Abstract:
Radyal yönde yakıt yüzdeleri değişen bir karışık yakıt (ThO2 ve 244CmO2) kullanarak, bir hybrid blankette düzgün fisyon güç yoğunluğu elde etmek üzere bir dizi yoğunluk düzeltme hesapları gerçekleştirilmiştir. Nötronik analiz, yakıt bölgesi hızlı nötron spektrumuna maruz bırakılan bir blanket üzerine yapılmıştır. Blanket dizaynı sırasında düşünülen bu yaklaşımlarla, fisyon güç yoğunluğu, uzun bir reaktör işletim periyodunda, hemen hemen düzgün olarak muhafaza edilmiş ve böylece, 233U ve çok üstün nükleer özelliklere sahip 245Cm gibi fissile yakıt üretiminin yanı sıra, esas olarak elektrik üretimi için düşünülebilecek bir hyrid blanket tasarımına ulaşılabilmiştir. En büyük fisyon yoğunluğu değerinin ortalama değerine oranı, 24 aylık bir işletim periyodu sonunda, başlangıçtaki 1,06036 değerinden sadece 1,07316 değerine yükselmiştir. Hesaplamalarda %75'lik bir tesis faktörü ve 1014 n/cm2s lik yarı katalize füzyon nötronları akı yükü esas alınmıştır. A set of successive density corrections is applied to achieve a flat fission power density in a hybrid blanket by using a mixed fuel (ThO2 and 244CmO2) with variable fractions of the fuel components in the radial directions. The neutronic analysis is carried out on a blanket with a hard neutron spectrum in the fissionable zone. Due to these precautions in the blanket design, the fission power density could be kept quasi-constant over a relatively long plant lifetime and so, in addition fissile fuel breeding such as 233U and 245Cm with superior nuclear properties, it could be possible to reach a hybrid blanket design for substantial electricity production. The ratio of the peak to the average fission power density is increased from 1.06036 at start up only to 1.07416 after an operation period of 24 months by a plant factor of 75% under a first-wall semi-catalyzed fusion neutron flux load of 1014 n/ cm2s.
