Ergimiş tuz reaktörlerinde radyasyon zırhlama analizi

Nükleer enerji teknolojisinde yenilikçi bir yaklaşım sunarak çeşitli avantajlarıyla öne çıkan Erimiş Tuz Reaktörleri (Molten Salt Reactor - MSR) güvenli ve sürdürülebilir nükleer enerjinin gelecekteki potansiyel seçeneklerinden bir tanesidir. MSR'ler termal nötron spektrumunda çalıştığı bilinirken bazı tasarımları hızlı nötron spektrumunda da çalışabilmektedir. Bu kapsamda MSR'lerde radyasyon zırhlama tasarımı, reaktörün yakıt çevrimi, çalışma sıcaklığı ve nötron spektrumu gibi değişkenlere bağlı olarak optimize edilmelidir. Bu tez kapsamında, hali hazırda tasarımı yapılmış 50 kWth güce sahip bir mikro-MSR için önerilen katmanlı zırhlama modelinin analizi ve radyasyon hasarının incelenmesi amaçlanmıştır. Dokuz katmandan oluşan mikro reaktörün zırhlama tasarımında SS316 ve B4C çıkartılarak yerlerine sırasıyla SS304 ve HN (Hastelloy N) yerleştirilmiştir. Hem literatürde konsepti verilen reaktör için hem de önerilen yeni malzemeler kullanılarak tasarlanan reaktör için radyasyon zırhlama analizleri gerçekleştirilmiştir. Bu doğrultuda, ilk aşamada Serpent Monte Carlo simülasyon programı kullanılarak reaktör modellenmiş ve simüle edilmiştir. Simülasyon sonucunda reaktörün çalışması ile açığa çıkan nötron akıları belirlenmiş ve diğer simülasyon paketleri için girdi olarak kaydedilmiştir. GEANT4 ve FLUKA programları kullanılarak nötronların reaktör zırh katmanları ile etkileşimleri ikincil radyasyonlar da hesaba katılarak incelenmiştir. Nötron analizine ek olarak zırh tasarımının gama radyasyonu zırhlama açısından kabiliyeti GEANT4, FLUKA ve XCOM kodları aracığıyla belirlenmiştir. Tez kapsamında önerilen SS304 ve HN'nin SS316 ve B4C'ye göre gama ve nötron radyasyonu açısından daha iyi zırh malzemeleri oldukları hesaplamalar sonucunda görülmüştür.