast Reactors" (in Turkish), Gazi University, Publication # 169, Faculty of Science and Literature, Publication number 22, Ankara, Turkey (1991)
  11. Yapıcı, H., "XSCALC for Interfacing Output of XSDRN to Calculate Integral Neutronic Data", Erciyes University, Kayseri, TURKEY (2001)
  12. Greene N. M., "BONAMI, Resonance Self-Shielding By The Bondarenko Method", NUREG/CR-0200, Revision 5, 2, Section F1, ORNL/NUREG/CSD-2/V2/R5, Oak Ridge National Laboratory (1997)
  13. Greene N. M., L. M. Petrie, R. M. Westfall, "NITAWL-II, Scale System Module For Performing Resonance Shielding and Working Library Production", NUREG/CR-0200, Revision 5, 2, Section F2, ORNL/NUREG/ CSD-2/V2/R5, Oak Ridge National Laboratory (1997)
  14. Landers N. F., L. M.