Isıl-nötronik etkileşimlerin ve nükleer veri kütüphanelerindeki belirsizliklerin nötronik parametrelere etkisi
Tezin Türü: Yüksek Lisans
Tezin Yürütüldüğü Kurum: Hacettepe Üniversitesi, Fen Bilimleri Enstitüsü, Nükleer Enerji Mühendisliği A.B.D., Türkiye
Tezin Onay Tarihi: 2017
Tezin Dili: Türkçe
Öğrenci: NURİ BEYDOĞAN
Asıl Danışman (Eş Danışmanlı Tezler İçin): CEMAL NİYAZİ SÖKMEN
Açık Arşiv Koleksiyonu: AVESİS Açık Erişim Koleksiyonu
Özet:Son dönemlerde nükleer modellemelerdeki basitleştirmelerin ve kullanılan nükleer veri kütüphanelerinin hesaplama sonuçlarına olan etkilerinin incelenmesi önem kazanmıştır. Bu etkilerin sebep olduğu belirsizliklerin tahmin edilmesi yapılan hesaplamalarda daha doğru yaklaşımlar yapılmasını ve nükleer reaktör güvenliği açısından daha verimli sonuçlar alınmasını sağlayacaktır. İlk aşamada, bu çalışmanın amacı, nükleer yakıt birim hücresi modellemesinde yakıtı çok bölge olarak tanımlayarak sıcaklık gradyantı kullanılmasının nötronik parametrelere etkisinin incelemesidir. Nükleer yakıt birim hücresi modellemesi nükleer reaktör incelemelerinde sıkça yapılan bir basitleştirmedir ve inceleme yapılırken yakıt tek bölge olarak tanımlanarak radyal yönde sabit sıcaklık kullanılır. Bu çalışmada, yakıt eş hacimde çok sayıda bölgeye ayrılmış ve ısıl iletkenlik katsayısı korelasyonları ile yakıt içinde radyal yönde sıcaklık dağılımı belirlenerek inceleme gerçekleştirilmiştir. Bu incelemeyi gerçekleştirmek için nötron taşınım kodu OpenMC, nükleer veri işleme kodu NJOY ve yazılım dili Python ile geliştirilen ısıl modül arasında haberleşme sağlanmıştır. Farklı hafif sulu reaktör tipleri için inceleme yapılmış ve sonuçlar tek bölge yaklaşımıyla karşılaştırılmıştır. Bu inceleme, ENDF/B-VII.1, TENDL-2014 ve TENDL-2015 nükleer veri kütüphaneleri kullanılarak gerçekleştirilmiş ve böylece farklı nükleer veri kütüphanelerinin kullanımından kaynaklanan etkilerin de gözlenmesi amaçlanmıştır. İkinci aşamada, TENDL rastgele nükleer veri kütüphaneleri kullanılarak, nükleer veri kütüphanelerinden kaynaklı belirsizlikler incelenmiştir. UO2 içerikli nükleer yakıtlardaki iki temel izotop olan 235U ve 238U izotopları için TENDL-2014 rastgele nükleer veri kütüphaneleri kullanılmıştır. İncelemeler yine ilk aşamadaki farklı hafif sulu reaktör tipleri ile gerçekleştirilmiştir. Aynı izotopa ait her benzeşimde, aynı parametrelerle farklı nükleer veri kütüphanesi kullanılarak farklı çoğaltma faktörü sonucu elde edilmiştir. Farklı rastgele nükleer veri kütüphaneleri kullanılarak çok sayıda gerçekleştirilen benzeşimler sonucu elde edilen çoğaltma faktörü verilerinden bir dağılım elde edilmiştir. Elde edilen dağılımlar ile kullanılan izotopun nükleer veri kütüphanesinin incelenen reaktör tipinde sebep olduğu belirsizlik değerleri saptanmıştır. Sonuçlarda nükleer yakıt birim hücresinde, radyal yönde sıcaklık gradyantı kullanılması yerine sabit sıcaklık kullanılması, farklı hafif sulu reaktör tiplerinin çoğaltma faktörleri için yaklaşık 100 pcm'e kadar az tahmine neden olduğu görülmüştür. Sıcaklık gradyantı kullanılmaması Doppler katsayı hesaplamalarında yaklaşık %8'e kadar az bir tahmine neden olmaktadır. ENDF/B-VII.1 kütüphanesi ve TENDL nükleer veri kütüphaneleri ile elde edilen çoğaltma faktörleri arasında yaklaşık 100 pcm kadar fark vardır. Kullanılan TENDL 235U ve 238U nükleer veri kütüphanelerinin sebep olduğu belirsizlikler farklı reaktör tiplerinde farklı olarak gözlenmiş ve en yüksek değerler 235U ve 238U izotopları için sırasıyla 594 ve 470 pcm kadardır.