Candu reaktörlerinde toryumun bir nükleer yakıt olarak kullanımı
Küçük Resim Yok
Tarih
2005
Dergi Başlığı
Dergi ISSN
Cilt Başlığı
Yayıncı
Erişim Hakkı
info:eu-repo/semantics/openAccess
Özet
$^{232} Th$ izotopu yüksek enerjili (MeV seviyesinde) nötronlarla fisyon reaksiyonları yapar ve ayrıca, termal ve orta enerjili nötronları yutarak çok kaliteli fisil bir izotop olan $^{233} U$ izotopunu üretir. $^{233} U$ izotopu çok iyi fisyon yapma özelliği nedeniyle nükleer reaktörlerde yakıt olarak kullanılır. Rezerv olarak daha fazla bulunması $^{232} Th$ izotopunun nükleer reaktörlerde değerlendirilmesini gerekli kılmaktadır. Yapılan bu çalışmada; toryum yakıtının kullanılabilirliği ve reaktör performansına etkisi CANDU reaktörlerinde iki farklı modelde ele alınmıştır. 1- % 40 ThO + % 60 LWR ve 2- % 96 $ThO_2$ + % 4 reaktör atığı $PuO_2$'den oluşan bir karışım yerleştirilmiştir. Hesaplamalar tek boyutlu SCALE 4.4a bilgisayar sistem kodu yardımıyla yapılmıştır. Yapılan hesaplamalar sonucunda, elde edilen değerler doğal $U0_2$ yakıtlı reaktör verileri ile karşılaştırılmıştır. Elde edilen nükleer sonuçlar, seçilen bu iki model için doğal $UO_2$ yakıtına nazaran kritiktik ve yanma derecesi açısından daha iyi bir nükleer performans sergilediği görülmüştür.
$^{232} Th$ isotope makes fission reaction with high energetic neutrons (MeV levels) and in addition, it breeds $^{233} U$ isotope, a good quality fissile isotope, with absorbing thermal and average energetic neutrons. $^{233} U$ isotope uses as fuel in the nuclear reactors due to having high fissile characteristic. More thorium reserves abundant than the natural uranium reserves, utilizing $^{232} Th$ isotope in the nuclear reactors has to make necessary. In this study; useful thorium fuel and effect of reactor performance have been deal with two different fuel models in the CANDU reactors. A fuel compositions forming with 1- % 40 ThO + % 60 LWR and 2- % 96 $ThO_2$ + % 4 reactor grade $PuO_2$ has been located. The neutronic calculations have been performed by one dimension computer system code program SCALE 4.4a. End of thecalculation, obtained values compare with natural $UO_2$ fueled reactors data. Obtained nuclear results have been performed better nuclear performance (critically and burn-up grade) than natural $UO_2$ fuel for selected two models.
$^{232} Th$ isotope makes fission reaction with high energetic neutrons (MeV levels) and in addition, it breeds $^{233} U$ isotope, a good quality fissile isotope, with absorbing thermal and average energetic neutrons. $^{233} U$ isotope uses as fuel in the nuclear reactors due to having high fissile characteristic. More thorium reserves abundant than the natural uranium reserves, utilizing $^{232} Th$ isotope in the nuclear reactors has to make necessary. In this study; useful thorium fuel and effect of reactor performance have been deal with two different fuel models in the CANDU reactors. A fuel compositions forming with 1- % 40 ThO + % 60 LWR and 2- % 96 $ThO_2$ + % 4 reactor grade $PuO_2$ has been located. The neutronic calculations have been performed by one dimension computer system code program SCALE 4.4a. End of thecalculation, obtained values compare with natural $UO_2$ fueled reactors data. Obtained nuclear results have been performed better nuclear performance (critically and burn-up grade) than natural $UO_2$ fuel for selected two models.
Açıklama
Anahtar Kelimeler
Savunma Bilimleri
Kaynak
Savunma Bilimleri Dergisi
WoS Q Değeri
Scopus Q Değeri
Cilt
4
Sayı
2
