34
Archived Theses
0
DOIs Assigned
0%
DOI Rate
Discipline
Ergimiş tuz toryum reaktörleri için kor parametrelerinin ve yakıt çevrim senaryolarının incelenmesi
Sunulan tez kapsamında, IV. nesil nükleer reaktör türlerinden biri olarak önerilen Ergimiş Tuz Reaktörleri (ETR) için Toryum (Th) içerikli yakıt çevrim senaryoları incelenmiştir. Öncelikle, yanma analizlerini gerçekleştirmek amacıyla Python dili ile özgün bir yazılım geliştirilmiştir. Geliştirilen yazılımın yanma modülü OECD/NEA ölçüt (benchmark) çalışması ile doğrulanmıştır. Geleneksel yanma kodlarında olmayan "sürekli (integral) kimyasal işleme" özelliğini de içerecek şekilde geliştirilen bir yazılım kullanılarak, MSBR tasarımından esas alınan birim hücre geometrilerinde Th-232 içeren farklı yakıt kompozisyonları ile yanma benzeşimleri yapılmıştır. Bu benzeşimler yoluyla, ilk yakıt yüklemesinde Uranyum-233 (U-233) yerine U-235 kullanmanın ve Th-232 oranındaki küçük değişimlerin etkileri incelenmiş, reaktöre yeni fisil (fissile) madde ilave edilmeden yalnızca Th-232 ile kritikliğin sürdürülebildiği ve yüksek yanma değerlerinin elde edilebildiği durumlar araştırılmıştır. İlk yüklemede yüksek zenginlikte (%93,3) U kullanılarak, fisyon ürünlerinin "döngü süreleri"ne göre düzenli olarak yakıt tuzundan ayırıldığı ve Pa-233'ün de belli periyotlarla yakıttan ayırılarak bir tankta bekletilip yakıta geri beslendiği senaryoda, dışarıdan yakıt ilavesi gerekmeden reaktör kritikliği devam etmekte ve Yanma Değeri (burnup) 800 GW-gün/t-AğırM düzeyine kadar çıkmaktadır. Çeşitli koşul ve faktörlere bağlı olsa da ulaşılan bu Yanma Değeri geleneksel reaktörlerdekine kıyasla 15-20 kat fazladır.
Nükleer güç santrallerinde bulunan yapı, sistem ve bileşenlerin güvenlik sınıflandırması analizi
Nükleer güç santrallerindeki ekipmanların güvenlik önemlerine göre sınıflandırılmasına reaktörlerin ilk tasarlandığı ve işletmeye alındığı yıllardan itibaren ihtiyaç duyulmuştur. Yapıların, sistemlerin ve bileşenlerin güvenlik sınıflandırması için var olan yöntemler, mevcut santrallerin tasarımlarından ve işletilmesinden elde edilen tecrübeler ışığında gelişmiştir. Günümüzde, güvenlik açısından önemli olan yapı, sistem ve bileşenleri tanımlamak için belli santral tasarımlarından kazanılan tecrübelerle oluşturmuş güvenlik sınıflandırma şemaları kullanılmaktadır. Ancak, bu sınıflandırma şemaları oluşturulurken farklı yaklaşımlar uygulanmaktadır. Bu nedenle, sınıflandırma yapılırken bazı yapı, sistem ve bileşenler için belirsizlikler söz konusu olmakta ve bulundukları güvenlik sınıfı farklılık göstermektedir. Bu tezde VVER-1000 tipi bir nükleer tesiste çift taraflı soğuk bacak kırılması ATHLET kodu kullanılarak modellenmiş ve seçilmiş güvenlik sistemlerinin güvenlik sınıfları test edilmiş ve doğrulanmıştır. Ayrıca, modelleme sonucunda güvenlik sınıfında belirsizlik söz konusu olan güvenlik sisteminin sınıflandırması da netleştirilmiştir.
Demo füzyon reaktörlerinde üretim battaniyesi tasarımı
DEMO tipi nükleer füzyon reaktörlerinde yakıt olarak kullanılan trityum doğada eser miktarda bulunmaktadır. Bu çalışmanın amacı Serpent-2 Monte Carlo kodu kullanılarak demo tipi füzyon reaktörlerinde üretim battaniyesindeki trityum üretim oranını incelemek ve trityum üretim oranını artıracak battaniye tasarımını yapmaktır. Bunun için öncelikle DEMO füzyon reaktörlerinin üretim verileri ENEA ve EUROfusion tarafından gerçekleştirilen benzeşim verilerden yararlanılarak elde edilmiştir. Bu veriler çalışmanın ileri kısımlarındaki yeni benzeşim için girdi olarak kullanılmıştır. Reaktörün 3 boyutlu tasarımı için, Python programlama dilinde yazılmış ve füzyon reaktörü tasarımı için kullanılan, Paramak 0.8.8. BDT (Bilgisayar Destekli Tasarım) programı kullanılarak DEMO reaktörü tasarlanmıştır. Tasarlanan füzyon reaktörü Serpent-2'ye aktarılmış ve ENEA'nın benzeşim sonuçları ile aynı değerlerin alındığı görülmüştür. Daha sonra farklı trityum üretim oranları elde edinilmesi için üretim battaniyesi yapısı girdilerde değiştirilmiştir. Bu değişiklikler sonucunda ortaya çıkan yeni trityum üretim oranları kaydedilmiştir. Kaydedilen veriler ve yeni üretim battaniyesi konfigürasyonları trityum üretim oranının arttırılması için makine öğrenimi yardımıyla işlenilmiştir. Böylece trityum üretim oranının daha yüksek seviyelere çıkarılması için EUROfusion'un taban değer olarak belirlediği 1.15'i geçmek için yeni battaniye tasarımları geliştirilmiştir.
Computational fluid dynamics (CFD) modeling of interfacial momentum transfer in bubbly two-phase flow
This dissertation addresses critical gaps in Computational Fluid Dynamics (CFD) modeling of momentum transfer in two-phase flow systems. Available models, based on empirical relations from the behavior of single bubbles in the Stokes regime, fail to capture the complex dynamics of bubbly flows involving multiple interacting bubbles. This research develops more accurate models by considering factors such as void fraction, shear, wake effects, and turbulence. The study begins with a literature review that highlights discrepancies between standard modeling practices and the complexities of two-phase dynamics. It continues with CFD simulations employing preferred closure models for drag, lift, and other forces, benchmarked against experimental data to evaluate their accuracy and limitations. Insights from these comparisons inform a design exploration procedure that defines functional forms for drag and lift coefficient models with undetermined constants. An automated optimization process minimizes discrepancies between CFD analysis and experimental observations across various cases. The dissertation concludes by comparing available models with the newly developed ones, demonstrating the latter's performance in predicting two-phase flow dynamics. This research contributes a methodologically robust and theoretically sound framework for advancing CFD modeling, impacting both academic research and industrial applications.
Hafif sulu üretken reaktör için nötronik analiz
Bu çalışmada, Toryum yakıt çevrimi kullanan ve 1977 ile 1982 yılları arasında Amerika Birleşik Devletleri Shippingport Atomik Güç İstasyonu'nda işletilmiş Hafif Sulu Üretken Reaktör'ün nötronik analizlerinin gerçekleştirilmesi amaçlanmıştır, Anılan modelleme Serpent Monte Carlo kodu ile yapılmıştır. Kor geometrisinin hassas bir üç boyutlu modellemesi için Serpent koduna veriler, bilgisayar destekli bir çizim programı olan FreeCAD kullanılarak üretilmiştir. Ardından, yanma hesaplamaları gerçekleştirilerek fisil izotop üretkenlik parametreleri belirlenmiştir. Reaktörün, reaktivite kontrolünün besleyici yakıt demetlerinin eksenel yöndeki hareketleri ile sağlandığından, her bir yanma adımından sonra anılan besleyicilerin eksenel konumunun yeniden belirlenmesi gerekmiştir. Bu amaçla geliştirilen bir Python yazılımı ile Serpent kodunun gerekli yinelemeleri yapması sağlanmıştır. Reaktör korunun karmaşık geometrisi, doğruya yakın bir sonuç elde edilebilmesi için birçok farklı yanma adımı aralığı ve girdi seçeneklerinin denenmesini gerektirmiştir. Bu çalışma sonucunda, önerilen reaktörün birin üzerinde bir dönüşüm oranına sahip olduğu, dolayısıyla hafif sulu reaktörler ile üretkenliğe ulaşılabildiği doğrulanmıştır. Ayrıca, yeterli hesaplama gücü sağlandığında, Hafif Sulu Üretken Reaktör gibi karmaşık geometrilere sahip reaktörlerin Serpent Monte Carlo kodu ile benzeşimi yapılabileceği görülmüştür.
Nükleer santrallerin yatırım maliyetleri ve yatırım maliyetinin seviyelendirilmiş elektrik maliyetine etkisi
Bu tezin amacı, nükleer santrallerden üretilen elektriğin birim maliyetinde (LCOE) en büyük paya sahip olan yatırım maliyetlerini etkileyen faktörler üzerine kurulan farklı senaryolar ile bu faktörlerin yatırım maliyetine ve LCOE'ye olan etkilerinin incelenmesidir. Bu çalışmada, nükleer santrallerin toplam yatırım maliyetinin ana unsuru olan finansman maliyeti (inşaat sırasındaki faiz) incelenmiştir. Bu unsuru etkileyen faktörlerin inşaat süresi ve takvimi, iskonto oranı ve enflasyon olduğu belirlenmiştir. Akkuyu Nükleer Güç Santrali Projesinin toplam yatırım maliyeti Akkuyu Nükleer Güç Santrali Projesi Nihai Çevresel Etki Değerlendirme Raporu ve ilgili kaynaklardan alınan veriler ile yukarda sıralanan faktörlere göre bir Excel modeli oluşturularak analiz edilmiştir. Elde edilen sonuçlarla inşaat sırasındaki faizin toplam yatırım maliyetine etkisi ve toplam yatırım maliyetinin LCOE'ye olan etkileri değerlendirilmiştir. Toplam yatırım maliyetinin ve inşaat sırasındaki faizin toplam yatırım maliyeti içindeki payının ve toplam yatırım maliyetinin LCOE'deki payının inşaat süresine, borçlanma faizine ve dolayısıyla nakit akışlara uygulanan iskonto oranına ve enflasyona oldukça duyarlı olduğu gözlemlenmiştir. En yüksek LCOE değeri 113,77 USD/MWh, inşaat sırasındaki faizin toplam yatırım maliyeti içindeki payının en yüksek değeri %19,67 ve toplam yatırım maliyetinin LCOE'deki payının en yüksek değeri %85,63 olarak hesaplanmıştır. İnşaat sırasındaki faizin toplam yatırım maliyeti içinde hesaplanan payı ve toplam yatırım maliyetinin LCOE'de hesaplanan payının literatürde verilen verilerle uyumlu olduğu değerlendirilmiştir. LCOE, 2020 yılında başlayan Covid-19 Pandemisinin ekonomik etkilerinin (enflasyon artışı) göz önünde bulundurulduğu senaryoda en yüksek değerine ulaşmıştır. Bu senaryonun analizi kapsamında "Türkiye Cumhuriyeti Hükümeti ile Rusya Federasyonu Hükümeti Arasında Türkiye Cumhuriyeti'nde Akkuyu Sahası'nda Bir Nükleer Güç Santralinin Tesisine ve İşletimine Dair İşbirliğine İlişkin Anlaşma"da 123,5 USD/MWh olarak belirlenen LCOE değeri 113,77 USD/MWh olarak hesaplanmıştır. (Ünite 1 ve Ünite 2'nin ortalamasıdır).
Ge dedektörünün zamana bağlı Monte Carlo yöntemi ve genetik algoritma ile gerçekçi modellenmesi
Radyasyon dedektörlerinin Monte Carlo yöntemi ile benzetimi, gerek birincil aktivite ölçümü amaçlı olarak dedektör verimlerinin elde edilmesi, gerek referans ölçümlerden elde edilen değerlerin farklı sayım geometrisi ve gama enerjileri için transferi, gerekse ileri gama spektrometrisindeki bir takım sayım düzeltmelerinin yapılması amaçlarıyla yoğun olarak kullanılmakta ve literatürde bu konuda birçok çalışma yer almaktadır. Büyük hacimli yüksek saflıkta germanyum dedektörlerinin üretiminin kısıtlı olduğu dönemlerde, özellikle bu sayım düzeltmeleri ihmal edilebilir veya kolayca ihmal edilebilecek düzeye getirilebilir durumdaydı. Ancak son yıllarda, üretilen dedektör hacimlerinin büyümesiyle birlikte bu sayım düzeltmeleri daha önemli bir hal almıştır. Düzeltme faktörlerinden biri olan gerçek eş-zamanlı gama düzeltmesi hakkında çok sayıda makale ve kitap bulunmaktadır. Diğer bir düzeltme faktörü olan rastlantısal eş-zamanlı gama düzeltmesi için ise literatürde çok sınırlı sayıda çalışma yer almakta ve bunların tamamına yakını benzetime değil deneysel sonuçlara dayalı düzeltmeleri içermektedir. Dedektör hacminin büyümesinin getirdiği önemli bir sorun da bu dedektörlerle elde edilen deney sonuçlarının benzetim çalışmalarıyla tekrar üretilebilirliğinin zorlaşmasıdır. Bu çalışmada ilk olarak, rastlantısal eş-zamanlı gama çakışması düzeltmelerinin zamana bağlı Monte Carlo benzetimi ile gerçekleştirilmesine yönelik bir yöntem önerilmektedir. Bu yöntemde, standart olarak benzetimler için sıklıkla kullanılan MCNPX kodu bir arayüz programı yardımı ile kısa zaman aralıkları için peş peşe koşulmuş ve sonuçlar birleştirilerek benzetimin zamana bağlı hale gelmesi sağlanmıştır. Arayüz programında kullanılan zaman parametreleri ise deneysel olarak elde edilmiştir. Bu deneylerde, büyük ölçüde rastgele sinyal üretecinin ürettiği sinyallerin değerlendirilmesinden faydalanılmıştır. Zamana bağlı benzetim sonucunda yüksek aktiviteli bir 137Cs kaynağı için rastlantısal eş-zamanlı çakışma düzeltme faktörü hesaplanmış ve deneysel karşılaştırmada sonucun %2 bağıl hata ile örtüştüğü görülmüştür. Bu kısımda paralize edilebilir ve paralize edilemez modellerle yapılan benzetimlerin sonuçları da tartışılmıştır. Çalışmanın devamında, büyük hacimli yüksek saflıkta germanyum dedektörlerinin benzetimlerinde deneysel sonuçların tekrar üretilebilirlik sorunu için, benzetimlerde kullanılmak üzere eşdeğer bir geometrinin tanımlanması öngörülmüştür. Bu amaçla, 59,5-1836,1 keV arasında yüksek olasılıkla 12 enerjide gama ışını yayan bir referans karışık-nokta kaynak, dedektörün etrafına 74 farklı konumda yerleştirilmiştir. Elde edilen verim sonuçlarını tekrar üretebilen eşdeğer bir geometriye genetik algoritma kullanılarak ulaşılmıştır. Sonuçlar, modellemelerde, büyük hacimli bu tip dedektörler için gerçek boyutlardan daha küçük boyutların kullanılması gerektiğini göstermiştir. Çalışmanın her iki kısmında da eş-zamanlı gama çakışmalarının MCNPX kodundan elde edilen olasılık yoğunluk ve kümülatif dağılım fonksiyonları ile elde edilmesine yönelik bir yöntem önerilmiştir.
Kullanılmış nükleer yakıtın yatay jeolojik bertarafının ısıl analizleri
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.
VVER-1200 reaktöründe soğutucu kaybı kazası ve belirsizlik analizi
Bu tezin amacı, RELAP5/SCDAPSIM MOD 3.5 (RS MOD 3.5) en iyi tahmin analizi bilgisayar kodu kullanılarak VVER-1200 tipi bir reaktörde soğutucu kaybı kazası (LOCA) durumlarında ısıl-hidrolik analizlerin yapılmasıdır. Hesaplamalar en yüksek zarf sıcaklığının (PCT) tahminine yönelik belirsizlik analizlerini de kapsamaktadır. Çalışmada büyük ile orta boyutta kırık oluşumu durumları için acil durum kor soğutma sistemi (ECCS) performansının analiz edilmesine odaklanılmıştır. Özel olarak iki kırık boyutu incelenmiştir, bunlar: çift-taraflı giyotin kırık (DEGB) ve geçiş kırık boyutudur (TBS). Bu boyutların seçimi DEGB'nin tasarıma esas kaza olarak kabul edildiği güncel 10.CFR.50.46 kabul ölçütü ve bilhassa "10.CFR.50.46 için önerilen risk-temelli alternatif LOCA kırık boyutu değişiklikleri" dikkate alınarak yapılmıştır. Tez kapsamında, VVER-1200 tipi reaktörün "Moskova NPP" tasarımının temel alındığı bir RS modeli oluşturulmuştur. Model daha sonra belirtilen %200 (çift taraflı, giyotin) soğuk bacak kırılması ve %40,7 (tek taraflı, TBS) soğuk bacak kırılması LOCA koşullarında sistem davranışını gözlemlemek için kullanılmıştır. Ayrıca, PCT tahminindeki belirsizlikleri hesaplamak için RS kod versiyonunda entegre halde bulunan belirsizlik analizi paketi kullanılarak, belirsizlik analizleri yapılmıştır. Çalışmada gerçekleştirilen analizler sonucunda her iki kaza durumu için de ECCS performansının yeterli düzeyde olduğu gözlemlenmiştir. Bu varsayımsal kazaların VVER-1200 reaktöründe tolere edilebileceği sonucuna varılmıştır. DEGB senaryosunda PCT en fazla 948,1 K değerine ulaşmıştır. TBS senaryosunda, sistem basınç kaybı DEGB'de olduğundan daha yavaş gerçekleşmektedir. Bu durum ECCS'in devreye girmesini geciktirmiştir. Bununla birlikte, kırık boyutunun daha küçük olması soğutucu kütle kaybının da daha az bir oranda olması ile sonuçlanmıştır. Dolayısıyla bozunma ısısının sistemden uzaklaştırılması başarılı bir şekilde gerçekleştirilmiştir. Hesaplanan PCT değeri normal işletme koşullarında zarf sıcaklığı değeri olan 627,7 K'i geçmemiştir. Belirsizlik hesaplamalarında PCT için üst limit değeri DEGB durumunda 1006,0 K ve TBS durumunda 630,1 K olarak belirlenmiştir. Ek olarak, her iki kaza senaryosunda da zarf oksitlenmesinin ve hidrojen üretiminin kayda değer bir düzeyde olmadığı sonucuna ulaşılmıştır.
Nükleer tıpta kullanılan radyoizotopların radyasyon zırhlaması için yazılım geliştirilmesi
Bu çalışmada ülkemizde Hastanelerin Nükleer Tıp Bölümlerinde kullanılan radyoizotopların radyasyon zırhlaması hesabında kullanılmak üzere bir yazılım geliştirilmiştir. Bu yazılım sayesinde Nükleer Tıp Bölümlerinde zırhlama yapılması planlanan alanlarda kullanılması planlanan beton veya kurşun zırh malzemesine göre malzeme kalınlığının ne kadar olması gerektiğinin kolay bir şekilde hesaplanması amaçlanmıştır. Yazılım dili olarak C Sharp (C#) kullanılmıştır. Geliştirilen yazılımdan elde edilen sonuçlar matematiksel formüllerle yapılan hesaplamalar ile karşılaştırılarak güvenilirliği kontrol edilmiştir. Monte Carlo yöntemi kullanılarak farklı radyonüklidler ve zırhlama malzemeleri için yazılımda kullanılması gereken parametrelerin belirlenmesi için örnek hesaplamalar yapılmıştır.
Dinamik Monte Carlo tekniği ile zamana bağlı nükleer reaktör analizi
Bu tez çalışmasında, nükleer sistemlerin zamana bağlı analizinde kullanılmak üzere analog olmayan Dinamik Monte Carlo (DMC) tekniği sunulmuştur. Önerilen benzeşim yönteminin geçerliliği, bir dizi zamana bağlı referans çalışmasının sonuçlarıyla doğrulanmıştır. Ayrıca, kaynak güdümlü sistemlerin (KGS) denge koşulu ve zamana bağlı davranış analizleri için, DMC yöntemini kullanarak zamana bağlı Green fonksiyon üretim tekniği sunulmuştur. Geliştirilen yeni yöntemin doğruluğu ise, KGS'lerin farklı referans çözümleri ile örtüştüğü gösterilerek kanıtlanmıştır. Geleneksel Nokta Reaktör Kinetiği Modellerinde (NRKM), ağırlıklı nötron yoğunluğu (genlik fonksiyonu) güç ve nötron yoğunluğu ile orantılı alınmaktadır. Ağırlık fonksiyonu ise, hesaplanan kinetik parametrelerinin ve genlik fonksiyonunun, sistemin gerçek davranışını vermesi için uygun seçilmelidir. Bu tez çalışmasında gücün ve nötron yoğunluğunun zaman bağlılıklarının birbirinden tamamen farklı olabileceği durumların varlığı gösterilmiştir. Bu nedenle, geleneksel NRKM'den farklı olarak, gerçek nötron yoğunluğunu ve gerçek gücü veren, bir ve iki nokta reaktör kinetik modelleri geliştirilmiştir. Seçilen farklı ağırlık fonksiyonları için, türetilmiş NRKM'leri tek enerji gruplu yansıtıcılı levha reaktörünün zamana bağlı analizi yapılarak test edilmiştir. Elde edilen sonuçlar, Özfonksiyon Açılım Yöntemi (ÖAY) ile hesaplanan hatasız gerçek nötron yoğunluğu ve güç sonuçlarıyla karşılaştırılmıştır. Bunlara ek olarak, reaktivite geri besleme etkisi dâhil olduğu durumlarda, farklı pertürbasyonlar sonucu, yansıtıcılı reaktörün bir ve iki nokta reaktör kinetik modellerinin benzeşimi için Nokta Kinetik Monte Carlo adlı analog olmayan dinamik Monte Carlo yöntemi ve Stokastik Nokta Reaktör Kinetik Modeli geliştirilmiştir. Son olarak, NRKM'lerin benzeşimi için daha düşük standart sapmaya sahip, analog olmayan bir stokastik kinetik model önerilerek, sonuçları analog stokastik nokta kinetik modelle karşılaştırılmıştır.
Hidrojenin zircaloy-4 alaşımının mekanik davranışı üzerindeki etkisinin incelenmesi
Zirkonyum alaşımları hafif su soğutmalı reaktörlerde (LWR) yakıt zarf malzemesi olarak kullanılır ve uranyum oksit yakıt peletlerini ve birincil soğutucuyu fiziksel olarak ayırarak fizyon ürün salımının önündeki ilk engel görevi görür. Reaktörün çalışması sırasında, yakıt zarfının yüzeyi su ile reaksiyona girerek yüzeyde bir oksit filmi tabakası oluşturur. Bu reaksiyon ayrıca kararlı durum ve kaza durumları için önemli sonuçları olan hidrojen üretilmesine sebep olur. Hidrojen, küçük atom boyutundan dolayı, metal-oksit arayüzünden matrise yayılabilir veya çözünürlük sınırının üzerinde hidrit çökelmesi meydana gelebilir. Hidritler yapısı gereği kırılgandır ve zirkonyum esaslı alaşımın elastik davranışını azaltır. Buna ek olarak yüksek sıcaklıklarda reaksiyonun ekzotermik karakteri daha hızlı reaksiyon hızına yol açar. Her ne kadar sıcaklığın ve basıncın zirkonyum alaşımlarının mekanik davranışı üzerindeki güçlü etkisi oldukça iyi belirlenmiş olsa da hidrojenin (ve sonuçta ortaya çıkan hidritlerin) mekanik davranışı üzerindeki etkileri hakkında nispeten az şey bilinmektedir. Son bulgular, hidrojenin zirkonyum esaslı alaşımların gevrekleşmesinde önemli bir rol oynadığını ve yakıt performans kodlarıyla doğru tahmin edilmesi gerektiğini açıkça ortaya koymuştur. Bu tür etkilerin potansiyel varlığı, yakıt zarfında hidrojen birikiminin önemli olabileceği yüksek yanma oranlı yakıt için önemlidir. Mekanik davranış, yakıt modelleme kodları için kritik girdilerden biridir ve bu nedenle deformasyon davranışının mekanik olarak anlaşılması reaktör güvenliği için öneme sahip konulardan biridir. Basınçlı su reaktörlerinde (PWR) sıkça kullanılan Zircaloy-4 tipi zirkonyum esaslı yakıt zarf malzemesi bir boyutlu silindir olarak, yine bu tez çalışması kapsamında geliştirilen "HUNEM-1.0 Yakıt Performansı Kodu" ile modellenmiştir. Modelde ilk olarak oksijenin difüzyon katsayısı ve kütle kazanımı zamana bağlı hesaplanmış sonrasında oksit metal arayüz sıcaklıkları ile oksit yer değiştirme modeli eksenel düzlemde geliştirilmiştir. Isı akısı, sıcaklık değişim hızı, hızlı nötron akısı ile soğutucu kimyasının oksidasyon kinetiğine olan etkileri de modele dahil edilerek bir oksit kalınlığı belirlenmiştir. Daha sonra alaşım üzerinde meydana gelen metal-oksit arayüzünün kalınlığı ile alaşımda toplanan hidrojen konsantrasyonu literatürden elde edilen korelasyonlar yoluyla HUNEM-1.0 Yakıt Performans Kodu ile hesaplanmış olup, ampirik mekanik korelasyonlar yardımıyla, Zircaloy-4 alaşımının hidrojen konsantrasyonuna bağlı mekanik davranışı geliştirilmiştir. HUNEM-1.0 Yakıt Performans Kodu çıktılarının bir bölümünün doğrulanabilmesi için FRAPCON-3.4 yakıt performans kodu ile benzer bir yakıt çubuğu modellenmiş ve sonuçlar değerlendirilmiştir. Bu çalışma sonucunda, zirkonyum esaslı Zircaloy-4 alaşımının soğutucu ile temas eden yüzeyindeki hidrojen birikiminin, alaşımın mekanik ve deformasyon davranışına olan etkisinin, başlıca gerinim sertleşmesi, elastik ve plastik davranış, sünme davranışı bakımından normal çalışma koşulları altında çok düşük düzeylerde olduğu saptanmıştır.
Pasif nötron doz ölçüm sistemlerinin monte carlo yöntemi ile benzeşimi
Bu çalışmada, termal ve hızlı nötronlardan kaynaklanan kişisel eşdeğer nötron dozunun belirlenmesi için kullanılan iki farklı CR-39 pasif nötron doz ölçüm sisteminin, Monte Carlo yöntemi ile benzeşimlerinin yapılması amaçlanmıştır. Monte Carlo yöntemi kullanılarak bu dozimetre sistemlerinin akı ve eşdeğer doz tepkilerinin belirlenmesi hedeflenmiştir. Dozimetre sistemlerindeki nötron etkileşimlerinin benzeşimlerinde geliştirilen Monte Carlo kodu, nötron etkileşimleri sonucu oluşan ikincil yüklü parçacıkların etkileşimlerinin benzeşimlerinde ise SRIM yazılımı kullanılmıştır. İkincil yüklü parçacıkların dozimetre sistemindeki malzemelerle etkileşimleri sonucu oluşan izlerin kimyasal aşındırması literatürdeki modeller kullanılarak yapılmıştır. Termal nötron dozimetresinin eşdeğer doz tepkisi, Maxwell enerji dağılımına sahip nötronlar için belirlenmiştir. Hızlı nötron dozimetresinin eşdeğer doz tepkisi ise 241Am-Be nötron kaynağı için belirlenmiştir. Hızlı nötronlardan kaynaklanan eşdeğer dozu belirlemek için CR-39 malzemesinde oluşan izlerin uzunluklarının dağılımı kullanılmıştır. Bunlara ek olarak farklı kimyasal aşındırma süreleri için CR-39 hızlı nötron dozimetresinin akı tepkisi incelenmiştir.
Kullanılmış yakıttan uranyum ve plütonyumun tam birlikte geri kazanıldığı yakıt çevriminin nükleer silahsızlanma açısından değerlendirilmesi
Tipik bir PWR tipi reaktörden çıkarılan kullanılmış yakıtta kütlece yaklaşık %95 civarında uranyum (U), %0,5-1 plütonyum (Pu) ve az miktarda minör aktinitlerle fisyon ürünleri bulunur. Kullanılmış yakıtlar, içerdikleri yararlı U ve Pu izotoplarını geri kazanmak amacıyla yeniden işlenebilir. PUREX (Plutonium Uranium Extraction) kimyasal ayırma işlemi kullanılmış yakıtın yeniden işlenmesi için yaygın olarak uygulanan yöntemdir. PUREX yönteminde U ve Pu ayrı akış kanallarında saf olarak elde edilir. Pu'un saf bir şekilde geri kazanılması nükleer silahlanma ile ilgili kaygılara neden olmaktadır. Alternatif bir yöntem olarak önerilen tam birlikte yeniden işleme yönteminde ise U ve Pu bütün işlem boyunca fisyon ürünlerinden ve aktinitlerden birlikte arındırılır ve birlikte kazanılır. Bu çalışmada, kullanılmış yakıttaki uranyum ve plütonyumun tek bir ürün olarak işlendiği ve beraberce geri kazanıldığı kapalı yakıt çevriminin nükleer silahsızlanma açısından değerlendirilmesi amaçlanmıştır. Bu amaçla, tek geçişli yakıt çevrimi, standart yeniden işleme uygulanan kapalı yakıt çevrimi ve tam birlikte işleme uygulanan kapalı yakıt çevriminin nükleer silahlanmaya karşı direnç özellikleri karşılaştırılmıştır. İncelenen yakıt çevrimlerinin nükleer silahlanmaya karşı direnci, 1 GWe-yıl elektrik üretimi sonucunda oluşan plütonyum miktarı ve kalitesi ile kullanılmış yakıtın sahip olduğu radyasyon bariyeri bakımından ele alınmıştır. Uluslararası Atom Enerjisi Ajansı nükleer silah üretimi riskinin ihmal edilemeyeceği yaklaşık nükleer madde miktarını "kayda değer miktar" olarak tanımlamaktadır. Bu sebeple, çalışmada 1 kayda değer miktar plütonyum elde etmek için barışçıl amaçlardan saptırılması gereken kullanılmış yakıt miktarları ile ilgili değerlendirmeler yapılmıştır. Nükleer silahlanmaya karşı direnç özelliklerinin davranışı ile reaktörün yanma oranı arasındaki ilişkiyi değerlendirmek amacıyla hesaplamalar 33000 MW-gün/tHM, 40000 MW-gün/tHM ve 50000 MW-gün/tHM için gerçekleştirilmiştir. Yakıt çevrimlerinde oluşan nükleer madde miktarı ve kalitesi ile ilgili analizlerde MONTEBURNS yanma ve bozunum kodu, kullanılmış yakıtın radyasyon bariyeri ile ilgili analizlerde ise Microshield doz değerlendirme kodu kullanılmıştır. Çalışma sonuçları, incelenen çevrimler arasında kullanılmış yakıta tam birlikte işlemenin uygulandığı ve elde edilen ürünün zenginleştirilmiş uranyum ile karıştırılarak tekrar yakıt olarak kullanıldığı yakıt çevriminin tüm direnç parametreleri birlikte değerlendirildiğinde en yüksek silahlanma direncine sahip olduğunu göstermektedir. Yakıt çevrimlerinin nükleer silahsızlanmaya karşı direnç özellikleri yanma oranının artmasından olumlu etkilenmektedir. Anahtar Kelimeler: Kullanılmış Yakıt, Nükleer Yakıt Çevrimi, Yeniden İşleme, Nükleer Silahsızlanma, Plütonyum, Nükleer Silahlanma Direnci
Kazaya toleranslı ve yüksek yanma oranlı kullanılmış yakıt için kuru depolama kabı analizi
Bu çalışmada, kazaya toleranslı ve yüksek yanma oranlı kullanılmış yakıt için kuru depolama kabı analizi üzerine çalışılmıştır. PWR tipi hafif sulu reaktörde kullanılmış kazaya toleranslı yakıtın günümüzde kullanılan bir kuru depolama kabına yüklendiği durum için kritiklik ve doz hızı hesaplamaları ile ısıl analizler gerçekleştirilmiştir. Çalışmada ilk olarak hafif sulu reaktörlerde kullanılmak üzere önerilen bir yüksek yanma oranlı kazaya toleranslı yakıt tasarımı için Serpent sürekli enerji Monte Carlo kodu kullanılarak yanma oranı hesaplamaları yapılmış ve kullanılmış kazaya toleranslı yakıt özellikleri belirlenmiştir. Günümüzde yaygın olarak kullanılan bir depolama kabı tasarımına kullanılmış kazaya toleranslı yakıt yüklendiği durum için Serpent kodu ile kritiklik analizleri yapılmıştır. Ayrıca, depolama kabının dış yüzeyi ve yüzeyine yakın mesafelerde Serpent kodu ile gama ve nötron doz hızı hesaplaması gerçekleştirilmiştir. Depolama kabının ısıl performansını değerlendirmek amacıyla ANSYS Fluent hesaplamalı akışkan dinamiği kodu kullanılarak ısıl analizler yapılmıştır. Analiz sonuçları kuru depolama kaplarına uygulanan nükleer güvenlik kriterleri ile karşılaştırılmıştır. Hesaplamalar sonucunda kuru depolama kabı tasarımının 5 yıl ön soğutma uygulanmış kullanılmış kazaya toleranslı yakıt yüklendiği durumda kritiklik, doz hızı ve kullanılmış yakıt yüzey sıcaklığı güvenlik limitlerini aşmadığı gözlemlenmiştir.
Sonlu hacimler yöntemi ile kor nötronik analizi
Bu tezde, nükleer reaktör korlarının 3 boyutlu nötronik analizleri yapılırken kullanılabilecek bir kod geliştirilmiştir. Geliştirilen kod, oluşturulan girdi dosyasında yer alan geometri ve difüzyon parametrelerine göre, iki gruplu nötron difüzyon eşitliklerini sonlu hacimler yöntemini kullanarak ayrıklaştırır. Ayrıklaştırılma sonucunda elde edilen büyük seyrek lineer sistem, geliştirilen kod tarafından Krylov Alt Uzay Yöntemleri kullanılarak etkin bir şekilde çözülür. Geliştirilen kodun doğrulanması amacıyla, geliştirilen kodda, BEAVRS kıyaslama problemi modellenmiştir. Modellemenin yapılabilmesi için BEAVRS korundaki 165 farklı bölgeyi temsil eden iki gruplu nötron difüzyon parametreleri üretilmiştir. Difüzyon parametreleri üretilirken; Serpent kodundan elde edilen etkileşim hızları, akı ve akım dağılımları, bir genetik algoritma ve geliştirilen kod kullanılmıştır. Genetik algoritma, iki grup difüzyon katsayılarını ve saçılma matrisini tahmin etmek için kullanılmıştır. Tüm kor için yapılan modelleme sonucunda elde edilen sonuçlar, BEAVRS ve Serpent sonuçları ile karşılaştırılmıştır. Elde edilen sonuçların Serpent sonuçları ile tam bir uyum içerisinde olduğu, BEAVRS ölçüm sonuçlarıyla da tatmin edici seviyede tutarlı olduğu görülmüştür.
Düzleştirici filtresiz tedavi sistemleri için kalem huzme kerneli geliştirilmesi
Kalem huzme algoritması radyoterapide radyasyon dozunun hesaplamasında kullanılan hızlı ve güvenli bir yöntemdir. Bu algoritma düzleştirici filtre kullanılarak elde edilen x-ışınlarına göre geliştirilmiştir. Bu çalışmada amaçlanan, düzleştirici filtresiz x-ışını enerjilerinin ışın karakteristiğinden faydalanarak kalem huzme kernellerini geliştirilmek ve geliştirilen bu kerneller ile heterojen ortamlarda etkin çalışacak bir hesap modeli oluşturmaktır. Heterojen ortamlarda doz hesabının her ortama ait kernellerle yapılması amaçlanmaktadır. Düzleştirici filtresiz x-ışını enerjilerinin farklı ortamlardaki doz dağılımı verileri su fantomu ölçümleri ve Monte Carlo benzeşimi ile elde edilmiştir. Monte Carlo benzeşimi için Varian firması tarafından sağlanan faz-uzay verileri kullanılmıştır. Kernel parametrelerini elde etmek için optimizasyon yöntemi kullanılmıştır. Optimizasyonda ceza fonksiyonu olarak gama analizi yöntemi kullanılmıştır. Optimizasyonla elde edilen kernel parametreleri kullanılarak, iki boyutlu ayrık konvolüsyon hesaplaması ile doz dağılımı hesaplanmıştır. Hesaplanan doz dağılımı ile su fantomu ölçümlerinden elde edilen doz profilleri gama analizi yöntemi ile karşılaştırılmıştır. Hesaplanan doz dağılımı kullanılarak profildeki her bir ölçüm noktasına ait gama değerleri hesaplanmıştır. Elde edilen kernel ile hesaplanan dozun doğruluğu gama analizi yöntemi kullanılarak üç farklı şekilde kontrol edilmiştir. İlk yöntemde, kernel parametreleri elde etmek için kullanılan profiller ile elde edilen kernel kullanılarak hesaplanan doz profilleri karşılaştırılmıştır. Gama analizi kriterleri 1 mm %1 doz farkıdır ve eşik dozu %10'dur. İkinci yöntemde çok yapraklı kolimatörler ile şekillendirilmiş alanlar kullanılmıştır. Bu alanlardan yapılan ışınlamaların iki boyutlu dedektör aracılığıyla belirli derinliklerde doz haritaları elde edilmiştir. Karşılaştırma kriteri olarak 3 mm %3 doz farkı ve %10 eşik değeri kullanılmıştır. Karşılaştırma sonucunda elde edilen geçme oranları %95'in üstündedir. Üçüncü karşılaştırma yöntemi olarak yoğunluk ayarlı radyoterapi (YART) alanlarının ışınlanmasıyla elde edilen iki boyutlu doz haritaları kullanılmıştır. Karşılaştırmada çok yapraklı kolimatörler ile ışınlanan alanlarda kullanılan kriterler kullanılmıştır. %99'un üzerinde bir geçme oranı elde edilmiştir. Çalışmanın ikinci aşamasında kalem huzme algoritması ile ortamda soğrulan doz hesabının yapılabilirliği incelenmiştir. Bu amaçla, farklı homojen ortamlardan elde edilen kerneller ile doz dağılımı hesaplaması yapılmıştır. Heterojen ortamlardaki doz dağılımını hesaplamak amacıyla dikey ve yatay yönde doz dağılımı hesabında kullanılan iki ayrı kernel oluşturulmuştur. Heterojen ortamlar için hesaplama sonucunda elde edilen doz dağılımı, Monte Carlo benzeşimi ile elde edilen doz dağılımı ile gama analizi yöntemi kullanılarak karşılaştırılmış. Yatay düzlemdeki doz dağılımının karşılaştırılmasında kriter olarak 2 mm %2 doz farkı kullanılmıştır. Eşik değeri %10'dur. Karşılaştırma sonucunda %95'in üzerinde geçme oranı elde edilmiştir. İkinci aşamanın ikinci bölümünde geri ve ileri saçılma bileşenleri olan yüzde derin doz modeli önerilmiştir. Farklı fantomlar için kalem huzme algoritması ve Monte Carlo yöntemi ile yüzde derin doz eğrileri elde edilmiştir. Bu eğriler gama analizi yöntemi ile karşılaştırılmıştır. Karşılaştırma kriteri olarak 3 mm %3 doz farklı kullanılarak %95'in üzerinde geçme oranı elde edilmiştir. Sonuç olarak, düzleştirici filtresiz x-ışını enerjilerinde ışın karakteristiği göz önünde bulundurularak kerneller yeniden tanımlanabilir. Bu yeniden tanımlanma ile kerneldeki parametre sayısı azaltılabilir. Böylece hesaplama süresi kısaltılabilir. Ayrıca, ortamda soğrulan doz yaklaşımı kalem huzme algoritmasında kullanılabilir.
COBRA-TF ile soğutucu kaybı kazasında akışın yeniden sağlanması fazının modellenmesi ve model belirsizliklerinin incelenmesi
En-iyi tahmin yazılımları nükleer enerji alanında güvenlik, analiz, lisanslama ve araştırma-geliştirme konularında sıklıkla kullanılan düşük maliyetli, hızlı ve güvenilir araçlardır. Endüstri, üniversiteler ve resmi kurumlar tarafından kabul gören bu yazılımlar ile gerçek sistemleri temsilen yapılan modellemelerin farklı şartlarda gerçekleştirilen ve geniş çerçeveli deneysel bulgularla karşılaştırılarak doğrulanması önem arz etmektedir. Dolayısıyla en-iyi tahmin yazılımlarının çözüm yöntemlerini iyileştirecek, performanslarını ve deneysel veri karşısındaki tutarlılıklarını artıracak değişikliklerin yapılması, bünyesinde çalışarak fiziksel olayların tahmin edilmesinde kullanılan ve bilim çevrelerince her geçen gün iyileştirilen veya yenilenen modellerin de uyarlanması gerekmektedir. Bu tez çalışmasında çeşitli termal-hidrolik analizlerde sıkça kullanılan COBRA-TF (COolant Boiling in Rod Arrays-Two Fluid) yazılımı ile Basınçlı Su Reaktörlerinde (BSR) Soğutucu Kaybı Kazası (SKK) esnasında meydana gelen Akışın Yeniden Sağlanması (AYS) fazı incelenmiş ve önemli güvenlik ölçütlerinden yakıt yüzeyi sıcaklık davranışının iyileştirilmesine yönelik çalışmalar yapılmıştır. COBRA-TF yazılımının AYS modellerine ait zayıflıkların tespit edilmesi, bu zayıflıklara sebep olan bileşenlerin ortaya çıkarılması, düzeltici ve iyileştirici modellerin yazılıma uygulanarak FLECHT-SEASET (Full Length Emergency Core Heat Transfer-System Effects and Separate Effects Tests) ve RBHT (Rod Bundle Heat Transfer) deneyleri karşısında daha iyi sonuçların elde edilmesi hedeflenmiştir. Yapılan çalışmada COBRA-TF yazılımının ısı transferi davranışını bütünüyle etkileyecek öneme sahip Minimum Film Kaynama Sıcaklığı (T_min) modeli ile hesaplanan değerlerin deneysel veri ile tutarsız olduğu ve elde edilen sonuçların ise buna göre olumsuz bir şekilde etkilendiği tespit edilmiştir. Daha gelişmiş bir modelin uygulanması ile T_min değerleri ve yakıt sıcaklık değerlerinde ve davranışında iyileşme sağlanmıştır. Bu değişiklikten sonra yapılan analizler neticesinde orijinal COBRA-TF yazılımında çalışmakta olan dairesel akış rejiminde film tabakasından ve soğutma suyu yüzeyinden damlacık ayrılma modellerinin de bazı deneysel şartları tahmin etmekte zorlandığı anlaşılmıştır. Bu sebeple mevcut damlacık ayrılma modellerine farklı modeller de eklenerek COBRA-TF yazılımına ayrı ayrı uygulanmıştır. Yeni sürüm COBRA-TF tahminleri ile FLECHT-SEASET ve RBHT'nin çeşitli deney verileri ile karşılaştırılmış, önemli ölçüde iyileştirilen sonuçlar yakıt ıslanma, yakıt yüzeyi sıcaklığı ve buhar sıcaklığı bazında sunularak değerlendirilmiştir.
Dijital çakışma sayım yönteminin geliştirilmesi ve 4pi-beta-gama sayım sisteminde karmaşık bozunma şemalı belirli radyoizotoplara uygulanması
Radyonüklit standardizasyonu için 4πβ-γ çakışma sayım sistemlerinde veri alma ve işleme yöntemleri uzun yıllar analog elektronik modüller kullanılarak yapılmıştır. Bu modüllerin teminlerinin ve bakımlarının pahalı olması, radyasyon ölçüm sistemlerindeki gelişmelere paralel olarak geleneksel sistemlere alternatif daha hızlı, esnek ve güvenli olan dijital veri alma ve işleme ihtiyacını doğurmuştur. 4πβ-γ çakışma sayım sisteminde bulunan bir dedektörden sinyal zamanını ve sinyale ait diğer bilgileri dijital kartlar kullanarak elde etmek ve bu bilgileri yazılımlar vasıtasıyla çevrimdışı bir şekilde analiz etmek, geleneksel geleneksel sistemlere kıyasla daha kolay ve yenilikçi bir yöntem olmuştur. Bu tez çalışmasında, Radyasyon ve Hızlandırıcı Teknolojileri Dairesi Başkanlığı Radyonüklit Metrolojisi Laboratuvarlarında kurulumu yapılmış olan 4πβ-γ dijital çakışma sayım sisteminde veri analiz yöntemi olarak kullanılmak üzere özgün bir yazılım geliştirilmiştir. Bu gerçek zamanlı dijital çakışma yazılımı, beta-gama çakışmalı analiz yöntemini ve çakışmasız analiz yöntemini içermektedir. Özgün algoritmalar kullanılarak bu iki yöntemle aktivite hesaplamaları yapılmıştır. Yazılımın doğruluğu 60Co, 133Ba, 152Eu ve 166mHo radyonüklitlerini ayrı ayrı içeren ve aktivitesi bilinen radyoaktif standart çözeltilerden belli miktarlarda alınarak ve sistemde ölçümleri gerçekleştirilerek yapılmıştır. Çakışmalı yöntemde ve çakışmasız yöntemde, basit bozunma şemalı 60Co ve 133Ba için ve nispeten daha karmaşık bozunma şemalı 152Eu ve 166mHo için elde edilen aktivite değerlerinin birbirleriyle uyumlu olduğu görülmüştür. İki yöntem arasında 60Co için %0,3, 133Ba için %0,18, 152Eu için %0,1, 166mHo için ise %0,08 fark bulunmuştur. Ayrıca, Monte Carlo yöntemi kullanılarak 4πβ-γ çakışma sayım sisteminde dedektör-kaynak etkileşimleri simüle edilerek NaI dedektörünün 60Co, 133Ba, 152Eu ve 166mHo için gama tepki fonksiyonları elde edilmiş ve dedektör verimleri hesaplanmıştır. Bu verim değerleri ve deneysel olarak elde edilen gama sayım hızları kullanılarak 60Co, 133Ba, 152Eu ve 166mHo aktiviteleri hesaplanmıştır. Çakışmalı yöntem, çakışmasız yöntem ve Monte Carlo yöntemi kullanılarak hesaplanan aktivite değerleri karşılaştırıldığında, çakışmalı yöntem ile çakışmasız yöntem kullanılarak elde edilen sonuçlar arasında en fazla %0,3 göreceli fark bulunurken, çakışmalı yöntem ile Monte Carlo yöntemi arasında ise en fazla %2,5 göreceli fark olduğu görülmüştür. Bu tez çalışması çerçevesinde, özgün algoritmalar kullanılarak oluşturulan dijital çakışma yazılımı, laboratuvarda kurulu olan 4πβ-γ çakışma sayım sistemine hem basit hem de karmaşık bozunma şemalı radyonüklitler için uygulanmaya hazır durumdadır. Radyoaktivite ölçümü konusunda dünyanın önde gelen laboratuvarlarında bulunan bu birincil ölçüm yöntemi, bu tez çalışması sonucu TAEK Radyonüklit Metrolojisi Laboratuvarlarında da kullanılır duruma gelmiştir.
Kendinden ısıtmalı çakıl yataklı nükleer reaktör deneylerinin openfoam kodu ile doğal taşınım ısı transfer analizleri
Bu çalışmada, çakıl yatak geometrisinde doğal taşınım akışı sayısal olarak modellemek için sonlu hacim yöntemi kullanılmıştır. TÜBİTAK ve Güney Kore (NRF) ikili işbirliği projesinde yapılan çakıl yatak geometrisinde doğal taşınım deneylerinin, OpenFOAM v2112 kodu kullanılarak sayısal analizi yapılmıştır. Rastgele yerleştirilmiş kürelerden oluşan karmaşık çakıl yatak geometrisinin örgü yapısı başarıyla oluşturulmuştur. Kürelerin çapları (d) 0,004; 0,006 ve 0,01 m ve ilişkili Rayleigh sayıları sırasıyla 5,43e+06; 1,83e+07 ve 8,48e+07'dir. Simülasyonlarda H/d=5, 10 ve 20 çakıl yatak yükseklikleri kullanılmıştır. Çakıl yataktaki küreler için doğal taşınım akışının OpenFOAM simülasyon sonuçları ile deneysel sonuçlar karşılaştırılarak, hız dağılımlarının ve Nusselt değerlerinin iyi bir uyum içinde olduğu gösterilmiştir. Ek olarak, çakıl yatak geometrisindeki hız ve sıcaklık dağılımlarından, kürelerin yakınındaki düşük hız alanlarında büyük bir sıcaklık artışı ve orta ve üst yüksekliklerde küçük bir hız artışı olduğu gösterilmiştir. Çakıl yatağı geometrisinin yüksekliğinin ve buna bağlı olarak içindeki kürelerin miktarının artmasının akışı karmaşıklaştırdığı ve ayrıca yerel sıcak noktalar oluşturduğu gösterilmiştir. Deneysel çalışma sonucunda elde edilen Nusselt Sayısı korelasyonu, OpenFOAM sonuçları ile doğrulanmıştır. Bu çalışmanın önemi, tüm çakıl yataklardaki doğal taşınım akışını değerlendirmek için sonlu hacim yöntemini kullanması ve önemli sayıda küre kullanarak simüle edilmesidir. Bu iki faktör, bu çalışmanın orijinalliğine katkıda bulunmuştur.
Kendinden ısıtmalı çakıl yataklı nükleer reaktör deneylerinin openfoam kodu ile cebri konveksiyon ısı transfer analizleri
Yeni nesil nükleer reaktörlerden olan Çok Yüksek Sıcaklık Reaktörü (VHTR), yakıt elemanı cinsine göre çakıl yatağı düzeninde olabilir. Bu tipteki reaktörün yakıtı eş boyutlu kürelerdir ve reaktör koruna belli bir düzen olmaksızın yerleştirilmektedir. Reaktör, bu küreler arasında ki gözeneklerden geçen soğutucu ile ısı transferi yapabilmektedir. Korda üretilen ısıyı uzaklaştırma olayı, nükleer reaktörlerin önemli bir güvenlik sorunudur. Bu nedenle reaktör ısı transfer parametrelerinin detaylı bit şekilde, deneysel ve sayısal olarak araştırılması gerekmektedir. Literatürde, çakıl yataklı sistemler için çeşitli düzenekler kurulup veya simülasyonlar yapılıp ısı transfer verilerinin özellikleri karşılaştırılmıştır. Bu ısı transfer olaylarını tahmin etmek için teorik modeller ve yarı deneysel formüller geliştirilmiştir. Bu etkileri araştırmak, doğruluğunu saptamak için çakıl yatağı yapısını karakterize edecek verilere ihtiyaç vardır. Bu nedenle bu çalışmanın odak noktası, akışkanlar mekaniği alanında güncel olarak kullanılmakta olan bir açık kaynak kodu, OpenFOAM ile çakıl yataklı nükleer reaktör sistemlerinde ısıl akış modellemelerinin cebri konveksiyon benzeşimleri ile deneysel verilerin karşılaştırılması amaçlanmıştır. Bu tez kapsamında, TÜBİTAK - NRF (Güney Kore) İkili İşbirliği Projesi olarak yürütülen deneysel ve sayısal (simülasyon) çalışmalarında d=0,004 m, d=0,010 m küre çapları ve H/d (5,10 ve 20) oranlarında; sıcaklık, hız, türbülans kinetik enerji dağılımları ve Nusselt sayıları için cebri konveksiyon ile ısı transferi hesaplamaları gerçekleştirilmiştir. Sonuçlar, G. Kore tarafınca yapılan deneysel cebri konveksiyon sonuçları ile karşılaştırılmıştır.
ABS filamentinin gama ve nötron radyasyonu zırhlama kabiliyetinin araştırılması ve geliştirilmesi
Radiation is a fundamental safety concern for nearly all nuclear applications, requiring careful control to protect living organisms and surrounding materials. In this context, radi-ation shielding materials have been researched and utilized in nuclear technologies. Mate-rial selection must be based on the radiation's application, type, and energy. Polymer mate-rials are preferred for radiation protection applications due to their superior properties such as chemical inertness, durability, flexibility, strength, and cost-effectiveness. In this thesis, the gamma and neutron shielding properties of ABS (Acrylonitrile Butadiene Styrene) thermoplastics commonly used in 3D printing have been comprehensively investigated through enrichment with Er2O3 and Gd2O3 additives. Employing a versatile approach encompassing experimental, theoretical, and simulation methods, the efficacy of these modified thermoplastics in attenuating gamma and neutron radiation has been studied across different material thicknesses and radiation energies. Furthermore, the microstruc-tures of the produced materials have been examined to ensure structural integrity. The re-search includes a comparative analysis of two different production methods: casting and 3D printing. The manufactured samples were systematically labeled based on the produc-tion technique and the nano-oxide compounds they contained. Various radioactive point sources were utilized to measure gamma radiation attenuation, and the HPGe detector sys-tem, along with theoretical tools like XCOM and EpiXS, as well as simulations such as FLUKA and GEANT4, were employed. Simultaneously, neutron attenuation properties were evaluated through theoretical calculations and FLUUKA and GEANT4 simulations. SEM/EDS analysis was conducted to examine microstructures, and TGA analysis was per-formed for thermal characterization, ultimately determining the optimal shielding material for each sample. Through rigorous analysis and evaluations, this thesis contributes to the development and optimization of radiation shielding materials, particularly for applications requiring customization and complex structures, such as those produced using 3D printing technology.
PLA filamentinin gama ve nötron radyasyonu zırhlama kabiliyetinin araştırılması ve geliştirilmesi
Radyasyon, birçok uygulamada avantajlı olsa da, insanlar ve çevre için risk oluşturmakta ve kurşun gibi koruyucu malzemelerin kullanılmasını gerektirmektedir. Bu tez çalışmasında, 3D yazıcılarda kullanılan Polilaktik Asit (PLA) filamentinin gama ve nötron radyasyonuna karşı alternatif bir zırh malzemesi olarak kullanım potansiyeli araştırılmıştır. PLA'nın, Er2O3 ve Gd2O3 metal tozları ile farklı oranlarda (%5, %10 ve %20) katkılanması sonrasında çeşitli gama radyasyon kaynakları kullanılarak radyasyon zırhlama kabiliyetleri incelenmiştir. Katkılı kompozitlerin yapısı ve homojenliği SEM ve EDS kullanılarak analiz edilmiştir. Lineer zayıflama katsayısı ve yarı değer kalınlığı gibi çeşitli parametreler hem deneysel olarak hem de GEANT4 ve FLUKA simülasyon programları aracılığıyla hesaplanmıştır. Bulgular, %20 Gd2O3 katkılı PLA'nın özellikle düşük enerjilerde üstün gama radyasyonu zırhlama kabiliyetine sahip olduğunu göstermektedir. Ayrıca nötron radyasyonuna karşı PLA filamentinin zırhlama kabiliyetinin söz konusu metal tozları ile katkılandığında azaldığı tespit edilmiştir. GEANT4 ve FLUKA ile gerçekleştirilen hesaplamalar neticesinde elde edilen bulgular da katkılamanın numunelerin hızlı nötronlara karşı gösterdiği zırhlama etkinliğini artırmadığını doğrulamaktadır.
Çift akışkanlı reaktörlerin nötronik analizi
Bu çalışmanın amacı, Çift Akışkanlı Reaktör (DFR) tasarımları olan DFRs ve DFRm konseptlerinde farklı yakıt ve malzemeler kullanılarak reaktörlerin nötronik davranışlarını incelemektir. Bu amaçla, DFRs konsepti için ThCl4-PuCl3 ve NaCl-ThCl4-PuCl3 yakıt tuzları önerilmiş, ayrıca (silisyum karbür) SiC yakıt tüpü geometrisi değiştirilmiş ve reaktörde (itriyum hidrat) YH1,85 ve (magnezyom oksit-berilyum oksit) MgO-BeO malzemeleri varlığında reaktörün nötronik davranışları analiz edilmiştir. Yakıt tüpüne 0,05 cm kalınlıkta YH1,85 eklenerek termal DFRs reaktörü elde edilmiştir. Burada önerilen yakıtların ömrünü artırmak ve yakıt yeniden işleme sürecini basitleştirmek amacıyla ThCl4-PuCl3 blanketi önerilmiştir. Sonuçlar, ThCl4-PuCl3 blanketinin yakıt ömrünü uzattığını ve pozitif sıcaklık katsayılarına ulaşıldığını göstermiştir. Bu blanketin yakıt ömrü üzerindeki etkisi göz önüne alınarak, gelecekte negatif sıcaklık katsayısına sahip kompozisyonlar optimize edilebilir. DFRm konseptinde ise, U-Cr yerine daha düşük erime sıcaklığına sahip U-Mn ve U-Fe yakıtları önerilmiştir. Sonuç olarak U-Mn yakıtı U-Cr yakıtı ile çok benzer davranış sergilemiştir. Böylece U-Mn yakıtı kullanarak DFRm reaktörünün çalışma sıcaklık aralığı genişletilerek U-Cr yakıtında elde edilen yakıt ömrüne ulaşılmıştır. U-Fe yakıt ise düşük fisil içeriği ile daha kısa yakıt döngüsü ömrü sağlasa da sıcaklık katsayılarının negatif olması sayesinde referans DFRm için potansiyel bir aday olarak değerlendirilmiştir. Bunlara ek olarak DFRm'de SiC malzemesi yerine MgO-BeO seramik yavaşlatıcı malzemesinin davranışları incelenmiştir. MgO BeO, nötronik açıdan SiC ile çok benzer davranış gösterse de U-Fe yakıtı kullanıldığı durumda yavaşlatıcı katsayısı YDB'de pozitif elde edilmiştir. MgO-BeO malzemesinin termal iletkenlik katsayısının SiC'dan düşük olması da göz önünde bulundurulduğunda her iki yakıt için yakıt tüpü olarak SiC kullanılması önerilmektedir. Sonuç olarak, DFRm konsepti yüksek güç yoğunluğu, uzun yakıt ömrü ve kompakt yapısıyla mikro reaktör tasarımı için umut vaat etmektedir. Elde edilen bulgular, yakıt ve blanket kompozisyonlarının optimizasyonu için temel sağlayabilir.
Ergimiş tuz reaktörlerinde (MSR) risk analizleri
Bu çalışmada ergimiş tuz reaktörleri için olasılığa dayalı risk analizi yöntemi kullanılarak güvenilirlik değerlendirmesi yapılmıştır. Yakıt tuzu tahliye sistemi, atık ısı uzaklaştırma sistemi ve off-gaz sistemleri şematik olarak gösterilerek güvenilirlik değerleri hesaplanmıştır. Hesaplamalarda kullanılan bileşen güvenilirlikleri ticari olarak kullanılan reaktör türlerindeki benzer yapı ve göreve sahip bileşenlerden elde edilmiştir. Her bir sistem için hata ağacı analizi yapılarak güvenilirlikler hesaplanmıştır. Yakıt tuzu tahliye sistemi için güvenilirlik değeri 0,9487 olarak bulunmuştur. Atık ısı giderme sistemi için güvenilirlik 0,8731 olarak bulunmuştur. Off-gaz sistemi için güvenilirlik 0,7833 olarak elde edilmiştir. Reaktörün muhafaza sistemleri için güvenilirlikler literatürdeki benzer zırhlama bariyerlerinden elde edilmiş ve sırasıyla birincil muhafaza bariyeri için 0,9999, ikincil muhafaza bariyeri için 0,9999 ve reaktör binası için 0,999999 olarak bulunmuştur. Tüm sistemler için elde edilen güvenilirlik değerleri kaynar su reaktörlerinde bulunan güvenlik sistemlerinin güvenilirlik değerleri ile karşılaştırıldığında yakıt tuzu tahliye sistemi, birincil muhafaza bariyeri, ikincil muhafaza bariyeri ve reaktör binası için hesaplanan güvenilirlik değerlerinin kaynar su reaktörü güvenlik sistemi değerlerine yakın ve makul değerlerde olduğu görülmüştür. Atık ısı giderme sistemi ve off-gaz sistemi için hesaplanan güvenilirlik değerlerinin kaynar su reaktörlerinin güvenlik sistemi değerlerine göre düşük olduğu görülmüştür. Pompa kazası ve fisyon ürünü salınımı başlangıç olayları için olay ağacı analizi yapılmıştır. Pompa kazasına karşı başarı oranı 0,9999 olarak bulunmuştur. Fisyon ürünü salınımına karşı başarı oranı 0,9999 olarak elde edilmiştir. Ergimiş tuz reaktörleri için güvenlik sistemi tasarımlarının geliştirilmesi gerektiği görülmüştür. Kaza durumunda reaktörün korunmasının derinliğine savunma prensibine uygun olarak art arda eklenen sistemler ile sağlandığı görülmektedir.
Seramik boya katkılı PLA polimerlerinin radyasyon etkileşim ve yapı analizleri
Radyasyon zırhlama uygulamaları, radyasyon teknolojisinin kullanıldığı tüm alanlarda temel bir gereksinim olarak karşımıza çıkmaktadır. Bu tezde, 3D yazıcılarda yaygın olarak kullanılan Polilaktik Asit (PLA) polimerine Cr₂O₃ ve Sb₂O₃ esaslı seramik toz boyaların ilave edilmesiyle elde edilen kompozitlerin, gama ve nötron radyasyonuna karşı zırh malzemesi olarak kullanılabilirliğinin araştırılması amaçlanmıştır. Polimer malzeme içerisine seçilen seramik boyaların eklenmesinin yanı sıra, saf PLA'dan elde edilen numunelerin dış yüzeyleri de belirtilen seramik boyalar kullanılarak Dip (Dalma) yöntemiyle kaplanmıştır. İlk olarak, katkılı ve kaplanmış polimer kompozitlerin morfolojisi ve özellikleri SEM analizi ile değerlendirilmiştir. SEM analizleriyle numune üretiminin başarılı olduğu doğrulandıktan sonra, gama radyasyonu zırhlama performansını değerlendirmek amacıyla, numuneler için lineer azaltma katsayısı ve yarı kalınlık değerini içeren bazı parametreler hem deneysel yöntemlerle hem de GEANT4 simülasyon programı kullanılarak belirlenmiştir. Elde edilen bulgular, teorik hesaplama programı WinXCOM ile desteklenmiştir. %10 Sb₂O₃ içeren PLA'nın özellikle düşük enerjilerde gama radyasyonuna karşı diğer numunelere kıyasla daha etkili bir koruma sağladığı tespit edilmiştir. Üretilen numunelerin nötron zırhlama kabiliyetleri ise hızlı nötron uzaklaştırma tesir kesiti hesaplanarak teorik yöntemle değerlendirilmiş, ayrıca GEANT4 simülasyon programı kullanılarak numuneler içinden geçen nötron sayıları simüle edilmiştir. Nötron radyasyonu zırhlama hesaplarında, GEANT4 programı yardımıyla oluşan ikincil radyasyonlar ve radyasyon hasarı da dikkate alınmıştır. Bulgular, ticari olarak kullanılan seramik boyaların PLA polimerinin hızlı nötron zırhlama kabiliyetini artırdığını ortaya koymuştur.
Sonlu hacimler yöntemi ile nötron difüzyon çözücüsü geliştirilmesi
Bu tezde, iki gruplu nötron difüzyon denklemlerinin üç boyutlu reaktör geometrileri üzerinde sonlu hacimler yöntemiyle (SHY) çözülebilmesi için Python 3.9.4 tabanlı, modüler ve açık kaynak kodlu bir hesaplama aracı geliştirilmiştir. Çalışmanın özgün katkısı, karmaşık geometrilerde dahi otomatik olarak Serpent kodu ile grup tesir kesitleri üretebilen; bu kesitleri okuyan, SHY katsayı matrisini oluşturan ve öz değer-öz vektör problemini bellek verimli biçimde çözen bütünleşik bir iş akışı sunmasıdır. Girdi aşamasında, kullanıcı SALOME veya OpenFOAM/snappyHexMesh ile oluşturulan .vtk biçimindeki ağ dosyasını programa yükler. Yazılım, her hücre için kübik sınır yüzeyleri tanımlayarak Serpent'in surf, cell ve gcu kartlarını otomatik üretir; böylece her hücre ayrı bir "boş evren" olarak kurgulanır ve yerel grup tesir kesitleri elde edilir. Serpent'in oluşturduğu grup tesir kesitli ".m" çıktıları, yalnızca gerekli değişkenleri içerecek şekilde JSON formatına dönüştürülerek bellek kullanımı en aza indirilir. JSON verileri ve ağ geometrisi kullanılarak difüzyon, soğrulma, saçılma ve fisyon katsayıları hesaplanır; yönlü komşuluk bilgileriyle birleştirilip seyrek blok matris yapısı kurulur. Oluşturulan genelleştirilmiş öz değer problemi, SciPy'nin LU ayrıştırması ve Arnoldi tabanlı "eigs" çözücüsüyle çözümlenerek sistemin etkin çoğalma katsayısı keff ve grup bazlı nötron akısı dağılımları elde edilir. Çözüm vektörleri PyVista aracılığıyla yeniden ".vtk" dosyasına yazılarak Paraview gibi görselleştirme ortamlarında doğrudan incelenebilir hale getirilir. Geliştirilen yöntem, eşdeğer Monte Carlo analizlerine kıyasla birkaç mertebe daha kısa sürede sonuç üretmekte ve elde edilen hücre-bazlı güç dağılımları termal-hidrolik kodlarla eşleştirilerek çoklu fizik çalışmalarına zemin hazırlamaktadır. Böylece reaktör koru tasarım ve analiz süreçlerinde hızlı, esnek ve genişletilebilir bir hesaplama altyapısı sağlanmıştır. Doğrulama için öncelikle birkaç basit geometri test edilmiş ve sonrasında Yüksek Sıcaklıklı Test Reaktörü (HTTR) analizi ile karşılaştırma yapılmıştır. Sonuçlar geliştirilen hesaplama aracının kabul edilebilir sonuçlar verdiğini ortaya koymuştur.
Hızlı ergimiş tuz reaktörü için duyarlılık ve belirsizlik analizi
Bu çalışmada, MSFR (Hızlı Ergimiş Tuz Reaktörü) sisteminde, farklı kompozisyonlardaki yakıt türleri kullanılarak geri besleme parametrelerinin etkin çoğaltma katsayısı (k-eff) değeri üzerindeki etkisi, geri besleme parametrelerinin k-eff üzerindeki etkilerini ve bu parametrelerin belirsizliğe kümülatif katkısının hesaplanması amaçlanmaktadır. Literatürde MSFR için, duyarlılık ve belirsizlik analizine dair kapsamlı bir çalışmaya henüz rastlanılmaması güçlü bir motivasyon olup, nötronik analizler için gelişmiş bir kod sistemi olan SCALE 6.2 (Lisans Değerlendirmesi için Standartlaştırılmış Bilgisayar Analizleri) kodu kullanılarak, duyarlılık ve belirsizlik analizi sonuçlarına ulaşmayı ve bu sayede literatüre katkısının olması hedeflenmektedir. Duyarlılık ve belirsizlik analizi'nde, SCALE kodu içerisinde bulunan TSUNAMI-3D (Tools for Sensitivity and Uncertainty Analysis Methodology Implementation) modülü kullanılmaktadır.İlgili modülde analizi yapılması amaçlanan nükleer reaktör sistemine dair bilgiler (kompoziyon değerleri, geometrik detaylar)tanımlanmasının ardından, enerjiye bağlı tesir kesiti kütüphanesi ve SAMS (Sensitivity Analysis Module for SCALE) kod satırları eklenir. Simülasyonun aktif edilmesinin ardından duyarlılık katsayıları be belirsizlik ölçüm değerleri elde edilir. Bu çalışma sonucunda, kullanılan tüm yakıtlar için pozitif duyarlılık katsayılarında (nubar) değeri ve (fisyon) reaksiyonları, negative duyarlılık katsayılarında ise (n,gamma) reaksiyonlarının baskın olduğu görülmektedir.Ayrıca, 7 yakıt türü için yüzdece belirsizlik açısında, Yakıt fisil malzeme türünün ve kompozisyon farklılığının belirsizlik ölçümünde kritik öneme sahip olduğu tespit edilmiştir. Bu çalışmanın özgün değeri Literatürde mevcut olan 7 yakıt kompozisyonu için duyarlılık ve belirsizlik analizine ek olarak,MSFR tasarım geometrisine yerleştirilen ve kritik altı ve kritik üstü keff değerlerinde bulunan yakit türlerinde Li-Cl tuzlarında doğal ve zenginleştirilmiş durumları için analizler yapılmış olup, her iki kritiklik değeri için hem keff değerinde belirgin artış göstermesi hem de belirsizlik yüzdesini azaltması nedeniyle zenginleştirilmiş Cl'un iyi bir alternatif olduğu belirlenmiştir. Buna ek olarak tüm yakıtlar için belirsizlik ölçümü yapıldığında 252 gruplu nükleer veri kütüphanesi en güvenilir kütüphane olarak sonuçlanmıştır.
Kaynar su reaktörü kullanılmış yakıt depolama havuzunda akış kaybı kazası analizi
Mart 2011‟de Japonya, tarihinin en büyük doğal felaketi ile karşı karşıya kalmıştır. Richter ölçeğine göre 8,9 şiddetindeki büyük depremi yüksekliği 10 – 15 metreye ulaşan yıkıcı bir tsunami izlemiştir. Japonya‟da meydana gelen bu deprem ve tsunami felaketi sonucunda Fukushima Daiichi Nükleer Santrali‟nde INES – 7 ölçeğinde bir kaza yaşanmıştır. Deprem anında santralin 4. Ünitesinde yapılan rutin bakımdan dolayı reaktör korunda yakıt bulunmamakta olup, deprem ve tsunamiyle acil durum dizel jeneratörlerinin işlevini kaybetmesinden yaklaşık 4 gün sonra meydana gelen patlamayla birlikte gözler 4. Ünitenin kullanılmış yakıt depolama havuzuna çevrilmiştir. u çalışmada kullanılmış yakıt depolama havuzunda meydana gelen LOFA kazası, normal çalışma koşullarında veya kaza durumunda reaktör sistemlerinin davranışını analiz etmek üzere tasarlanmış olan RELAP5/SCDAP yazılımıyla modellenmiş olup; havuzda bulunan yakıtların bozunma ısısından kaynaklı soğutucuda meydana gelen sıcaklık artışı, buharlaşma ve yakıtların açığa çıkma süreci incelenmiştir.
1x3 düzenindeki ayıraçlı bir yakıt demetinde akışın türbülans karakteristiklerinin hesaplamalı akışkanlar dinamiği metoduyla incelenmesi
Nükleer reaktör analizlerinde, yakıt ayraçlarının akış üzerindeki etkilerinin anlaşılması, reaktörün termal-hidrolik performansının belirlenmesi ve güvenilir koşullar altında çalıştığının doğrulanabilmesinde önemli bir yere sahiptir. Akışın fiziğini yansıtacak Hesaplamalı Akışkanlar Dinamiği (HAD) yöntemleri, reaktör analizlerde güvenilir sonuçlar vermektedir. Bu çalışmada, 1 x 3 düzeninde destek ayraç yapısına sahip yakıt demetlerinde gerçekleşen akışta, destek ayraçların kanatçık yapısından bağımsız olarak akış üzerindeki etkisi HAD yöntemi ile incelenmiştir ve akışın fiziğini yansıtacak en uygun türbülans modeli belirlenmiştir. Basınçlı su reaktör koru içerisindeki tek fazlı akışın dikkate alındığı çalışmada, benzetim sonuçlarını doğrulamak amacıyla Penn State Üniversitesi Akış Laboratuvarı'nda bulunan deney düzeneği üzerinde gerçekleştirilen çalışmalar referans alınmıştır [1]. Çalışmada ilk aşamada en uygun türde ve yoğunluktaki örgü yapısının belirlenmesi amacıyla dörtyüzlü, melez ve çokyüzlü örgü yapılarında hazırlanmış modeller, k-ε Standart ve RSM LPS türbülans modelleri kullanılarak, incelenmiştir. İkinci aşamada, belirlenen en uygun örgü yapısında çalışmada kullanılan bütün türbülans modellerini içerecek bir karşılaştırma gerçekleştirilmiştir. Karşılaştırmalarda yakıt ayracı öncesi ve sonrasında –3dh, +3dh ve +40dh konumlarında, kanal merkezlerindeki hız dağılımı, düzlem üzerindeki hız ve türbülans şiddeti dağılımı incelenmiştir ve deneysel verilerle kıyaslaması yapılmıştır. Çalışma sonuçları, örgü tipinin hesaplamalar üzerindeki etkilerini ortaya koymaktadır nitekim, en çok yapılandırılmış hücreye sahip olan melez örgü diğerlerine kıyasla daha iyi performans sergilemiştir. Kanal merkez hızlarına ait nümerik ve deneysel sonuçların karşılaştırılması, bütün türbülans modellerinde genel anlamda bir uyum olduğunu gösterirken, karmaşık modeller ve istisnai olarak k-ε RNG diğer modellerden göre daha iyi sonuçlar vermiştir. Bu çalışma sonucunda, destek yakıt ayracında meydana gelen akış incelenmiş ve akışın fiziğini yansıtan en uygun türbülans modeli belirlenmiştir.
Nükleer güç santrallerinde ağır kazalar için 3+ seviye olasılıklı güvenlik analizi yönteminin geliştirilmesi ve akkuyu nükleer güç santrali için uygulanması
Bu tezin amacı nükleer güç santralleri için 3+ Seviye Olasılıklı Güvenlik Analizi (OGA) yönteminin geliştirilmesi ve geliştirilen yöntemin Mersin'de kurulacak olan Akkuyu Nükleer Güç Santrali (NGS)'ne uygulanmasıdır. Çalışmada ilk olarak nükleer güvenliğin temel ilkeleri, acil durum yönetimi yaklaşımları, acil ve erken koruyucu önlemlerin uluslararası standartları ve kitlesel tahliye uygulamaları araştırılmıştır. OGA yöntemlerinin bir bütünlük içinde kavranmasına yönelik olarak Akkuyu NGS için 2. ve 3. Seviye OGA uygulamaları yapılmıştır. 2. Seviye OGA uygulamasında basitleştirilmiş koruma kabı olay ağacı hazırlanarak SAPHIRE kodu ile modellenmiştir. 3. Seviye OGA uygulamasında PAVAN kodu kullanılarak atmosferik dağılım hesaplamaları ve RASCAL kodu kullanılarak halka ulaşabilecek doz dağılımlarının tahmini yapılmıştır. Ayrıca, NRCDOSE kodu ile normal işletim için doz dağılımları tahmin edilmiştir. Elde edilen veriler Akkuyu NGS'nin Çevre Etki Değerlendirme Raporu'nda sunulan verilerin doğrulanması amacıyla kullanılmıştır. Son olarak, saha dışı acil durum yönetimi süreçlerindeki aksaklıklar nedeniyle tahliyenin gecikmesine ilişkin olasılıklı bir yaklaşımı temel alan 3+ Seviye OGA Metodolojisi geliştirilmiştir. Ülkemizde bir NGS'de ağır kaza meydana gelmesi durumunda Acil Koruyucu Eylem Planlama Bölgesi (APB) içinde kalan halkın tahliyesi söz konusudur. Bu çalışmada, APB için bir tahliye modeli geliştirilerek hata ağacı yöntemi ile analizler gerçekleştirilmiştir. Ayrıca belirsizlik analizleri yapılarak sonuçların güven aralıkları belirlenmiştir. Birbirinden bağımsız olarak ortaya çıkabilecek aksaklıkların farklı kombinasyonları ile bunların olası sonuçları değerlendirilerek bir risk matrisi geliştirilmiştir. Son olarak yöntemin Akkuyu NGS için uygulaması yapılmıştır. Geliştirilen yöntemin, planların sayısal verilere ve analizlere dayandırılması, muhtemel aksaklıkların öngörülerek planlarda gerekli düzenlemelerin yapılması ve bu yolla daha gerçekçi acil durum yönetimi yaklaşımlarının geliştirilmesi amacıyla kullanılabilecek bir yöntem olduğu sonucuna varılmıştır.
Irıs küçük modüler reaktörünün (SMR) RELAP5/SCDAPSIM sistem kodu ile modellenmesi
Kompakt tasarımları, düşük ilk yatırım maliyeti, konvansiyonel enerji santrallerine göre daha kısa kurulum süreleri, nükleer silahsızlanma antlaşması ile uyumlu olması, gelişmekte olan ülkelerin elektrik iletim hatları ile uyumlu olması, modüler şekilde kurulumlarının yapılması, iyileştirilmiş pasif güvenlik sistemlerinin bulunması gibi birçok sebepten dolayı 2000'li yıllardan itibaren küçük modüler reaktörler üzerine yoğun çalışmalar yapılmıştır. Bu tezde, Amerika Enerji Bakanlığı ve Nükleer Enerji Araştırma Girişimi (Nuclear Energy Research Initiative) sponsorluğunda, Westinghouse şirketi öncülüğünde nükleer sanayi, araştırma laboratuvarları ve üniversitelerden oluşan uluslararası bir konsorsiyum tarafından tasarlanan soğutucu pompalar, buhar üreteçleri, basınçlandırıcı gibi reaktör güç ünitesi ana elemanlarını reaktör koruma kabı içerisinde içerecek şekilde integral, modüler inşa özelliğine sahip, basınçlı, hafif sulu 1000 MWth, 335 MWe güce sahip IRIS Küçük Modüler Reaktörü (SMR) RELAP5/SCDAPSIM sistem kodu ile modellenmiştir. IRIS SMR reaktörünün integral yapısı sayesinde reaktör basınç kabı içerisinde yer alan birincil döngüye 4 inçten (10,16 cm) (Kimyasal ve Hacim Kontrol Sistemi Bağlantısı, CVCS) çapından büyük herhangi bir boru bağlantısı bulunmamaktadır. Bu tezin amacı, IRIS küçük modüler reaktörünün korunu, soğutucu sistemleri ve güvenlik sistemlerini RELAP5/SCDAPSIM sistem kodu kullanarak modellemek ve reaktör CVCS bağlantısında gerçekleşebilecek küçük kırık sonucu oluşan küçük kırıklı soğutucu kaybı kazası sırasındaki davranışı incelemektir. Bu kapsamda oluşturulan modelde reaktör birinci ve ikinci döngü bileşenleri ve koruma kabı soğutma sistemi haricindeki pasif güvenlik sistemleri modellenmiştir. Bu çalışmada koruma kabı soğutma sistemi modellenmediğinden ve EHRS tasarım değerlerine ait tasarım verileri elde edilemediğinden basınç ve koruma kabı basınçları beklenenden yüksek bir seviyede eşitlenmiş olup basıncın eşitlendiği seviye koruma kabı tasarım basıncının yaklaşık 0,3 MPa altındadır.
Basınçlı su reaktör kabının favor (fracture analysis of vessels oak ridge) kodu ile yapısal analizinin yapılması
Reaktör basınç kabı bir nükleer santralde bütünlüğünün korunmasına en fazla önem verilen yapıdır. Geçtiğimiz son otuz yılda reaktör basınç kaplarını analiz etmek için kırılma mekaniği ve risk bazlı metotlarda belirli gelişmeler ve iyileştirmeler olmuştur. Bu gelişmeler hali hazırdaki kırık analizi yapan kodlara entegre edilmiştir. Ömrünü dolduran veya doldurmaya yakın olan reaktör basınç kaplarının lisans ömrünü uzatıp uzatmamaya veya bakımın gerekip gerekmediğine bu kodlarla yapılan analizler sonucu karar verilmektedir. Reaktör basınç kabının kırık analizini yapan kodlar deterministik ve olasılıksal yaklaşımlar kullanır. Fracture Analysis of Vessels-Oak Ridge (FAVOR) kodunda olasılıksal analiz yapan algoritma blokları bulunmaktadır. Analiz nötron akımının fazla olduğu kemer bölgesinde yoğunlaşmaktadır, başlangıçta FAVOR basınç termal şokunun meydana geldiği geçiş durumları için kullanılmaktayken güncellenen kodun sürümleri ile reaktörü başlatma-durdurma durumları ve çeşitli soğutucu sızıntılarının olduğu kaza durumları için de reaktör basınç kabının olasılıksal kırık analizini yapmak mümkündür. Bu çalışmada Buhar Üreteci Tüp Kırığı Kazası (SGTR) ve Pilot Kumandalı Rahatlatma Vanasının (PORV) 20. saniyede açıldığı durumda RELAP5 ile termal-hidrolik analiz yapılmış ve alınan veriler FAVOR kodunda girdi olarak kullanılmıştır. Bu durumlarda reaktör basınç kabını tehdit eden bir çatlak başlama durumu dolayısıyla reaktör basınç kabının yapısal bütünlüğünün bozulmadığı görülmüştür, bu beklenen bir durumdur çünkü literatürde de Amerika Birleşik Devletleri'nde bütün reaktör basınç kaplarının Nükleer Düzenleme Kurumu'nun (NRC) belirlediği sınırların altında özellikler gösterdiği ve güvenli bölgede oldukları belirtilmektedir. Oak Ridge Laboratuarı tarafından bu tezde kullanılmak üzere gönderilen FAVOR kodu içeriğinde 3 reaktör için basınç kaplarındaki kusurları belirleyen dosyalar bulunmaktadır. Bu reaktör basınç kapları ABD'de bulunan reaktör basınç kaplarında nötron akımı nedeniyle en fazla gevrekleşmesi olan reaktör basınç kaplarıdır. Bu çalışmada 3 döngülü Westinghouse tipi Basınçlı Su Reaktörü olan 'Beaver Valley' nükleer reaktörü incelenmiştir ve Buhar Üreteci Tüp Kırığı kazası için kusur dosyalarında basınç kabının dayanımını kötüleştirecek değişimler yapılarak analiz sonuçları sunulmuştur. Aynı analizler Pilot Kumandalı Rahatlatma Vanasının 20. saniyede açıldığı durum için de yapılmıştır.
Nükleer maddelerin izotopik içeriğinin Monte Carlo yöntemi ile belirlenmesi
Hafif su soğutmalı nükleer reaktörlerin (LWR) kullandıkları yakıtların reaktörlerde kullanılabilmesi için kullanılan uranyum elementinin zenginleştirilmesi gerekmektedir. Bu işlem zenginleştirme tesislerinde uranyum elementinin içinde bulunan U-235 izotopunun malzeme içinde kütlece yüzdesinin yükseltilmesiyle yapılmaktadır. Zenginleştirme sürecini izlemek, istenilen zenginleştirme seviyesinde yakıt üretilip üretilmediğini kontrol etmek hem yakıt uygunluğu hem de güvenlik açısından büyük öneme sahiptir. Zenginlik tayini radyoaktif olan uranyum yakıt elemanının gama spektrumu oluşturularak tahribatsız bir şekilde gerçekleştirilebilmektedir. Radyoaktif elementlerin izotoplarının önceden tanımlanmış gama spektrumları zenginlik tayini yapılacak içeriği bilinmeyen malzeme için gerekli bilgiyi sağlayabilmektedir. Böylece malzemeye zarar vermeden ve herhangi bir referans malzemeye ihtiyaç duyulmadan radyoaktif materyalin aranılan zenginliği kolayca tayin edilebilmektedir. Şimdiye kadar yapılan zenginlik tayini araştırmalarında radyoaktif izotopların saldığı gama ışınının tüm enerjisini bıraktığı tepe noktaları ya da spektrum üzerinde belli enerji bölgeleri kullanılmaktaydı. Bu çalışmada ise tüm spektrum üzerindeki bilgi kullanılacaktır. Böylece gelen tüm gama ışınlarının dedektöre bıraktığı enerji bilgileri kullanılarak belli enerji aralıklarına bakılmaksızın ve o enerji aralıklarında bağlı kalınmaksızın tayin işlemi gerçekleştirilebilecektir. Bu tez kapsamında gama ışınlarını ölçümünde kullanılan farklı dedektör tipleri incelenmiştir ve kullanılacak spektrumlar MCNP programı kullanılarak hazırlanmıştır. Monte Carlo Metodu ile alınacak ölçüm sonuçları gerçek ölçüm verilerine benzetilmiş, gerçek ölçüm koşullarında karşılaşılan dedektörün göstermiş olduğu enerjiye bağlı yanıt fonksiyonları ve zaman bilgisi sisteme Python programlama dili kullanılarak tanımlanmıştır. Alınan sonuçlar dedektör hacminin ve çözünürlüğünün kullanılan tüm spektrum ve tepe oranları tekniği için önemini göstermiştir. İkinci aşamada kullanılan Levenberg Marquardt Metodu ile zenginlik, yoğunluk ve zaman değişkenleri referans malzeme kullanılmadan ve tüm spektrum üzerinde çalışılarak tanılanmaya çalışılmıştır. Bu metotta önceki adımda takip edilen tüm spektrum ve tepe oranları tekniğinde olduğu gibi izotop spektrumları ayrıca tanımlanmamış ve aranan malzeme spektrumu üzerinden işlemler yürütülmüştür. Böylelikle izotopların ayrıca üretilen spektrumlarına bağlılık ortadan kalkmıştır. Zenginlik ve zaman bilgisinin spektrum üzerindeki etkisinin benzer sonuçlar doğurması iki değişkenin bu metotta beraber kullanımında problem yaratmıştır. Ancak sadece zenginlik ve yoğunluk değişkenlerinin tanımlandığı durumda verilen tahmin değerleri aranan değişken değerlerine yakınsayabilmiştir.