İTÜ TRIGA Mark II araştırma reaktörü delici ışınlama kanalının bnct uygulaması için tasarımı
Tezin Türü: Doktora
Tezin Yürütüldüğü Kurum: Hacettepe Üniversitesi, Fen Bilimleri Enstitüsü, Nükleer Enerji Mühendisliği A.B.D., Türkiye
Tezin Onay Tarihi: 2015
Tezin Dili: İngilizce
Öğrenci: MEHMET TÜRKMEN
Asıl Danışman (Eş Danışmanlı Tezler İçin): ŞULE ERGÜN
Açık Arşiv Koleksiyonu: AVESİS Açık Erişim Koleksiyonu
Özet:Bu çalışmanın temel amacı, nükleer uygulamalar için İstanbul Teknik Üniversitesi TRIGA Mark II Araştırma ve Eğitim Reaktörünün (ITU-TRR) delici ışınlama kanalının yeniden tasarlanmasıdır. Bu çalışmada, ilgilenilen nükleer uygulama Boron-Nötron Yakalama Terapisi (BNCT)' dir. Nötron kaynağı olarak, ITU-TRR korundan tedarik edilen fisyon nötronları kullanılmaktadır. Bahsedilen uygulama için porta gelen nötron demetinin kullanılabilirliği incelenmektedir. BNCT uygulamasının gereksinimleri temel alınarak yapılan demet şekillendirme işlemi, Monte-Carlo tabanlı reaktör fiziği kodu ile birleştirilmiş Genetik Algoritma (GA) kodu kullanılarak gerçekleştirilmektedir. Bu amaçla, ilk olarak, ilgilenilen reaktörün üç-boyutlu tam-kor bir modeli, MCNP5/6 kullanılarak gerçekleştirilmiştir. Reaktör modelinin doğruluğu, Güvenlik Analizi Raporunda (GAR) verilen tasarım değerleri ile kontrol edilmiştir. Daha sonra, reaktör, reaktör kayıt defterinden alınan son işletme kaydı kullanılarak modellenmiştir. Reaktörün yakıt yanma oranının, ilgilenilen ışınlama portuna gelen parçacık spektrumuna olan etkisi incelenmiştir. Bu nedenle, mevcut reaktör kor yükleme düzeni için bir yakıt yanma oranı analizi gerçekleştirilmiştir. Yakıt yanma oranı ve ışınlama kanalı hesaplamalarında sıcak-tam güç durumu kullanılmıştır. Reaktör fiziği kodunun gereksinim duyduğu sıcaklık-bağımlı tesir-kesiti kütüphaneleri NJOY kodu kullanılarak üretilmiştir. Reaktörün güncel yakıt yanma oranında, reaktör korundan ilgilenilen ışınlama kanalına gelen parçacıklar (nötron ve foton), bir kaynak dosyasına kaydedilmiş ve daha sonraki hesaplamalarda nötron/foton kaynağı olarak kullanılmıştır. Monte-Carlo (MC) hesaplamalarının hesaplama zamanını azaltmak için ilgilenilen ışınlama kanalı, reaktör tam-kor modelinden ayrı olarak tekrar modellenmiştir. BNCT için önerilen akı değerlerine ulaşmak için, düşünülen tasarım, mevcut kor düzeni ve mevcut ışınlama kanalının reaktör içindeki pozisyonu değiştirilmeksizin, ışınlama kanalına yerleştirilmek üzere, spektrum kaydırıcı, süzgeç ve kolimatör malzemelerden oluşan uygun bir malzeme dizisinin araştırılmasıdır. Bu amaçla, MCNP ile birleştirilmiş Non-dominated Sorting GA (NSGA-2) metodu kullanan ve malzeme sırasını optimize eden bir bilgisayar kodu hazırlanmıştır. Optimizasyon amaçları, gelen demetin epitermal nötron akısının mümkün olduğunca en yüksek düzeye çekilmesi, diğer akıların ise mümkün olduğunca en alt düzeye çekilmesidir. Derin delme problemlerinin doğasından kaynaklanan yüksek hesaplama belirsizliklerini azaltmak amacıyla, optimizasyon işlemi, spektrum kaydırıcı, süzgeç ve kolimatör olarak üç adımda gerçekleştirilmiştir. Her parça ayrı olarak optimize edilmiştir. Optimizasyon işleminden sonra, bütün parçalar tekrar birleştirilerek nihai malzeme sırası elde edilmiştir. Optimizasyon sonuçları ışınlama kanalının çıplak durum sonuçları ile kıyaslanmıştır. Sonuçlar, ilgilenilen ışınlama kanalında BNCT'nin uygulanabilirliği açısından irdelenmiştir. Reaktörün MC model sonuçları, GAR'da verilen tasarım değerleri ile uyum içerisindedir. Diğer taraftan, reaktörün yakıt yanma oranı, ışınlama kanalına gelen demet üzerinde oldukça etkili olduğu gözlemlenmiştir. Işınlama kanalı boş durumda iken, delici ışınlama kanalı (kanal çıkışında), 2,70 ±0,01 x108 n cm-2 s-1 lik epitermal nötron akısına, 5,88 ±0,01 x108 n cm-2 s-1 lik termal nötron akısına, 5,75 ±0,01 x108 n cm-2 s-1 lik hızlı nötron akısına ve 1,87 ±0,01 x109 γ cm-2 s-1 lik foton akısına sahiptir. Işınlama kanalında optimize edilmiş uygun bir malzeme dizisi kullanıldığında ise epitermal nötron akı değeri ve nötron akımının akıya oranı, sırasıyla 4,17 ±0,14 x108 n cm-2 s-1 ve 0,87 ±0.03 olarak hesaplanmaktadır. Ayrıca, gelen demetin termal ve hızlı nötron akıları ve ayrıca foton akı kirlilikleri, çıplak ışınlama kanalı sonuçlarına göre sırasıyla 20, 3 ve 200 kat aşağı çekilebilmektedir. Dolayısıyla, BNCT yönteminin, kanal çıkışında önerilen minimum nötron akı değerlerine ulaşılarak, delici ışınlama kanalında uygulanabilir olduğu ortaya konulmuştur. Sonuçlar, MC yöntemi ile birleştirilmiş GA yönteminin bu tür problemlerin çözümü için kullanımının çok uygun olduğunu göstermektedir. Özetle, bu çalışmada önerilen demet şekillendirme yöntemi, kullanıcı deneyiminden bağımsızdır ve herhangi bir araştırma reaktörünün (hatta diğer nötron kaynakları için) gelen nötron demetine ilgilenilen bir nükleer uygulama için kolaylıkla uygulanabilir.