UF 4 İÇEREN ERİYİK TUZLU APEX FÜZYON REAKTÖRÜNDE NÖTRONİK HESAPLAMALAR

Transkript

1 X. Ulusal Nükleer Bilimler ve Teknolojileri Kongresi, 6-9 Ekim 2009,4; JR A.Hançerlioğulları UF 4 İÇEREN ERİYİK TUZLU APEX FÜZYON REAKTÖRÜNDE NÖTRONİK HESAPLAMALAR Aybaba Hançerlioğullan '*, Turgay Seydioğlu 2 ** 1 Kastamonu Üniversitesi Fen-Edebiyat Fakültesi,Fizik Bölümü Kuzeykent/KASTAMONU 2 Kastamonu Üniversitesi Meslek Yüksekokulu Endüstriyel Elektronik Bölümü Kuzeykent/KASTAMONU APEX (Advanced Power Extraction) Füzyon teknolojisi,aries-rs Füzyon Reaktör boyutları kapsamında gerçekleştirilen ekonomik,güvenli,çevresel çekiciliği üzerinde barındıran ileri bir nükleer teknoloji sistemidir.apex Füzyon reaktörünün en önemli özeliği plazmayı çevreleyen ilk duvarın sıvı (Flibe(Lİ2BeF 4 ) )olmasıdır. Bu reaktörün 480 C de eriyik tuz(li2bef 4 ) ile kullanımı sırasında Reaktör Füzyon gücü 5480 MWt olup,reaktörün yüzey termal akısı 2 MWt/ m 2 dir, Füzyon gücü 5480 MWt olup,reaktörün yüzey termal akısı 2 MWt/ m 2 dir.reaktörün iç yapısında 2 cm kalınlığında ilk sıvı duvar tabakasi(fw) ve arkasında kalınlığı 40 cm olan bir başka sıvı tabakası olan Blanket(B) yapısı bulunmaktadır. Bu akışkanların merkezcil ivmeleri çok yüksek olup yaklaşık 35m/s 2 civanndadırçalışmamızda APEX in gerçek geometrik boyutlarına sadık kalınarak MCNP4B Nükleer kodlu bilgisayar programında 7 farklı modelleme çalıştık.hesaplamalarda kullalılan APEX Füzyon reaktörünün plazması Torus şeklinde olup yakıt maddesi UF4 ve soğutucu eriyik tuz olarak Flibe (Lİ2BeF4) maddesi kullandık.eriyik tuz olarak Flibe (Lİ2BeF4) maddesinin kullanılmasının sebebi reaktörün termodinamik verimin yüksek kılması ve enerji üretim maliyetinin çok düşük (COE ) olmasıdır. MCNP4B kodlu nükleer programla (%100 doğal flibe),(%2uf4+%98 Flibe),( %4UF4+%96 Flibe),( %6UF4+%98 Flibe), (%8UF4+%92 Flibe),( %10UF4+%90 Flibe), (%12UF4+%88 Flibe) yüzde oranlan kullanılarak reaktörün belirli bölgelerinde(ilk duvar FW+Blanket+Zırh),TBR(trityum üretme oranı>1.22)hesapı M,eneıji çoğaltma oranı hesabı,fısil malzeme üretimi(pu 239,U 233 )hesabı.toplam Fisyon,toplam fisyon nötronu ve kaynak nötron başına toplam(n,nx) nötron üretimi için nötronik hesaplamalar yapılmıştır. Anahtar Kelimeler: Flibe,APEX Füzyon Reaktörü, TBR * aybaba@kastamonu.edu.tr tseydioglu@kastamonu.edu.tr 437

2 NEUTRON CALCULATIONS IN THE APEX FUSION REACTOR WITH MOLTEN SALT INCLUDING UF4 APEX (Advanced Power Extraction) Fusion Technology is an advanced nuclear technology system which is economical, secure, nature friendly and which is carried out within the dimension of ARIES-RS Fusion Reactor. The most significant characteristic of APEX Fusion Reactor is that the first wall surrounding the plasma is liquid(flibe(li2bef 4 ) ). The Reactor Fusion power is 5480 MWt while the reactor is used with 480 C de Flibe molten salt (Lİ2BeF4) and the surface thermal flow of the reactor is 2 MWt/ m 2. In the inner part of the reactor is a 2-cm-thick Blanket (B) structure including a first liquid wall (FW) layer and 40-cm-thick liquid layer. The central acceleration of these liquids are very high and about 35m/s 2. In this study, 7 different modelling types were studied within MCNP4B Nuclear coded computer programme by clinging to the real geometrical dimensions of APEX. The plasma of APEX Fusion Reactor which was used in calculations was in the shape of Torus and UF4 as fuel and Flibe (Lİ2BeF 4 ) as cooler molten salt were used. The reason for using Flibe (Lİ2BeF4) as molten salt is that it raises the thermodynamic performance of the reactor and that its cost of energy production (COE ) is very low. By using (%100 natural flibe),(%2uf4+%98 Flibe),( %4UF4+%96 Flibe),( %6UF4+%98 Hibe), (%8UF4+%92 Flibe),( %10UF4+%90 Flibe), (%12UF4+%88 Flibe) rates, the neutron calculations of (First wall FW+Blanket+Armor), TBR(tritium production rate>1.22), M energy raising rate,fissile material production (Pu 239,U 233 ),total Fission production, total Fission neutron production and total neutron production per source neutron (n,nx) were done in particular parts of the reactor within the MCNP4B Nuclear coded programme. Key Words: Flibe,APEX Fusion Reaktörü, TBR 438

3 l.giriş Tüm canlılar yaşamak için enerjiye ihtiyaç duymaktadır ve bu ihtiyaç insanoğlunun oluşturduğu uygarlık seviyesine bağlı olarak her geçen gün artmaktadır.günümüzde dünya enerji ihtiyacı gün geçtikçe artmaktadır.halihazırda dünya enerji ihtiyacının % 65 ' e yakın bir bölümü fosil(kömür,petrol ve doğalgaz) yakıtlardan sağlanmakta olup buda ciddi bir çevre kirliği,sera etkisi asit yağmuru ve hava kirliği olarak karşımıza çıkmaktadır.öte yandan temiz ve güvenilir eneıji kaynaklan olarak değerlendirilen hidro ve rüzgar vb. enerji kaynaklarda maalesef doğa koşularına bağlı anlamına gelmektedir. Nükleer enerji bu anlamda enerji üretimi ve teknolojisi açısından bir kat daha önemini arttırmıştır.uluslararası Atom Enerji Ajansı(IAEA) verilerine göre, 2009 şubat ayı itibariyle, 436 ünite işletmede ve inşaat halinde 44 ünite olup toplam nükleer güç 370 GWt reaktörlerinin dünyadaki enerji üretim payı % 17 civarındadır. Günümüzde nükleer enerji üretim ağırlıklı yüzdesi,hafif su reaktorleri(lwr) tarafından karşılanmakta ve bu reaktörlerde,termal nötronlarla bölünebilen fisil yakıt enerji kaynağı olarak kullanılmaktadır.nükleer santraller için tabiatta yararlanılabilecek mevcut rezervler doğal uranyum(%7 235 U+%99,3 238 U)dur.Günümüz reaktörlerinde,uranyum rezervinin %99 kadan enerji üretimi için kullanılamamaktadır. [6] Halbuki Füzyon reaktör teknolojisi ile uranyum rezervinin tamamını ayrıca mevcut teknolojilerle nükleer hammadde olarak kullanılma imkanı bulunmayan toryum maddesinide bu reaktör teknolojiyle kullanma imkanı doğacaktır. İki hafif çekirdeğin daha ağır bir çekirdek oluşturmak için birleşmesiyle oluşan işleme nükleer füzyon denir. Füzyon teknolojisi (D-T)veya(D-D)füzyon reaksiyonlanna dayanmaktadır. Böyle bir reaktördeki fikir,füzyon plazmasının çevresini fertil yakıtlardan( U veya Th) oluşan bir blanketle sarılmakta ve reaksiyondan çıkan füzyon nötronları bu blankette yakalanmaktadır. Yakalanan nötronlar bu yakıtları yüksek yoğunluklu füzyon nötronları aracılığıyla bölünebilir yakıta (fisil yakıta) 239 nötronlar Pu'a veya 233 U'a dönüşmektedir.özellikle yüksek enerjilil4 MeVlik (D-T )reaksiyonu sonucu açığa çıkıp yüksek oranda fısyon yapabilmektedirebilir. Çizelge İde Füzyon ve Fisyon reaksiyonlan görülmektedir. Çizelge 1. Reaktörlerde Belli Başlı Nükleer Yakıt Üretim Reaksiyonlan Füzyon Yakıtı (Trityum) Üretimi b Li + 'n 3 H + 4 He + Q (4,784 MeV) Fisyon Yakıtı Üretimi 232 Th + 'n^233 Pa U 7 Li + *n -> 3 H + 4 He + *n + Q (-2,467 MeV) 238 U + ] n 239 Np Pu 2. APEX FÜZYON TEKNOLOJİSİ APEX çalışması, ABD Füzyon Enerji Bilimleri programlarının bir parçası olarak cazip bir füzyon enerji sisteminin vizyonunu tanımlamak için başlatılmıştır. APEX çalışmalannda, plazmayla yüzleşen geleneksel ilk katı duvarın yerini hızlı akan bir ince sıvı duvar tabakası almıştır.önümüzdeki 20 yıl boyunca Füzyon eneıjisi araştırmacıların en önemli görevi 439

4 cazip bir ürün için vizyon geliştirmektir.bu ürünün nitelikleri ise ekonomik,güvenli ve çevresel etkenlerin olmasıdır.vakum bölgesini temini, plazma yanma ürünlerinin dışarı atılması, plazmadaki parçacıklardan ve radyasyon enerjisinden güç çekilmesi, nötronlardan ve ikincil y fotonlarmdan ortaya çıkan gücün çekilmesi, füzyon enerjisinden yakıt olarak kullanılan trityumun temini, trityumun kendine yetebilirliğini sağlamak, radyasyondan korunma, APEX füzyon teknolojisinin en önemli unsurlarından olmuştur. Apex füzyon eneıji teknolojisi için önemli kriter özetle şöyledir: 1. Yüksek güç yoğunluğu yeteneği; Yüzeye düşen nötron gücü 10 MW/m 2 Yüzeydeki ısı akısı > 2 MW/m 2 2. Termodinamik verim (yüksek güç dönüştürme verimi) > %40 Yüksek güç dönüştürme verimi Yüksek sıcaklık - düşük sıcaklık Yüksek sıcaklık 3. Reaktörün düşük bozulma oranı kısa sürelidir.4. Basit teknoloji sistemi ve madde bolluğu 5. Elektrik santralinden çıkış eneıji maliyeti (COE) COE = C.İ + R + O P.A.M.n (I) Burada,n: Net termodinamik verim,c: Nükleer santralin kuruluş maliyeti,o: Yıllık işletme ve bakım maliyeti, İ: Sabit şaıj oranı,r: Yıllık yenileme maliyeti,a: Santrallerin emreame deliği,p: Nükleer santralin gücü,m: Vakum Vessel sistemi için enerji çarpanı Apex modelinde, Şekil-1 de görüldüğü gibi, ilk katı duvarın yerini hızla akan ince bir sıvı duvar tabakası almaktadır. Farklı bölümler için derece cinsinden sıcaklıklar gösterilmiştir, îlk katı duvar yerine sıvı duvarın bir üstünlüğü güç yoğunluğunu arttırmak ve reaktörde bozulma hasarını en aza indirmektir. Apex çalışmaları sırasında, sıvı duvar düşüncesi bazı ortak özellikler yanında oldukça farklı noktalan ve değerleri içeren kavramlar geliştirilmiştir 440

5 X. Ulusal Nükleer Bilimler ve Teknolojileri Kongresi, 6-9 Ekim 2009, j^ ^ QQQg^.Çetinkaya Şekil 1. Flibe(Li 2 BeF 4 ) Sıvı Akışı İçin Sıcaklık Şeması Eneıji taşıyıcı sıvı, yeterli Trityum temin edebilmek için Lityum içeren bir ortam olmalıdır. Pratiksel olarak adaylar; Lityum veya Sn-Li sıvı metalleri ile Flibe (F, Li, Be) erimiş tuzudur. Lityum ve Flibe sıvıları, uzun yıllar geleneksel kavramlar için dikkate alınmıştır. Sn-Li, plazma yüzeyinde akan sıvı için önemli bir avantaj olan; yüksek sıcaklıklardaki oldukça düşük buhar basıncı özelliğinden dolayı APEX çalışmalarına dahil edilmiştir.şekil-2 de görüldüğü gibi Plazmanın kararlığı, eneıji taşıyıcı sıvının elektriksel iletkenliğine bağlı olarak değişmektedir. Sıvı metal akışlarında, manyetik-hidrodinamik (MHD) çekmelerin üstesinden gelmek için elektrik izolatörlerin kullanılması gerekebilir ancak Flibe sıvısı için MHD etkileri oldukça önemsizdir. Şekil 2.Yerçekimi/Momentum (GMD )Etkisiyle Sıvı Duvar Teşkili Burada Rc eğrinin yarıçapı, V akışkan hızı, g yerçekimi ivmesi, a merkezcil ivmedir.girdap akışı ile birlikte GMD kavram, dönme/rotasyon sağlamak için akışkana açısal hız vererek elde edilir. Arka duvar kavisi poloidal yönde geniş olduğunda ve toroidal kavisi poloidal kavisle mukayese edilebilir olduğunda, "Girdap akışı" arka duvara doğru merkezcil ivmelendirmede önemli bir artışa ve duvara daha iyi yapışmayı sağlamaktadır. Girdaplı akış ortalama görünüş oranlı tokamaklar için gerekmemekte, 441

6 oldukça uzatılmış ve oldukça düşük görünüş oranlı Küresel Toruslar (ST) için gerekecek gibi görünmektedir. 3. APEX REAKTÖRÜNÜN MODELLENMESİ Günümüzde endüstriyel problemlerin doğasındaki karmaşıklık maalesef pek çok analitik çözümü olanak dışı bırakmaktadır. Problemlerin yapısı değişen teknolojiyle birlikte karmaşık hale gelmekte ve bütünleşik sistemlerin sayısı hızla artmaktadır. Simülasyon tekniğinin Monte-Carlo tekniği olarak adlandırılması Von Neumann ve Ulam tarafından yapılmış olup ilk uygulamalarını Nötron yayılımı problemlerinde gerçekleştirmişlerdir. Monte Carlo tekniği, özel bir denemede ya da bir simülasyon çalışmasında bir yada daha çok olasılık dağılımından rasgele sayılar seçme tekniğidir. Yöntem daha sonra çoklu integral değerlendirme problemleri gibi oldukça karmaşık probalistik olmayan problemlerin çözümüne kolaylıkla adapte edilmiştir. Bazı yazarlar yöntemin sadece varyans azaltma tekniklerinin örnekleme işlemlerinde kullanılması şeklinde sınıflandırılmasını önermişlerdir. Buna rağmen yöntemin bugünkü kullanımı, genellikle olasılık dağılımlarından rasgele değerlerin seçimi şeklindedir. [4] Çalışmada kullanılan APEX füzyon reaktörü, Monte-Carlo tekniğini kullanan MCNP-4 bilgisayar programı kullanılarak, torus şeklinde üç boyutlu olarak tasarlanmıştır (Şekil-3a ve Şekil-3b). APEX reaktörü için boyutlar, APEX çalışmalan kapsamında gerçekleştirilen AR1ES-RS reaktör modelinden alınmıştır [3]. Bu modelde torusun yançapı 552 cm, küçük yarıçapı ilk sıvı duvarın iç yüzeyinden 143 cm dir. Torusun yüksekliği, ilk sıvı duvar merkezinden 250 cm olarak alınmıştır. Çalışmada kullanılan reaktörün malzemeleri Çizelge-2'de verilmektedir. Çizelge 2. APEX Füzyon Reaktörü Tasarımında Kullanılan Malzemeler Reaktörün Bölümleri Malzeme 1. (11.) Bölge Vakum 2. (12.) ve 3. (13.) Bölge Sıvı Duvar (Flibe+(UF 4 veya ThF 4 )) 4. (14.) Bölge Çelik Duvar (F.S) 5. (15.) Bölge Koruyucu (%60 F.S. + %40 (Flibe+(UF 4 veya ThF 4 )) 6. (16.) Bölge Boşluk 7. (17.) ve 9. (19.) Bölge SS316LN 8. (18.) Bölge Vakum Vessel (%80 F.S. + %20 H 2 0) 442

7 Şekil 3 a. MCNP4Programı İle Oluşturulan APEX Reaktör Modelinin Torus Kesiti Çelik Duvar (F.S.) Şekil 3b. MCNP4Programı İle Oluşturulan APEX Reaktör Modelinin Torus Kesiti Modellemenin akabinde, plazma; sıvı ilk duvarın iç yüzeyinin homojen bir biçimde maruz kaldığı nötron kaynağı olarak modellenmiş ve Şekil 4'te gösterilen füzyon nötron spektrumu kullanılarak hesaplamalar yapılmıştır. [5] 4. HESAPLAMALAR VE YORUM Modelde; APEX füzyon teknolojisinden farklı olarak, fisyon yakıtları belli oranlarda (%0-12 aralığında UF4 veya ThF 4 ) Flibe tuz eriyiği ile karıştırılarak fisil malzeme üretimi ve fisyona imkan sağlanmış olup, Trityum Üretim Hızı (TBR) de incelemelerde bir kriter olarak dikkate alınmıştır. Çünkü, füzyon reaktörlerinde ya da bir hibrid reaktöründe sistemin trityum açısından kendi kendine yetebilmesi için TBR'nin 1,05'ten büyük olması gerekir. 443

8 Şekil 5' de UF4 veya ThF4 oranlarına bağlı olarak ilk sıvı duvar, manto ve zırh bölgelerindeki toplam TBR değerleri gösterilmektedir. Trityum üretim hızı; UF4 veya ThF4 oranı arttıkça karışımdaki Li oranı azaldığından azalmaktadır. Bu azalma ThF4 için daha hızlıdır, çünkü TI1F4 için fisyon tesir kesiti UF4'ünkine göre daha düşüktür (Şekil 6'dan görüleceği üzere fisyon sonucu açığa çıkan n sayıları UF4 için ThF4'e nazaran yaklaşık dört kat daha fazladır). Kendi kendine yetebilen reaktör sistemi için (TBR>1,05) sonuçlar üzerinde bir değerlendirme yapılacak olunursa; incelemenin yapıldığı %0-12 fisyon malzemesi oranı aralığında, Uranyum için ise her hangi bir sorun olmayıp, Toryum için ise %8'e kadar uygulanabilirdir.şekil 7'de ilk sıvı duvar, manto ve zırh bölgelerinde toplam fisil yakıt üretimi verilmiş olup, UF4 veya ThF4 malzeme oranı ile hemen hemen doğrusal olarak artmaktadır. Kendi kendine yetebilen reaktör sistemi için TI1F4 için kaynak nötron başına yaklaşık 0,23 adet, UF4 için ise 0,3 adet fisil malzeme üretilmektedir. Şekil-8'den görüleceği üzere fisil malzeme üretimi yanı sıra bir miktar da fisyon reaksiyonu gerçekleşmektedir. Fisyon reaksiyon hızı oldukça düşük olup UF4 ve ThF4 oranıyla doğrusal olarak artmaktadır 444

9 Şekil 5 - Trityum Üretim Hızının UF4 Ve ThF 4 Yüzdesine Göre Değişimi Şekil 7 - Kaynaktan Çıkan Nötron Başına Fisil Malzeme Üretiminin UF 4 ve ThF 4 Yüzdesine Göre Değişimi Şekil 6 - Kaynaktan Çıkan Nötron Başına Fisyon Nötronları Sayısının UF 4 ve TI1F4 Yüzdesine Göre Değişimi Şekil 8 - Toplam Fisyon Reaksiyonları Sayısının Kaynaktan Çıkan Nötron Başına Fisil Malzeme Üretiminin UF 4 Ve ThF 4 Yüzdesine Göre Değişimi 5. KAYNAKLAR [1] Sürdürülebilir Kalkınma ve Nükleer Enerji, TAEK, [2] Şahin, S., Sözen, A., Yılmaz S., "Dünya Enerji Projeksiyonlarında Hibrid Reaktörlerin Rolü", Gazi Üni. Fen Bilimleri Enstitüsü Dergisi, Cilt 11, No 1,1998. [3] APEX Interim Report, California Üniversitesi, [4] Briesmeister, J. "RSIC Computer Code Collection MCNP4A, Monte Carlo N-Particle Transport Code System", Los Alamos National Laboratory, New Mexiko, [5] Hançerlioğullan, A. "A Design For Apex Fusion Reactor Model By Using Monte Carlo Method",G.U. Journal of Sciencel8(l): (2005) [6] Information on Nuclear Energy for Electricity,and Uranium for It", Uranium Information Centre ( Melbourne, Australia 445