NEUTRONIC INVESTIGATION OF FISSILE MATERIAL PRODUCTION FROM MOLTEN SALT FUEL MIXTURE IN A FUSION REACTOR BLANKET

Abstract

ABSTRACT

In this thesis, a new approach has been investigated in a Fusion-Fission Hybrid Reactor (FFHR) for the ITER reference geometry, using a thorium and uranium molten salt mixture as a dual-purpose medium for coolant and fissile fuel production. The study highlighted the broader benefits of the thorium ve uranium fuel cycle, its safety features and reduced nuclear waste production. In this study, SS 316 LN-IG was selected as the first wall material of the reactor and LiF-ThF4 and LiF-UF4 molten salt fuel mixture was used as the coolant in two different rmodels, considering the eutectic points of the material. For neutronic analyses, the MCNP5 nuclear code was used together with the ENDF/B-VIII and CLAW-IV nuclear data libraries. The evolution of isotopes in the reactor over time was calculated with the MCNPAS interface code. The study results were evaluated in terms of tritium production rate, energy multiplication factor, radiation damage, fissile fuel production and fuel combustion value. A 4-year study history of the total TBR value was calculated and is always above 1.05 and increases over time. In the reactor model using LiF-ThF4 molten salt and fuel mixture, the thorium mass decreased from 631.3 tons at the beginning to 587.2 tons, while 233U production during this period was 9.1 tons. According to these results, the first wall replacement period was calculated as 3.94 years. In the reactor model using LiF-UF4 molten salt and fuel mixture, the uranium mass decreased from 720.8 tons at the beginning to 639.6 tons, while 239Pu production during this period was 21.3 tons. According to these results, the first wall replacement period was calculated as 3.92 years.

ÖZET

Bu çalışmada, ITER referans geometrisi için bir Füzyon-Fisyon Hibrit Reaktöründe (FFHR), soğutucu ve fisil yakıt üretimi için çift amaçlı bir ortam olarak toryum ve uranyum erimiş tuz karışımı kullanılmasıyla yeni bir yaklaşım araştırılmıştır. Çalışma, toryum ve uranyum yakıt döngüsünün daha geniş faydalarını, güvenlik özelliklerini ve azaltılmış nükleer atık üretimini vurgulamıştır. Bu çalışmada, reaktörün ilk duvar malzemesi olarak SS 316 LN-IG seçilmiş ve malzemenin ötektik noktaları dikkate alınarak soğutucu olarak LiF-ThF4 ve LiF-UF4 ergimiş tuz yakıt karışımları ayrı ayrı iki farklı modelde kullanılmıştır. Nötronik analizler için MCNP5 nükleer kodu, ENDF/B-VIII ve CLAW-IV nükleer veri kütüphaneleri ile birlikte kullanılmıştır. Reaktördeki izotopların zaman içindeki evrimi MCNPAS arayüz kodu ile hesaplanmıştır. Çalışma sonuçları, trityum üretim oranı, enerji çoğaltma faktörü, radyasyon hasarı, fisil yakıt üretimi ve yakıt yanma değeri açısından değerlendirilmiştir. Toplam TBR değerinin 4 yıllık çalışma geçmişi hesaplanmış ve her zaman 1,05'in üzerinde olup zamanla artmaktadır. LiF-ThF4 ergimiş tuz ve yakıt karışımı kullanılan reaktör modelinde toryum kütlesi başlangıçta 631,3ton değerinden 587,2 tona düşerken, bu dönemde 233U üretimi 9,1ton olmuştur. Bu sonuçlara göre ilk duvar değiştirme süresi 3,94 yıl olarak hesaplanmıştır. LiF-UF4 ergimiş tuz ve yakıt karışımı kullanılan reaktör modelinde uranyum kütlesi başlangıçta 720,8ton değerinden 639,6 tona düşerken, bu dönemde 239Pu üretimi 21,3ton olmuştur. Bu sonuçlara göre ilk duvar değiştirme süresi 3,92 yıl olarak hesaplanmıştır.