Kullanılmış nükleer yakıtın yatay jeolojik bertarafının ısıl analizleri
Tezin Türü: Yüksek Lisans
Tezin Yürütüldüğü Kurum: Hacettepe Üniversitesi, Fen Bilimleri Enstitüsü, Nükleer Enerji Mühendisliği A.B.D., Türkiye
Tezin Onay Tarihi: 2019
Tezin Dili: Türkçe
Öğrenci: GÜREL ÖZEŞME
Danışman: Banu Bulut Acar
Açık Arşiv Koleksiyonu: AVESİS Açık Erişim Koleksiyonu
Özet:Kullanılmış yakıtların ve yüksek aktiviteli radyoaktif atıkların bertarafı için en çok kabul gören yöntem jeolojik bertaraftır. Günümüzde bir çok ülkede jeolojik betaraf tasarımları geliştirilmektedir ve bu tasarımlar radyoaktif atıkların yerleştirildiği kapların geometrisi ve malzemesi, jeolojik bertarafın gerçekleşeceği kayaç yapısı ve atık kaplarının yerleşimine (yatay ya da dikey) bağlı olarak farklılıklar göstermektedir. Tesis tasarımını ve atık bertaraf yoğunluğunu (birim alan başına bertaraf edilebilecek radyoaktif atık miktarı) belirleyici en önemli etkenlerden biri jeolojik bertaraf tesisinin bileşenlerinin ısıl davranışıdır. Tesisin ısıl yükünü ise kullanılmış yakıt özellikleri, atık kabı tasarımı ve jeolojik yapının ısıl özellikleri birlikte belirlemektedir. Bu çalışmada yeni nesil reaktörlerden VVER – 1200 ve ATMEA1 kullanılmış yakıtlarının granit kayaçta yatay jeolojik bertarafı için atık kabı tasarımları yapılmıştır. Kullanılmış yakıt özellikleri (miktar, radyoniklit içeriği ve bozunum ısısı) MONTEBURNS yanma kodu kullanılarak belirlenmiştir. Tasarlanan atık kaplarının yatay bertaraf tesisine yerleştirilmesi durumunda tesis bileşenleri için ANSYS 19.2 sonlu elemanlar kodu ile ısıl analizler gerçekleştirilmiş ve ısıl limitler kullanılarak atık bertaraf yoğunluğu belirlenmiştir. Farklı sayılarda (4, 5 ve 6 adet) ve farklı ön soğutma sürelerine (40, 50, 60 ve 70 yıl) sahip kullanılmış yakıt demeti içeren atık kapları için ısıl analizler yapılmış ve bertaraf yoğunluğu üzerine etkileri incelenmiştir. Atık bertaraf yoğunluğu açısından en uygun tasarım belirlenmiştir.