INVESTIGATION OF A (D,T) FUSION DRIVEN BLANKET DESIGNED FOR TRITIUM BREEDING WITH DIFFERENT MATERIALS

Transkript

1 Niğde Üniversitesi Mühendislik Bilimleri Dergisi, Cilt 6 Sayı 1-2, (2002), TRİTYUM ÜRETİMİ İÇİN TASARLANAN (D-T) FÜZYON SÜRÜCÜLÜ BİR BLANKETİN SEÇİLEN DEĞİŞİK MALZEMELER İÇİN İNCELENMESİ Mustafa BAYRAK Niğde Üniversitesi Makine Mühendisliği Bölümü, 51100, NİĞDE ÖZET Geleceğin nükleer reaktörleri olan füzyon reaktörlerinde yakıt olarak trityum kullanılmaktadır. Trityum tabiatta bulunmayıp yapay olarak üretilmektedir. Bu çalışmada, trityum üretim bölgesi için sekiz değişik malzemenin trityum üretim oranları, nötron çoğalım oranları ve ısı kazanımlarının blanket yarıçapına göre değişimleri incelenmiştir. Bu çalışma ile bir blankette kullanılabilecek trityum üretim malzemeleri ve trityum üretim bölgesinin boyutları arasında bir ilişkinin olup olmadığı araştırılmış olup, malzemelerin nötron reaksiyonlarının yarıçapa ve aynı zamanda nötron hızına göre değişimleri incelenmiştir. Araştırılan malzemelerin trityum üretim oranlarının yarıçapa bağlı olarak değişimleri incelendiğinde, tabii lityum, Li+Pb (%10) ve Li+Be (%10) un termal nötronlarla daha iyi reaksiyon yaptığı, bir başka ifade ile blanket yarıçapını artırmakla trityum üretiminin artacağı, diğerlerinde ise yarıçapı artırmanın trityum üretim oranına fazla bir katkısının olmadığı görülmüştür. Anahtar Kelimeler : Füzyon reaktörü, trityum üretim oranı, ısı kazanımı INVESTIGATION OF A (D,T) FUSION DRIVEN BLANKET DESIGNED FOR TRITIUM BREEDING WITH DIFFERENT MATERIALS ABSTRACT In the fusion reactors which are the reactors of the future, tritium is used as fuel. Tritium dos not exist in the nature, but it is produced artificially. In this study, the changes of tritium breeding ratio, neutron multiplication ratio and heat releases of eight different materials with respect to blanket radius are investigated. With the study it is investigated whether there is a relation between tritium breeding zone that can be used changes of materials neutron reactions with respect to radius and also neutron speed are investigated. When the changes of tritium breeding ratio of the materials with respect to radius are investigated, it is observed that natural lithium, Li + Pb (10%) and Li + Be (10%) does better reactions with neutrons, namely tritium breeding ratio increases with increasing blanket radius, but for the other ones increasing the radius dos not have much support on the breeding ratio. Key Words: Fusion reactor, tritium breeding ratio, heat release 1. GİRİŞ Günümüzde teknolojinin gelişmesine paralel olarak dünya enerji ihtiyacı sürekli olarak artmaktadır. Sanayi ülkelerinde uygulanan enerji ekonomisi stratejileri bu artışı yumuşatmakla birlikte, gelişmekte olan ülkelerin çağdaş teknolojiyi yakalama çabaları bu geçiş evresinde büyük engellerle karşılaşmaktadır. Orta ve uzun vadeli düşünülecek olursa ileriki yıllarda tüm dünyanın yeni enerji kaynaklarına ihtiyaç duyacağı muhakkaktır. Hidrolik enerji kaynaklarının sınırlı olması günümüzde sanayinin ihtiyaç duyduğu enerji üretimini fosil ve nükleer yakıtlardan sağlanma cihetine götürmektedir. Fosil yakıtların sebep olduğu taşıma, dağıtım ve çevre kirliliği gibi problemlerin yanında rezervlerin sınırlı olması, bu tür yakıtların kullanılmasına sınırlama

2 M. BAYRAK getirmiştir. Dünya enerji ihtiyacının karşılanmasına yönelik olarak, çeşitli ülkelerce geliştirilen çeyrek asrı aşan çalışma programı, kaynak dağılımını fosil yakıtlardan nükleer yakıtlara kaydırmıştır [1]. Dünya elektrik enerjisi üretiminde nükleer enerjinin payının giderek arttığı görülmektedir. Bilindiği gibi nükleer enerji üretimi, başta Fransa olmak üzere Belçika, Kore, Macaristan ve Tayvan gibi ülkelerde toplam elektrik üretiminin yarısına erişmiş veya geçmiştir. Almanya, Bulgaristan, Finlandiya, İspanya, İsveç, İsviçre gibi ülkelerde ise nükleer pay 1/3 oranın üzerindedir. Diğer taraftan gelişmekte olan ülkeler, birkaç istisna dışında nükleer teknolojiye genellikle ilgisiz kalarak, bu zengin enerji kaynağından yararlanabilme şansını kaçırmaktadır. Gelişmiş ülkelerde ise nükleer enerji yatırımı hızla artmaktadır [2-4]. Nükleer enerji günümüzde çoğunlukla hafif su reaktörleri ile sağlanmaktadır. Ancak, 2000 li yıllarda, bu reaktörlerin kullanıldığı hafif zenginleştirilmiş yakıt yönünden bir darboğaz beklenmektedir. Bu sebeple, enerji açığının nükleer füzyonla karşılanması mümkün görülmekle beraber, orta vadede füzyon reaktörlerinin teknolojik gelişmesini tamamlaması mümkün görülmemektedir [3]. Bu çalışmada, (D, T) füzyon nötronlarına maruz kalan bir blanketin füzyon reaktörü için önemli olan trityum üretimi, nötron çoğalımı ve ısı kazanımı incelenmiştir. 2. BLANKET GEOMETRİSİ Bu çalışmada kullanılan blanketin kesiti Şekil 1 de görülmektedir. Füzyon odası 1.3 cm kalınlığında SS-304 çeliği ile çevrelenmiştir. Daha sonra 40 cm trityum üretim bölgesi ve 40 cm reflektör bölgesinden oluşmaktadır. Trityum üretim bölgesinde sekiz farklı malzeme kullanılarak hesaplamalar her bir malzeme için ayrı ayrı yapılmıştır. Bu malzemeler; Flibe (Li 2 BeF 4 ), Tabii Lityum, Lityum Hidrür (LiH), Lityum Florür (LiF), Lityum oksit (Li 2 O), Lityum Hidroksit (LiOH), Lityum Berilyum karışımı (Li+Be (%10)) ve Lityum kurşun Karışımı (Li+Pb (%10)). SS-304 Çizgisel nötron kaynağı (D,T) 14.1 MeV Trityum üretim bölgesi Reflektör 18.7 cm 1.3 cm 40 cm 40 cm Şekil 1. Araştırılan blanketin kesit görünüşü Ayrıca, blanket yapısında kullanılan tüm malzemelerin listesi ve atomik yoğunlukları Tablo 1 de verilmiştir. Blanketin fonksiyonları ise; plazmanın hakim olan çalışma modu ( D, T ) reaksiyonu ise, gerekli trityum üretimini sağlamak, nötron sayısını ve kendisine füzyon nötronları ile ulaşan enerjiyi çoğaltmak, termal enerji eldesini sağlamak ve bir dereceye kadar da nötronlar ve gamma ışınları için perdeleme görevini yerine getirmek şeklinde sıralanabilir [5]. Nötron ekonomisinin sağlanabilmesi için, blanket etrafı bir reflektör ile çevrilmiştir. Yüksek sıcaklıklara dayanabilme özelliğinden dolayı reflektör malzemesi olarak grafit seçilmiştir. Füzyon nötronları, ilk cidarın hemen gerisinde yer alan, nötron çoğaltıcı bir katmanda (Li, Be, Pb ) sayıca çoğaltılır. 68

3 TİRİTYUM ÜRETİMİ İÇİN TASARLANAN (D-T) FÜZYON SÜRÜCÜLÜ BİR BLANKETİN DEĞİŞİK MELZEMELER İÇİN İNCELENMESİ Tablo 1. Blanket malzemeleri ve atomik yoğunlukları Bölge Boyut (cm) Boşluk Birinci bölge Trityum üretim bölgesi Malzeme (SS-304) C Si Cr Fe Ni Tabii Lityum 6 Li 7 Lİ LiF LiH LiOH Li 2 O Be Pb Flibe(Li 2 BeF 4 ) 6 Li 7 Li Be F Atomik yoğunluk /cm Reflektör Grafit (Karbon) SAYISAL HESAPLAMALAR Belirtilen reaktör tesisinde nötronik hesaplamaların yapılabilmesi için nötron akısını, geometriye ve nötron enerjisi ile hareket doğrultusuna göre tarif eden Boltzman Transport Diferansiyel Denklemi nin çözülmesi gerekir. Malzemelerin nötron karşısında nötronun kinetik enerjisine göre tavrı çok değişiktir. Genellikle nötron enerjisine bağlı olarak malzeme-nötron ilişkisini fonksiyonel olarak tarif etmek mümkün değildir. Bu sebeple tesir-kesit değerleri kullanılarak Boltzman Transport Denklemi ancak nümerik olarak çözülebilir. Tesir-kesit kavramı nötron-malzeme ilişkisi sonucu olabilecek yeni yapıların olma ihtimalini veren değerler olup, büyük oranda deneysel modellerle bulunmuştur. Tesir kesit değerleri nötron eğrilerine göre düzenlenmiş olarak data kütüphaneleri şeklinde kullanıma sunulmuştur. Sayısal çözüm için füzyon odasının yapısı gereği silindirik koordinatlar seçilmiştir. Boltzman Transpot Denklemi nin çözümü için ANISIN [6] nötron transport kodu seçilmiştir Malzeme-nötron ilişkisini nötron enerjisine bağlı şekilde veren kütüphane olarak Los Alamos National Laboratory tarafından CLAW-IV [7] tesir kesitleri kullanılmıştır. Bu kütüphanede tesir kesitleri nötron enerjisi 12 tanesi MeV, 9 tanesi kev ve 9 tanesi de ev mertebesinde olacak şekilde 30 gruba ayrılarak belirlenmiştir. Bu gruplar fisyon, füzyon, 1/E ve termal bölgeye göre düzenlenmiştir. Nötron akısının açıya göre değişimi Gaussian quadrature metodu kullanılarak S 8 P 3 yaklaşımı ile hesaplanmıştır [8]. Füzyon reaksiyonlarında bol miktarda enerji MeV mertebesinde olan nötron meydana gelecektir. Bu nötronlar trityum üretim bölgesinde kullanılan malzemelerin atom çekirdekleri tarafından absorbe edilerek ya yeni bir füzyon yakıtı ya da (n,2n), (n,3n) reaksiyonları ile nötron çoğalması meydana gelecektir. Her üç hal de reaktör teknolojisi açısından arzu edilen hallerdir. Eğer nötron trityum üretim bölgesinde kullanılan malzeme tarafından yutulmazsa çarpışma meydana gelecektir. Bu çarpışma sonucunda nötron yavaşlayacak ve kaybettiği kinetik enerji termal enerj seviyesine düşecektir. 69

4 M. BAYRAK 4. FÜZYON NÖTRON KAYNAĞI Füzyon nötron kaynağı ile ilgili olarak yapılan çalışmalar, termonükleer reaktör teknolojisinin gelişmesine parelel olarak incelenebilmektedir. Plazma teknolojisini de içine alan bu çalışmalar dünya üzerinde çeşitli araştırma laboratuvarlarında devam etmektedir. Termonükleer enerji kaynağı, düşük kütleli çekirdeklerin, uygun ortam şartlarında birleşerek, büyük bir enerjinin (MeV) mertebesinde açığa çıkmasının eşliğinde, daha büyük kütleli bir çekirdek oluşturmaları olarak tanımlanan birleşme reaksiyonlarına dayanır. Füzyon olarak da bilinen bu reaksiyonlardan bu çalışmada; D+T α (3.5 MeV) + n (14.1 MeV) + Q (17.6 MeV) (1) reaksiyonuna dayalı füzyon kaynağı kullanılmıştır. Bu reaksiyon sonucunda açığa çıkan nötron, 14.1 MeV gibi büyük bir enerjiyi üzerinde taşır. Füzyon reaksiyonları, ilk cidarın hemen gerisinde yer alan, nötron çoğaltıcı bir katmanda sayıca çoğaltılırken aynı zamanda enerjileri de modere edilmektedir. ( D, T) reaksiyonuna dayalı bir plazma için gerekli trityum, yine blanket içerisinde trityum üretme bölgesi olarak bilinen katmanlarda elde edilmekte olup, bu katmanın malzemesi ise Lityum ve bileşikleridir. Trityum izotopu tabiatta bulunmayıp yapay olarak üretilmektedir. Trityum elde edilmesine yönelik temel reaksiyonlar ise şunlardır. 6 Li + n α + T + Q (4.784 MeV) (2a) 7 Li + n α + T + n +Q ( MeV) (2b) 5.SONUÇLAR Araştırılan blankette kullanılmak üzere, Tabii Lityum (% Li ve % Li) Flibe (Li 2 BeF 4 ), Lityum Hidrür (LiH), Lityum Florür (LiF), Lityum oksit (Li 2 O), Lityum Hidroksit (LiOH), Lityum Berilyum karışımı (Li+Be (%10)) ve Lityum kurşun Karışımı (Li+Pb (%10)) malzemeleri seçilmiştir. Bu malzemelerin ayrı ayrı trityum üretim oranları, nötron çoğalım oranları ve ısı kazanımları blanket yarıçapının değişimine göre incelenmiştir. Bunun sonucunda da en uygun trityum üretim malzemesi ve blanket yarıçapı tayini söz konusu olabilecektir. Kullanılan farklı malzemeler için sayısal hesaplama sonucunda elde edilen toplam değerler Tablo 2 de verilmiştir. Ayrıca trityum üretim bölgesinde elde edilen sonuçların blanket yarıçapına göre değişimleri hesaplanarak trityum üretim oranları Şekil 2(a-h) de, dikkate alınmaya değer nötron çoğalım oranları Şekil 3 de ve ısı kazanımları ise Şekil 4 de verilmiştir. Tablo 2. trityum üretim bölgesinde kullanılan sekiz ayrı malzemenin reaksiyon sonuçları Malzeme Trityum Üretim Oranı Nötron Çoğalımı Isı Kazanımı (MeV) Tabii Lityum LiF LiH Li 2 O LiOH Flibe Li+Pb(%10) Li+Be(%10) Şekil 2 (a,b ve c) incelendiğinde Li+Pb(%10) ve Li+Be(%10) malzemelerinin trityum üretim oranları () açısından, tabii lityuma göre daha iyi olduğu açıkça görülmektedir. 7 Li nin trityum üretim oranı (T7) her üç şekilde de fazla bir değişiklik göstermezken, 6 Li nın trityum üretim oranında (T6) r=20 cm den itibaren r=60 70

5 TİRİTYUM ÜRETİMİ İÇİN TASARLANAN (D-T) FÜZYON SÜRÜCÜLÜ BİR BLANKETİN DEĞİŞİK MELZEMELER İÇİN İNCELENMESİ cm ye kadar belirgin bir artış görülmektedir. T6 ve T7 eğrileri Şekil 2 a da (tabii lityum) r=36.5 cm de kesişirken, Şekil 2 b de (Li+Pb) r=28 cm de ve Şekil 2 c de (Li+Be) r=25 cm de kesiştiği görülmektedir. Bu değerler T6 eğrisindeki artışı göstermektedir. Ayrıca reflektör bölgesine yaklaştıkça (r=60 cm) Li+Pb (%10) ve Li+Be(%10) karışımının trityum üretim oranının arttığı görülmekte olup, bu Li+Pb ve Li+Be karışımlarının termal nötronlarla daha iyi reaksiyon yapmalarından kaynaklanmaktadır. Şekil 2 (d,e,f) incelendiğinde ise, LiOH, Li 2 O ve LiH malzemelerinin yüksek hızlı nötronlarla daha iyi reaksiyon yapmalarından dolayı, Şekil 2 (a,b,c) den farklı olarak bu grafiklerde T6 eğrisinin r=20 cm den r=60 cm ye doğru giderek düştüğü görülmektedir. Bundan dolayı, bu malzemelerin trityum üretim oranı () açısından hızlı nötronlarla daha iyi reaksiyon yaptığı görülmektedir. Reflektör bölgesine doğru bir miktar artış olsa da buna geri dönen nötron reaksiyonunun sebep olduğu görülebilir. Ayrıca grafikler incelendiğinde LiH ve LiOH malzemeleri kullanıldığı zaman T6 ve T7 eğrilerinin kesişmediği görülürken, Li 2 O malzemesinin r=23 cm de (kaynağa çok yakın) kesiştiği görülmektedir. LiH ve LiOH malzemelerinin trityum üretim oranları () arasında 0.23 gibi bir fark olmasına rağmen eğrilerdeki benzerlik dikkat çekicidir. Bu eğrilerden görüldüğü gibi tabii lityum, Li+Pb(%10) ve Li+Pb(%10) malzemelerinin kullanılması durumunda trityum üretim oranının (), 6 Li da termal nötronlarla artıp hızlı nötronlarla ise düştüğü gözlemlenmiştir. Hidrojen katkısının bulunduğu malzemelerde ise bu durumun tersine döndüğü ve r=20 cm den r=60 cm ye doğru 6 Li nın trityum üretim oranının () giderek azaldığı gözlenmektedir. Li 2 O da ise durum biraz farklıdır. 6 Li nın trityum üretim oranının genel olarak r=20 cm den r=60 cm ye kadar dengede kaldığı görülürken r=30cm den itibaren yine azalma vardır. Aynı zamanda bu üç grafikten de T7 nin r=60 cm de sıfıra yaklaştığı görülmektedir. Ayrıca tabii lityum, Li+Pb ve Li+Be dan farklı olarak LiOH, Li 2 O ve LiH te r=20 cm de T6 ve T7 değerlerinin daha yüksek çıkması, yukarıda belirtildiği gibi bu malzemelerin açısından hızlı nötronlarla daha iyi reaksiyon yaptığını göstermektedir. Flibe ve LiF (Şekil 2 g ve h) eğrilerini incelediğimizde, bu malzemelerdeki trityum üretim oranının () yarıçapa göre değişiminin Li 2 O dakine benzer olduğu görülür. Li 2 O dan farklı olarak bu grafiklerde T6 ve T7 eğrileri kesişmemektedir. LiH ve LiOH'ta bu durum çok açık bir şekilde gözlenirken Flibe ve LiF te r=20 cm den r=60 cm ye doğru yaklaşılmasının, yani diğer bir deyişle nötron hızındaki azalmanın 6 Li nın trityum üretim oranını fazlaca etkilemediği görülmektedir. Bu farklı sekiz malzemenin trityum üretim oranlarının (), blanket yarıçapına göre değişimi genel olarak değerlendirildiğinde, 7 Li nin trityum üretim oranı (T7) eğrisinin bütün malzemelerde de r=20 cm den r=60 cm ye doğru gidildikçe azalmakta olduğu görülür. 6 Li nın trityum üretim oranı (T6) eğrisi ise tabii lityum, Li+Pb(%10) ve Li+Be(%10) da r=20 cm den r=60 cm ye kadar sürekli olarak yükseldiği, LiH ve LiOH ta r=20 cm den r=60 cm ye doğru sürekli olarak azaldığı, Li 2 O, LiF ve Flibe de ise bir denge görülmesine rağmen az da olsa bir azalmanın olduğu görülür. En yüksek toplam trityum üretim oranı (), Li+Be(%10) da gerçekleşirken (1.47), tabii lityum, Li 2 O, LiH ve Li+Pb(%10)'de ( ) gibi yüksek değerlerde gerçekleştiği görülmektedir. Ayrıca yarıçapı artırmanın tabii lityum, Li+Pb ve Li+Be gibi malzemelerde trityum üretim oranını artıracağı, diğer malzemelerde ise azaltacağı gözlenmektedir. Tabii Li 0.25 Li+Pb%10 Toplam trityum üretim oranı:1.33 Toplam trityum üretim oranı:1.37 ( a ) ( b ) 71

6 M. BAYRAK Li+Be(%10 ) LiOH Toplam trityum üretim oranı:1.47 Toplam trityum üretim oranı:1.11 ( c ) ( d ) Li2O LiH Toplam trityum üretim oranı:1.33 Toplam trityum üretim oranı:1.34 ( e ) ( f ) Flibe LiF Toplam trityum üretim oranı:1.15 Toplam trityum üretim oranı:1.2 ( g ) ( h ) Şekil 2(a-h). Seçilen farklı malzemeler için trityum üretim oranlarının yarıçapa bağlı olarak değişimi 72

7 TİRİTYUM ÜRETİMİ İÇİN TASARLANAN (D-T) FÜZYON SÜRÜCÜLÜ BİR BLANKETİN DEĞİŞİK MELZEMELER İÇİN İNCELENMESİ Şekil 3 de ise seçilen malzemelerin nötron çoğalımlarının yarıçapa bağlı olarak değişimleri görülmektedir. Burada sadece nötron üretimi için önemli olan malzemelere yer verilmiştir. Diğerlerinde nötron çoğalımı çok az olduğu için grafikte gösterilmemiştir. Nötron, çekirdek reaksiyonlarının en temel ihtiyacı olduğu için gereklidir. Şekilden de görüldüğü gibi, nötron çoğalımı r=20 cm de en yüksek değerlerde iken r=60 cm de en düşük değerlerdedir. Bu hızlı nötronların nötron çoğalımına katkısının daha fazla olduğunu göstermektedir. Termal nötronların ise nötron çoğalımına katkısı çok daha az olmaktadır. Nötron çoğalımı FLiBe Li+Be Li+Pb Toplam nötron çoğalımı Li+Be(%10) :0.501 Li+Pb (%10):0.371 Flibe : Şekil 3. Seçilen farklı malzemeler için nötron çoğalımlarının yarıçapa bağlı olarak değişimi Şekil 4'te seçilen trityum üretim malzemelerine ait blanket yarıçapına göre değişen ısı kazanımı eğrileri görülmektedir. Şekilden de görüleceği gibi bütün malzemeler yarıçapa bağlı olarak farklı bir ısı kazanımı reaksiyonu göstermektedirler. Trityum üretim bölgesi başlangıcında ısı kazanımı değeri düşük olan malzemelerin, reflektör bölgesine doğru gidildikçe ısı kazanımı değerlerinin arttığı görülmektedir. Toplam ısı kazanımı değerlerine bakıldığında ise Tablo 2 de görüldüğü gibi en yüksek ısı kazanımı değeri Flibe ve LiH de (18.3 MeV) gerçekleşmektedir. Isı Kazanımı (MeV) FLiBe Li+Be LiF LiH Li2O LiOH Li+Pb Nat.Li Şekil 4 Moderatör malzemelerinin yarıçapa bağlı olarak ısı kazanımları 73

8 M. BAYRAK REFERANSLAR 1. ŞAHİN S., Mainline fusion-fission (hybrid) reactor concepts, Ecole Polytechnique Federale de Lausanne Institute de Genie Atomique PHB-Ecublens, 1015 Lausanne, Switzerland 2. ŞAHİN S., YAPICI H., Investigation of the neutronic potential of moderated and fast (D,T) hybrid blankets for rejuvenation of CANDU spent fuel, Fusion Technology, 16:331, ŞAHİN S., BALTACIOĞLU E., YAPICI H., Potential of a catalyzed fusion driven hybrid reactor for regeneration of CANDU spent fuel. Fusion Technology 20:26, ŞAHİN S., Nükleer Enerjide Yeni Dönem, İnsan ve Kainat, Şubat, ABDOU M., Nuclear Design of the Blanket/Shield System for a Tokomak Experimental Power Reactor, Nuclear Technology, 29, 7, W.W ENGLE Jr., ANISN, A One Dimensional Discrete Ordinates Ordinates Transport Code with Anisotropic Scattering, K-1693, Oak Ridge National Laboratory, BARRETT R.J., and FARLANE R.E. Mac, CLAW, Coupled 30 Neutrons, 12 gamma Ray Group Cross Sections for Neutron Transport Calculations, LA ŞAHİN S., Comparison of Diffusion and Transport Theory for For Fast Reactor Shielding Calculations, Atomkernenergie, 22, 24,