Affordable Access

GÜÇ ÜRETİMİ DÜZGÜNLEŞTİRİLMİŞ THO2+CMO2 KARIŞIK NÜKLEER YAKITLI HYBRİD BLANKETTİN NÖTRONİK ANALİZİ

Authors
Publisher
DOKUZ EYLÜL ÜNİVERSİTESİ MÜHENDİSLİK FAKÜLTESİ
Publication Date
Keywords
  • Teknolojİ

Abstract

Radyal yönde yakıt yüzdeleri değişen bir karışık yakıt (ThO2 ve 244CmO2) kullanarak, birhybrid blankette düzgün fisyon güç yoğunluğu elde etmek üzere bir dizi yoğunluk düzeltmehesapları gerçekleştirilmiştir. Nötronik analiz, yakıt bölgesi hızlı nötron spektrumuna maruzbırakılan bir blanket üzerine yapılmıştır. Blanket dizaynı sırasında düşünülen buyaklaşımlarla, fisyon güç yoğunluğu, uzun bir reaktör işletim periyodunda, hemen hemendüzgün olarak muhafaza edilmiş ve böylece, 233U ve çok üstün nükleer özelliklere sahip245Cm gibi fissile yakıt üretiminin yanı sıra, esas olarak elektrik üretimi için düşünülebilecekbir hyrid blanket tasarımına ulaşılabilmiştir.En büyük fisyon yoğunluğu değerinin ortalama değerine oranı, 24 aylık bir işletimperiyodu sonunda, başlangıçtaki 1,06036 değerinden sadece 1,07316 değerine yükselmiştir.Hesaplamalarda %75'lik bir tesis faktörü ve 1014 n/cm2s lik yarı katalize füzyon nötronlarıakı yükü esas alınmıştır.A set of successive density corrections is applied to achieve a flat fission power density ina hybrid blanket by using a mixed fuel (ThO2 and 244CmO2) with variable fractions of the fuelcomponents in the radial directions. The neutronic analysis is carried out on a blanket with ahard neutron spectrum in the fissionable zone. Due to these precautions in the blanket design,the fission power density could be kept quasi-constant over a relatively long plant lifetimeand so, in addition fissile fuel breeding such as 233U and 245Cm with superior nuclearproperties, it could be possible to reach a hybrid blanket design for substantial electricityproduction.The ratio of the peak to the average fission power density is increased from 1.06036 atstart up only to 1.07416 after an operation period of 24 months by a plant factor of 75%under a first-wall semi-catalyzed fusion neutron flux load of 1014 n/ cm2s.

There are no comments yet on this publication. Be the first to share your thoughts.