..
7 Temmuz 2017 Cuma
GÜÇ REAKTÖRLERİNDE RADYASYONDAN ATOMLARIN YER DEĞİŞTİRMESİ
KISIM 3
Proje Manager’i olarak çalıştığım REAL-80 projesi, 1981’de Uluslararası Atom Enerjisi Ajansı himayesinde (9), ileri laboratuarlar arasında kısa zamanda tamamlanmıştır. İki değişik nötron spektrumu için 13 laboratuardan 68 değişik çözüm elde edilmiş ve bunlar analiz edilmiştir. Laboratuarların Nikel değerlerinde farklılıklar bulunmuştur. ORR reaktörü için +4 ile -4 değerleri arasında bir fark; YAYOİ reaktörü için yüzde -1 ile yüzde -23 gibi farklar bulundu. REAL-80 projesinin devamı olan REAL-84 Projesi’nde, çok ileri hesaplar ve çok güvenilir giriş verileri kullanılarak, radyasyon hasar öngörüleri ve bunların hatalarının bulunması hedeflenmiştir. 7 değişik nötron enerji dağılımı incelenmiştir. 10 uluslararası laboratuardan 39 çözüm elde edilmiştir. Varılan sonuçlar şunlardır: Giriş verilerindeki durum (kalite ve kararlılık) cesaret kırıcı olmuştur. Herkes başlangıç şartlarımıza uymamıştır.(IO).(PSI, PR2, CFR) için giriş datalarında farklılıklar bulunmuştur. Bu, X2 analizi ile, reaksiyon hızlarındaki uyumsuzluk şeklinde tespit edildi. Katılımcılar bu problemi değişik şekilde çözdüler. Bazıları, reaksiyon hızlarının bazılarının sistem içindeki ağırlığını değiştirdiler, bazıları birkaç reaksiyonu analizden çıkardılar veya giriş spektrumunu değiştirdiler, REAL-88 projesi inceleme altındadır.
REAL-84 Projesi’nde, belli bir tip çelik için karakteristik hasar tespit edilmiştir. İki katılımcı tarafından, hasar belirsizlikleri (gas üretimi) ve çıkış spektrumu belirsizlikleri hesap edilmiştir. Giriş verileri için sun’i belirsizlikler kullanılmıştır.
REAL-88’de hedef, giriş datasındaki belirsizlikleri gidermekti. Hasar karakterizasyonu kontrolü saf demir için yapılabilir. Bunun için hasar ve gas miktarlarının hesabı yapılır ve IRDF-85 kullanılabilir. (MAT 8000, ST-ASTM yer değiştirme tesir kesiti için).
KISIM 4
Fluence, ışınlanan kapsüller ve direkt nötron transport sonuçlarını birleştirerek bulunur. Belirsizlikler vardır. Bunlar şunlardan doğar: transport teorinin basitleştirilmesinden doğan belirsizlikler; reaktör kabının kabulleri; ışınlanan kapsüllerin verilerinin ele alınmasındaki belirsizlikler; hesaplanan akılarla, ölçülen akıların birlikte kullanılması.
Benchmark alanından elde edilen bilgilerin, reaktör alanına tatbiki, birçok alanlarda akıların eş zamanda bulunmasına yardım eder. PCA deney ve hesapları, hem reaktörde hem de benchmark alanında yapıldığı için güvenilir bir şekilde kullanılabilir. EPRI, LEPRICON LSQ’dan elde edilen akı değerleri, (FERRET ve STAYSL) den elde edilen akı değerleri gibi sınırlı değildir(11). Fakat bu metodun da transport hesaplarında, nükleer verilerden gelen ve nümerik modelden gelen belirsizlikleri vardır. Basit benchmarklardan realistik alanlara sistematik olarak gidersek, güvenilir sonuçlar elde edebiliriz. Bu durum, kompleks geometriler için çalışmayabilir. Buralarda saçılma, yandan sızma (streaming), yutulma ve yavaşlama çok etkilidir. (12,13)
EOL ve hayat uzatma (life extention) durumlarında, Chooz A daki gibi (14) kırılganlık hesap edilenden daha fazladır. Farklılık sıcaklık farklarından ileri geldiği düşünülmüştür. (288oC, Chooz A için formülde kullanılmıştır). Halbuki Chooz A için sıcaklık 265oC’tır. Diğer yönden, 1987 yılında bulunan sonuçlara göre kırılganlık (embrittlement) ilk bulunanlardan çok daha hızlıdır. Buna ilave olarak, Uranyum ve Neptinium dozimetreleri hariç diğer ölçüler hesaplara uymaktadır. Bu dozimetrelerde hesapla ölçü arasında %10’u aşan bir fark bulunmaktadır.
07.07.2017
Doç.Dr.Çetin ERTEK