Yakıt olarak $ThC_2$ kullanılan (D,T) füzyon sürücülü bir hibrid blanketin nötronik performansı
Küçük Resim Yok
Tarih
1998
Dergi Başlığı
Dergi ISSN
Cilt Başlığı
Yayıncı
Erişim Hakkı
info:eu-repo/semantics/openAccess
Özet
Bu çalışmada (D,T) füzyon sürücülü bir hibrid blanketin 48 aylık çalışma süresince fisil yakıt üretimi, yakıt zenginleştirmesi ve trityum üretimi açısından nötronik performansı incelenmiştir, İncelemede yakıt olarak $ThC_2$ kullanılmış olup, soğutucu olarak da flibe $(Li_2BeF_4)$, tabii lityum ve gaz seçilmiştir. Fisil yakıt üretimi, yanma oranlan ve yakıt zenginleştirilmesi değerleri incelenmiş ve ortaya çıkan sonuçlar flibe, tabii lityum ve gaz soğutucum bianketler için karşılaştırılmıştır. 48 aylık çalışma süresince trityum üretiminde en iyi performans 1.3690 değeri ile tabii lityum soğutucum blankette elde edilmiştir. Yakıt zenginleştirmede en iyi değer %6,18 oranı ile flibe soğutuculu blankette elde edilmiştir. 48 aylık çalışma süresince her üç blankette de bir yandan enerji üretimi gerçekleştirilirken, diğer yandan suni bir fisil yakıt olan $^{233}U$ üretilmektedir.
In this study, neutronic performances (fissile fuel breeding, fuel enrichment and tritium breeding) of the (D,T) fusion driven hybrid blanket has been investigated, In the investigation, $ThC_2$ has been used as a fuel and flibe $(Li_2BeF_4)$, natural lithium and gas have been sellected as coolant. Fissile Fuel breeding, bum-up and fuel enrichment have been investigated and results have been comparised for flibe, natural lithium and gas cooled blanket. At the result the best tritium breeding ratio (1.369) has been obtained in blanket with natural lithium cooled. The best fuel enrichment ratio (%6.18) has been obtained in blanket with flibe cooled at the end of operation period.
In this study, neutronic performances (fissile fuel breeding, fuel enrichment and tritium breeding) of the (D,T) fusion driven hybrid blanket has been investigated, In the investigation, $ThC_2$ has been used as a fuel and flibe $(Li_2BeF_4)$, natural lithium and gas have been sellected as coolant. Fissile Fuel breeding, bum-up and fuel enrichment have been investigated and results have been comparised for flibe, natural lithium and gas cooled blanket. At the result the best tritium breeding ratio (1.369) has been obtained in blanket with natural lithium cooled. The best fuel enrichment ratio (%6.18) has been obtained in blanket with flibe cooled at the end of operation period.
Açıklama
Anahtar Kelimeler
Mühendislik, Ortak Disiplinler
Kaynak
Niğde Üniversitesi Mühendislik Bilimleri Dergisi
WoS Q Değeri
Scopus Q Değeri
Cilt
2
Sayı
1
