KISIM 7- KISIM 8

NÜKLEER FİSYON VE NÜKLEER GÜVENLİK (SAFEGUARDS)

KISIM 7

MR. G.R. Keepin (LASL) bu toplantıda, “Nükleer  Fisyon ve Nükleer Güvenlik (Safeguards)” konusunda davetli makalesini sunacak, Dr. Ç.Ertek bu yazarın çalışmasına yer vermeyi bir onur sayar.

Nötron asıllı ölçmeler, nükleer malzeme ışınlamalarında esastır. Nükleer güvenlik alanında geniş tatbikat alanları vardır. Büyük miktarda Plutonyum ihtiva eden malzemelerde nötron multiplikasyonu tayini zordur. Bu çoğalma faktörü, örneğin büyüklüğüne, yoğunluğuna ve kütlesine göre değişir. Örnekteki çoğalmayı bağımsız olarak ölçmek ve Plutonyum miktarını iyi bir hassasiyetle bulmak çok mühimdir. Çoğalmayı ve çoğalma düzeltme faktörünü, parametrik çalışmaları, Monte-Carlo ve reaktör fiziği tatbikatlarında MOX (29) dahil birçok zor geometrilerde Plutonyum miktarının bulunması esas teşkil eder.

Yüksek seviyedeki nötron koinsidans aleti başarılıdır, fakat background’a hassastır, normalizasyonlara duyarlıdır, örneğin büyüklüğüne tabidir ve nem miktarına hassastır. Aynı zamanda yoğunluk ve nem ölçen aletler, nötron ve gama kaynağı kullanılarak (aktif interrogation) nükleer olmayan malzemeler için denenmiştir (30-32). Aktif nötron assay sistemleri, nötron kaynakları, hızlandırıcılar, tüp generatörleri, Cf-252, Am-241-Li, Sb-Be kaynakları, passive assayde kullanılanlara benzer(29). Bu aktif-pasif  birlikte kullanılması, malzemenin U-235, U-238 ve Pu miktarlarını MOX’ta bulmaya yardım eder. Aynı anda meydana gelen olaylar, spontane fisyon, induced fisyon, (α, n) reaksiyonları ve çoğalmadır.

İleri HLNC aletine ilave olarak, küçük örnekler için özel başlıklar inşa edilmiştir. INVS, (34), hızlı kritik sistem yakıtları (35), MOX yakıt kanisterleri (36), Plutonyum nitrat şişeleri (37), hızlı çoğaltkan ortamlar (38), kuş kafesleri (39), LWR MOX bandları (40) ve yakıt çubukları (41) kullanılmıştır. Shift register devresi, J.Lightfoot’un bilgisayar çip hafızası (42) yerine kullanılabilir. Burada üç bilinmeyen parametre vardır. R ve T ölçülür. Bu üç bilinmeyen, Plutonyum miktarı, çoğalma ve (α, n) reaksiyonunun miktarıdır. Nötron dağılımındaki yüksek momentler, Californium Monte-Carlo hesapları, nem ölçmeleri ve kaynağın yere bağlı dağılımı hesaba katılmalıdır.

Kullanılmış yakıtın, safeguards amacı ile, ND metodları ile (43-45) İndium kullanılarak, gama ve nötronları ölçerek yapılan çalışmalar vardır. İndium aktivasyonu yakıttaki aktinit miktarı hakkında bilgi verir. Aynı zamanda kullanılmış yakıtın yanma oranı (burn-up) da hesaplanabilir. İndium foiller, termal nötronların ölçülmesinde kullanılır. Bu durumda, ¹¹⁶In^m  den çıkan gama ışınları kullanılır. Aynı zamanda fisyon  ürünlerinden çıkan gamalar da (1.08 MeV ve yukarı enerjilerde) ¹¹⁵In^m in (ɤ,ɤ¹) izomer eksitasyonundan çıkan gamaların ölçülmesi ile bulunur. yakıt eleman demetlerinin (fuel bundles) nötron imzası, çıplak İndium foillerinin sayımı, ²⁴²Cm ve ²⁴⁴Cm nin (LWR’da) miktarını verir. HWR’de de plutonyum izotoplarının miktarını verir. İndium foil Kadmium’la kaplanır, termik nötronlar İndium içine giremez, sade, termik üstü (epitermal) ve hızlı nötronların aktivitesi ölçülür. Az soğutulmuş yakıt elemanlarında ölçülen gama ışınları, ¹⁴⁰Ba¹⁴⁰La miktarlarının bulunmasına yardımcı olur. Bu da bize reaktör tam kapatılmaya yakın güç dağılımını verir.

Berilyum veya deteryum ile kaplı İndium foilleri bize 1.67 veya 2.22 MeV’tan yukarı enerjideki sert gama ışınlarının ölçüsünü verir. Bunlar Be ve D’den çıkan foto-nötronlardır. (Foton girip, gama çıkıyorsa bu nötronlara foto-nötron denir.) Foto-nötron gama ışınlarının imzası, (100-1000 gün) soğutulmuş, yakıt elemanlarından çıkan ¹⁴⁴Ce¹⁴⁴ Pr’ün ölçüsünü verir. Böylece burn-up tesbit edilmiş olur. ¹⁰⁶Ru^106mRh miktarı Plutonyum miktarı ile ayarlanmıştır. İndium foil D ile kaplanırsa foto-nötronların ölçümü bize 200 gün soğutulmuş yakıt elemanı bilgisini de verir. Bunlar, Çerenkof, fork (çatal) ve Cd-Te aletlerine ilave olan destek ölçmelerdir.

Cf-252 nötron kaynağı çok geniş bir şekilde nükleer malzeme safeguards da kullanılır. Californium’dan çıkan ani nötronlar Ref 54-55’de enine boyuna anlatılmıştır.

Foto-emülsiyon, TOF, plastik sintilatör, Li-6 cam integral sayacı (Bramblett counter), sıvı sintilatör, integral Mn banyosu, He-3 spektrometresi, Li-6İ kristali, U-235 fisyon odası, antrasen kristal NE 213 PSD, proton geri tepmeli, gas sayacı, organik sintilatör, proton geri tepmeli stilben kristal 1970 ve 1980’lerin önemli adımlarıdır.

Referans 55’te H.Maerten, A.Ruben ve D.Seeliger, GenelleştirilmişMadland Nix Modelini fisyon nötronlarının enerji spektrumunu hesap etmek için kullandılar. Aynı zamanda, çeşitli kütle numaralı (A) parçacıkların diferansiel emisyon probabilitelerini de hesapladılar. Bu metod, herhangi bir fisyon reaksiyonu için parçacık verilerini semi-ampirik olarak bulur (56). Bu metod Cf-252 için de çalışır. Nükleer malzemelerdeki, havuzda bekleyen yakıt elemanlarının burn-up miktarları da tesbit edilir.

SONUÇ

KISIM 8

Sonuç olarak, fisyon reaktörlerinin ekonomik kullanılması için Gd (Gadolinyum) zehirleri (nötron yutucular) reaktör kalbinde dikkatli kullanılmalıdır (46-47). Bu zehirler, civardaki nötron ölçen aletlere etki ederler, reaktör kinetiğini değiştirirler. Dozimetride, metalurjide ve safeguard’da önemli ilerlemeler kaydedilmiştir(48). Nötron habbe ölçü aletlerine ek olarak, saf nötron akısının ölçülmesi fisyon odaları ile mümkün olabilmektedir. CIC’ler, NE 213’ler ve CR 39’lar bunlara ilave edilebilir. Foil aktivasyon tekniği Safeguard için çok faydalı olabilir. Gadolinyum çubuklarının reaktör kalbine yüklenmesindeki maharet reaktörde zenginleştirmeyi düşürebilir, burn-up’ı yükseltebilir. Bu basınç kazanının fluence’ını düşürebilir. Yapıda kullanılan çelik, daha az radyasyon alabilir, fakat NDT yükselmelerine sebeb olabilir. Bu husus teftiş edilmelidir(53).

Koordine edilmiş araştırma programlarında önemli etkiler, Steele L.E. tarafından, basınç kazanları ışınlamaları için, geniş şekilde incelenmiştir(51). Kimyasal yapı etkileri ve nötron ışınlamanın kırılganlık üzerine etkileri J.P. Highton (52) tarafından incelenmiştir. Yüzeyde meydana gelen hasarlar daha ileriye giderek incelenmelidir. Reaktör basınç kazanının eskimesine ait problemler Ch.Leitz (KWU) tarafından özetlenmiştir (50). Unresolved resonans parametrelerinin belirsizlikleri ENDF/B-V U-238 (4 keV-45 keV) de anlatılmıştır (4). Bunlar self-shielding faktörlerini de kapsamalıdır.

Bu çalışma altı Nobel fizikçisinin katıldığı “50 Years with Nuclear Fission” adlı toplantıda kabul edilmiştir. Teşekkür ve kaynaklar kısmı İngilizce sunulmak mecburiyetindedir.

50 Years with Nuclear Fission, National Academy of Sciences Washington, D.C. and National Institute of Standard and Technology, Gaithersburg, Maryland, April 25-28, 1989. İki büyük cilt halinde, American Nuclear Society, Inc. La Grange Park, Illinois 60525 USA.

TEŞEKKÜR – ACKNOWLEDGEMENT

I would like to express my sincere gratitude to the distinguished contributors, O.Ozer, A.Fabry, W.N. McElroy, C.M. Eisenhauer, C.Z. Serpan, E.D. McGarry, F.W. Stallmann, R.E. MacFarlane, D.W. Muir, D. Cullen, J.A. Grundl, F. Schmittroth, L.R. Greenwood, F.B.K. Kam from USA; W. Zijp and H.J. Nolthenius from Netherland; E.M. Zsolnay, E. Szondi and J. Csikai from Hungary; M. Petilli and V. Sangiust from Italy; R. Dierckx from EURATOM; A. Michaudon, P. Mas, P. Genthon and H. Derrien from France; M. Nakazawa, N. Ueda, A. Sekiguchi, T. Iguchi, T. Kosako and I. Kimura from Japan; W. Schneider, L. Weise, G. Nagel, W. Mannhartt, K. Kussmaul, M. Matzke, A. Fischer and K.H. Czock from GDR; D. Seeliger from DDR; H. Rauch, F. Bench, H. Boeck, H.W. Weber and H. Vonach from Austria; M. Vlasov, H. Bondars, V. Chernyshev and A. Sinev from USSR; M. Brumowsky and B. Osmera from Czechoslovaki; S.B. Wright, J.L. Rowlands, A.K. McCracken, M. Austin from UK; J.T. Routti and J.V. Sandberg from Finland; M. Najzer from Yugoslavia; and finally to H. Hottermans, J.J. Schmidt, H. Lemmel, A. Lorenz, T. Biro, K. Okamoto, N. Kocherov, N. Bychkov, R.D. Arlt and B. Cross from IAEA.

KAYNAKLAR

1.      G.R. ODETTE, “A quantitative analysis of the implications of the accuracy of dosimetry to embrittlement predictions past, present and future” 3rd ASTM-EURATOM Reactor Dosimetry Sym., Oct. 1979, Ispra Italy.

2.      LWR Pressure Vessel Surveillance Dosimetry Improvement Program: PCA Experiments and Blind Test, Hanford Eng. Dev.Lab. Edited by W.N. Mc Elroy, NUREG CR-1861 HEDL-TME 80-87 R5. July 1981.

3.      Proceedings of the 4th ASTM-EURATOM Symp. On Reactor Dosimetry, Gaithersburg, 22-26 March 1982.

4.      G. de SAUSSURE and  J.H. MARABLE, “Uncertainties of the ENDF/B-V U-238 Unresolved Resonance Parameters in the Range 4-45 keV”, Nucl. Sci. Eng.,101,285-292 (1989).

5.      L.R.GREENWOOD and R.K. SMITHER, SPECTER: Neutron  Damage Calculations for Materials Irradiations, ANL/FPP-TM TM-197, Argonne National Laboratory, January 1985.

6.      L.R.GREENWOOD , “Specter Computer Code for Radiation Damage Calculations Proc. IAEA Consultants’ Meeting on Nuclear Data for Radiation Damage Estimates for Reactor Structural Materials” May 20-22, 1985 Santa Fe, NM, USA.

7.      G.R. ODETTE and D.R. DORION, Nucl. Technol. 29, p.346 (1976).

8.      R.E. Mac Farlane Proc. of  Ref 6.

9.      W.L. ZIJP, E.M. ZSOLNAY, H.J. NOLTHENIUS, E.J. SZONDI, G.C.H.M.M.VERHAAG, D.E. CULLEN and C. ERTEK “Final Report on the REAL-80 Exercise”, ECN-128, Netherlands Energy Research Foundation (1983).

10.  E.M. ZSOLNAY and H.J. NOLTHENIUS Proc.of the IAEA Consultants’ Meeting on the Assessment of the Results of the REAL-84 Exercise Edited by V. PIKSAIKIN, March 1987, IAEA INDC (NDS)-190/G+F+R.

11.  R.E. MAERKER, J.J. WAGSCHAL, B.L. BROADHEAD “Development and Demonstration of an Advanced Methodology for LWR Dosimetry Applications” NP-2188 Dec. 1981.

12.  C. ERTEK, “Neutron Activation Foil Cover Effects, Neutron Flux Density Depression and Self Shielding Correction Factors” International Atomic Energy Agency, IAEA/RL/57 Feb. 1979.

13.  C. ERTEK, “On the Penetration of Mono Energetic Neutrons Inside the Detector Foils” International Atomic Energy Agency, IAEA/RL/44, Feb. 1977.

14.  J.C. GUILLERET, “Re-examinig Reactor Vessel Embrittlement at Chooz A” Nuclear Engineering International Nov. 1988.

15.  K.H. BECKURTS, K. WIRTZ Neutron Physics, Berlin: Springer 1964.

16.  T. KOSAKO, J.MATSUMOTO, A.SEKIGUCHI, N.OHTANI, S.SUZUKI, S.TAKEDA and O.SATO, “Measurements and Evaluations of Neutron Dose and Spectra at the Reactor Top of the Liquid-Metal Fast Breeder Type Reactor, JOYO, Nuclear Technology Vol 77 June, 1987.

17.  G.CHAMPION ET. AL., “Shielding Design for PWR in France, “Proc. 6th Int. Conf. Radiation Shielding, Tokyo, May 16-20, 1983, Vol.I, p.546, Japan Atomic Energy Research Institute(1983).

18.  J.M.ALDRICH, “Neutron Spectra and Dose Equivalent Inside Nuclear Power Reactor Containment, “NUREG/CR-1714, PNL-3531, Pasific Northwest Laboratory (1981).

19.  Y. ATAKAN, “Evaluation of  Dose Rate Data for Use in Nuclear Power Plant Design” Nucl.Safety, 24, 66 (1983).

20.  N.OHTANI and T.KAWAKITA, “Radiation Shielding Analysis of JOYO” J. At. Energy Soc. Jpn.,25,520 (1983) (in Japanese).

21.  N.OHTANI and T.KAWAKITA, “Radiation Shielding Analysis of JOYO” Proc. 6th Int. Conf. Radiation Shielding, May 16-20, 1983, Vol II, p.948, Japan Atomic Energy Research Institute (1983).

22.  C. ERTEK, Compilation of Neutron Flux Density Spectra and Reaction Rates in Different Neutron Fields, Vol.I, IAEA/RL/61, June 1979. 319 pages.

23.  C. ERTEK, ibid. Vol II, IAEA/RL/63, July 1979, 251 pages.

24.  C. ERTEK, ibid. Vol III, EAEA/RL/68, April 1980, 381 pages.

25.  D:E:CULLEN et. Al. “The IAEA Cross Section Processing Code Verification Project as it Applies to Shielding Data” INDC(NDS) 146/G, April 1983.

26.  J.V. SANDBERG, “On the Feasibility of  Multicomponent Activation Detectors for Fusion Reactor Neutronics Measurements” Nucl.Inst. and Methods 206 (1983), 227-234.

27.  C. ERTEK, “Reaction Rate Measurements, Neutron Spectrum Unfolding, Fluence, Radiation Damage, Embrittlement and Safety for Fission and Fusion Reactors Their Shortcomings and Uncertainties” EAEA/RL/72 Oct. 1980.

28.  C. ERTEK, A.YALCIN, and Y. INEL, Nucl. Sci. Eng., 36, 209-221 1969.

29.  H.O. MENLOVE “Role of Neutrons in Safeguards” JNMM, July 1987 p.83-86.

30.  C. ERTEK and N. HASELBERGER “Measurement of Density and Water Content of Soil Using Photon Multiple Scattering” Nucl. Inst. And Methods 227 (1984) 182-185.

31.  O. CIFTCIOGLU and D. TAYLOR Soil Sci., 113 (1972) No.1.

32.  K. LIN, E. PIRIE and D. TAYLOR Nucl.Inst. and Meth. 72 (1969) 325.

33.  N. ENSSLIN “A Simple Self Multiplication Correction for in Plant Use” 7th ESARDA Annual Symp. On Safeguards and Nuclear Material Management 19, (Liege, Belgium, 1985), L. Stanchi, Ed., Joint Research Center, ISPRA, Italy, pp.223-238.

34.  H.O. MENLOVE, O.R. HOLBROOKS and A. RAMALHO, “Inventory Sample Coincidence Counter Manuel” Los Alomos National Laboratory, LA-9544M, (ISPO-181) Nov. 1982.

35.  M.S. KRICK, H.O. MENLOVE “Channel Coincidence Counter Version I” Los Alamos National Laboratory LA-8404-MS(ISPO-97), June 1980.

36.  H.O. MENLOVE, E.I. ADAMS, E. DAHN and A. RAMALHO “Plutonium Canister Counter Operations and Procedures” Los Alamos National Lab. LA-10615-M (ISPO-216) Feb. 1986.

37.  H.O. MENLOVE, E.I. ADAMS and O.R. HOLBROOKS, “Plutonium Nitrate Bottle Counter Manual” Los Alamos Nat. Lab., LA-10009-M (ISPO-203) March, 1984.

38.  H.E. MENLOVE, G.W. ECCLESTON, J.E. SWANSEN, P. GORIS, R. ABEDIN-ZADEH and A. RAMALHO, “Universal Fast Breeder Reactor Subassembly Counter Manual” Los Alamos Nat. Lab. LA-10226-M (ISPO-215) Aug. 1984.

39.  M.S. KRICK, H.O. MENLOVE and A. RAMALHO “Bird Cage Neutron Coincidence Counter Manual” Los Alamos Nat. Lab. LA-10430-M July 1985.

40.  T.W. CRANE, “Detectability Limits and Precision for Shufflers” Los Alamos Nat. Lab., LA-10158-MS Aug. 1984.

41.  L.R. COWDER, H.O. MENLOVE “Neutron Coincidence Counter for MOX Fuel Pins in Storage Trays Manuel” Los Alamos Nat. Lab. LA-9493-M (ISPO 178) Aug. 1982.

42.  J. LIGHTFOOT, “W6 325 Neutron Coincidence Electronics” British Nuclear Fuels, plc, informal report March 1985.

43.  L. LAKOSI, A. VERES, I. PAVLICSEK and ZS. NEMETH “Gama and Neutron Activation for ND Assay of  Irradiated fuel Assemblies, Proc. 7th ESARDA Symp., Liege, Belgium, 1985, 9.265-270.

44.  L. LAKOSI, A.VERES, Zs. NEMETH and I.PAVLICSEK “Photo and Neutron Activation Studies on Spent Reactor Fuel Assemblies, Proc. 4th Working Group Meeting on Rad. Interaction, Leipzig, GDR,1987, p.691-695.

45.  A. VERES, L. LAKOSI, I. ALMASI, Zs. NEMETH and I. PAVLICSEK “Photo-activation of Nuclear Isomers for Assaying Irradiated Reactor Fuel,oc. Int. Conf.on Nuclear Data for uclear Sience and Tchnology, 1988. MITO. Japan, pp 959-961.

46.  W. BOEHM, H.D. KIEHLMANN, A. NEUFERT and M. PEEHS, “Gd₂-O₃ up to 9%, an established burnable poison for advanced fuel management in pressurized water reactors “Kerntechnik 50 (1987) No.4.

47.  H. MAERKL and R. HOLZER “Advanced Core and Fuel Design for Light Water Reactors”, Kerntechnik 50 (1987) No.4.

48.  T. ALDEMİR, S.A. ARNDT and DON. W. MILLER, “Simulation of the transient responce of ionization chambers” Nuclear Technology Vol. 76 Feb. 1987.

49.  M. NAKAZAWA, T. IGUCHI and A. SEKIGUCHI, Development of DT Neutron Dosimetry Technique by Activation Method, Journal of the Faculty of Engineering, Univ. Of Tokyo Vol.XXXıX No.1 (1987).

50.  CH. LEITZ “Reactor Pressure Vessel Aging and Countermeasures” Kerntechnik 51 (1987) No.4.

51.  L.E. STEELE, et. Al. “Results of the İAEA co-ordinated research programs on irradiation effects on advanced PV, Proc. Of 12th Int. Sym. Effects of Radiation on Materials (eds. F.A. Garner and J.S. Perrin), American Society for Testing and Materials, Philadelphia, 1985, ASTM STP 870, 863-899.

52.  J.P. HIGHTON, “Influence of Chemical Composition and Neutron Irradiation on Embrittlement of  Reactor Pressure Vessel Steels” N. Nucl. Energy, 1988, 27, No.1, Feb. 15-19

53.  NUCLEAR NEWS / Feb. 1988. P.28.

54.  M.V. BLINOV Proc. IAEA Consultants’ Meeting Neutron Properties, Debrecen, March, 1980, IAEA Report INDC (NDS)-114/GT p.79.

55.  IAEA-TECDOC-410, Properties of neutron sources Proc. of an Advisory Group Meeting by IAEA, Leningrad, USSR, 9-13 June 1986 paper presented by J. W. Boldeman p. 125. H. Maerten et. Al. P. 153.

56.  M. LAMMER “Nuclear Data for Safeguards, IAEA, INDC(NDS)-187 Nov. 1986.

57.  D.W. MUIR, “Evaluation of Correlated Data Using Partitioned Least Squares: A Minimum-Variance Derivation”, Nucl. Sci. And Eng. 101, 88-93 (1989).

58.  S. IJIMA, M. OBU, T. HAYASE, A. OHNO, T. NEMOTO, S. OKAJIMA, “Experimental Study of the Large-scale Axially Heterogeneous Liquid Metal Fast Breeder Reactor at the Fast Critical Assembly” Nucl. Sci. Eng. 100, 496-506 (1988).

59.  C. ERTEK, “The REAL-80 Project Related Preliminary Results Argonne Seibersdorf Intercomparison Proc. 4th Sym. On Neutron Dosimetry p.251 Commission of the European Communities, Radiation Protection Munich-Neuherberg 1-5 June 1981. EUR 7448 EN Vol.II.

60.  C. ERTEK, “Seibersdorf-Helsinki Intercomparison of Neutron Flux Density Spectra by Using the SAND-II and LOUHI Unfolding Programmes p.261.

61.  C. ERTEK, M.F. VLASOV, B. CROSS, P.M. SMITH “Influence of Cross Section Dtructure on Unfolded Neutron Spectra” pp.654, Proc. Int. Conf. Nuclear Data for Science and Technology, Antwerp, Belgium, Sept. 6-10, 1982, CONF-820906, p.654. D. Reidel Publishing Company (1982).

Doç.Dr.Çetin ERTEK

AP’den Türkiye’ye çağrı: “Akkuyu NGS projesini durdurun”

Avrupa Parlamentosu (AP), Rusya’nın Türkiye’de inşa edeceği Akkuyu Nükleer Enerji Santrali projesinden vazgeçilmesini talep etti.

Öte yandan AP, Türkiye ile müzakerelerin askıya alınmasını öneren raporu da 64’e karşı 477 oyla kabul etti.

Raporda, “AP, Türkiye hükümetini Akkuyu Nükleer Enerji Santrali’nin yapımına dair planlarını durdurması çağrısında bulunuyor” denilirken, santralin yapımına karar verilen bölgenin güçlü depremlere eğilimli olduğu belirtildi.

Söz konusu tehlikenin yalnızca Türkiye’ye değil, aynı zamanda tüm Akdeniz bölgesine karşı bir tehdit olduğu öne sürüldü.

AtomInfo haber portalının Genel Yayın Yönetmeni Aleksandr Uvarov, AP’nin Türkiye’ye Akkuyu Nükleer Enerji Santrali projesini durdurma çağrısının, santralin yapımına karar verilen sahanın gerçek bir deprem tehlikesi taşımasına bağlı olmayıp, yalnızca AB’nin siyasi-ekonomik çıkarlarının düzleminde bulunduğunu ileri sürdü.

http://enerjienstitusu.com/2017/07/07/apden-turkiyeye-cagri-akkuyu-ngs-projesini-durdurun/

Not: Önemli olan nükleer reaktörleri, beklenen deprem büyüklüğünden bir üst büyüklüğündekine dayanabilecek teknolojide kurmaktır.

Örneğin 1970 yapımı Fukuşima nükleer reaktörleri, Japonya'da ilk kez ortaya çıkan 9 büyüklüğündeki büyük depreme bile dayandılar, reaktör binaları yıkılmadı, 

nükleer sistemlere bağlı aygıtlar ve borular (1) deprem sonucu kırılmadı.

​ Fukuşima kazasının ana nedeni, önceden bilindiği ve uyarıldığı  halde, üst katlara çıkarılmayan zemin altındaki dizelli ivedi elektrik üreteçlerinin Tsünami suları altında kalması​ sonucu reaktörlere su basan pompaların çalışmaması ve aşırı ısınan yüksek basınç altındaki uranyumlu yakıt elemanlarının ergimesiydi.

(1) : Nuclear 

​primary ​

system components.

(1) : Nuclear system main components.

Yüksel Atakan

STANDARDİZASYON

KISIM 6

Bu kısımda standardizasyon üzerinde durulacaktır. REAL-84 egzersizinde rol alanların sonuçları yüzde birkaç farkla bir dağılım göstermiştir. Bu farklar şunlardan gelebilir:

a.       Fiziksel bilginin tatbikatındaki hatalar

b.      Algoritma (modelleme) belirsizlikleri

c.       Bilgisayar hataları

d.      Hakiki yanlışlar

Bilhassa hataların geniş dağılımı (bazen 3 misli farklar) integral parametrelerinin birbirine uymamasından kaynaklanmaktadır. Bu durum, REAL-84 egzersizinin önemini gösterir. Veri ayarlamasında standardizasyona gidilmesinin yolunu açar, radyasyon hasar verilerinin belirsizliklerini tayin eder.

IRDF-85 belirsizlik verileri, UNS 33 bilgisayar programı ile FORTRAN 77’ye ve keza FORTRAN IV’e çevrilmiş IAEA, NDS tarafından iştirakçilerin kullanımına açıktır.

Bilgisayar kodları FITOCO, GROUPIE, LINEAR ve utilite programları standardizasyon için hazırdır.

Zsolnay ve Nolthenius (IO), basit bir reaktör fiziği kodunu, nötron ölçücülere, nötron şiltleme ve kapaklarda azalma faktörlerini, foil ve tel halindeki düzeltme faktörlerini hesap edecek şekilde sunmaktadır. Ç.Ertek (12), nötron aktivasyonunda kapaklardaki etkileri, nötron akısının foilden dolayı azalmasını, self-shielding faktörlerini, 114 referansla birlikte, streaming faktörlerini de hesaba katarak sunmuştur. Maalesef bu faktörler, bir foiller sandöviçi için, olayların kompleks yapısı dolayısıyla çok zor tayin edilirler.

Bir örnek olarak, nötron enerji ayırımı için kullanılan kadmium kaplar, mikroskopik reaktör fizik parametresini 5 yönden etkiler(28). İlk olarak, eğer çıplak foiller kadmium kutudan kafi derecede uzak değillerse, onların aktiviteleri kadmium kutunun akıyı azaltması sebebi ile azalır. İkinci olarak, termal akının azalması, akıyı da azaltır, çünkü termal fisyondan çıkan hızlı nötronların sayısı azalır, bundan dolayı kadmium kaplı foillerde hızlı nötronlardan meydana gelen aktivite azalır. Üçüncü olarak, termik akının azalması, resonans akıya da etki eder. Kadmium kutu yüzünden, resonans akı da, moderatör yer değiştirmesi yüzünden ve kadmiumun yüksek enerjideki resonanslarından ötürü azalır. Dördüncü olarak, kadmiumdan dolayı ortamda resonans saçılması olur ve son olarak, kadmium kutudan dolayı moderatör miktarı değişir.

Ertek (27) tarafından geniş bir çalışma yapılmıştır. Bunda standard metroloji tavsiye edilir, nükleer veriler, spektrum ayar metodları, spektrum unfolding, akı ve fluence tayinleri açıklanmıştır. Belirsizlikler(49), 203 referanslı bir çalışmayla ortaya konmuştur.

Çok saf aktivasyon foilleri Belçika’daki Geel laboratuarlarında yapılmıştır. Bunların kullanılması, hasar parametrelerinin bulunmasında güvenilir nükleer verilerin tesis edilmesidir.

IAEA Spesiyalistlerinin toplantısında, REAL-84 egzersizi masaya yatırılmıştır. (Mayıs 1987, Jackson Hole, Wyoming, USA)

ASTM Standartları, yani E262-E266; E523,526; E-343, E-393, E-481 ve E482 reaksiyon sürati ölçmelerinde; E693 atom başına ferritik çeliklerde yer değiştirme (DPA); E704, E705, E706 (II Master Matriks for Pressure Vessel Surveillance Standards), E706 (IG), Guide E900, E944 ve Metod E646 ve diğerleri çok faydalıdır ve devamlı inkişaf etmektedir.

Korrele edilmiş lineer en küçük kareler metodunun (CLLS) yeni bilgileri içine alması çok faydalıdır.

Bu metod, eski ve yeni ölçülerin büyük kovaryans matrislerinin inversiyonlarının alınmasına gerek duymaz (57).

07.07.2017

Doç.Dr.Çetin ERTEK

NÖTRON SPEKTRUMU ÖLÇME METODLARI

KISIM 5

Bu kısımda diğer nötron spektrum ölçme metodları kısaca gözden geçirilmiştir. NE-213 aleti, bazı düşük güçteki reaktörlerde ve araştırma reaktörlerinde nötron spektrumu ölçmelerinde kullanılmıştır. Bu tip aletlerin, reaktör içinde gürültüyü de ölçme hassasiyetleri olduğu için ve çok hesap yapmayı gerektirdiğinden bazı mahsurları vardır.

Kristal spektrometresi kullanılarak veya uçuş zamanı metoduna göre diferansiyel spektrum bulunabilir.(15). Kristal spektrometresi ile birçok ölçü yapıldığı halde, spektrometrenin enerjiye bağlılığının hesaplanması güçlüklerinden dolayı bazı zorluklar çıkarmaktadır. Bu metodlardaki genel problem, doğrudan doğruya olmayan aktivasyon foillerinin kullanılma ve unfolding tekniğinin kullanılması mecburiyetidir. Reaktördeki ışınlama kapsülünün bulunduğu yerdeki nötron alanının spektrumu iyi karakterize edilmelidir.

Spektrum ölçmelerine geri tepmeli proton sayıcılarını da katabiliriz. He-3 sayıcıları ve nükleer emülsiyonlar kullanılabilir. Proton tepmeli sayıcılar, 200 keV ve 2 MeV enerjilerindeki nötronları sayar. He (n,p)H reaksiyonu için de bu enerjiler kullanılır. Nükleer emülsiyonlarda, protonlar, fotograf plakasının içinde ölçülürler.

Nötron spektrumu unfolding-metodu ile de bulunabilir. Unfolding’de çok az hatalı başlangıç spektrumu ve belirsizliklerini nasıl buluruz? Reaktör alanları için transport hesaplarında başlangıç spektrumunun variance ve covariance’ları çok iyi bilinmemektedir (reaktör alanları için). Nötron dozu ölçmelerinde, nötron rem ölçüsü (sievert counter) sonuçları ile nötron dedektörü sonuçları birbirini tutmaktadır. Diğer yönden iki boyutlu diskret ordinates method boşluk bölgesinde akı dağılımını bozar. 1 MeV ve üzeri enerjilerdeki nötronlar için hesapla ölçü arasında büyük farklar vardır(16).

Fransa’da, Champion, (17) nötron dozimetrelerinin reaksiyon hızlarını, reaktör kazanı civarında ve PWR’ın çalışma katında ölçtü. Hesaplar için bir transport teori kodu Sn metod, ANISN (tek boyutlu ve DOT (iki boyutlu) ve Montecarlo kodu, TRIPOLI-2 kullanıldı. Hesapla ölçü arasında 1.5 fark çıktı. Aldrich, Bonner ball tipi bir spektrometre kullandı ve hücreye eşdeğer proportional sayaç (18) (Rossi counter) sonuçlarını yayınladı. Hesapla karşılaştırmayı yapmadı. Gama ışınları ölçmeleri de bu arada n/ɤ   oranları safeguards (nükleer güvenlik) bakımından önemlidir. Buhar generatörünün civarındaki gama dozları (BWR reaktörü için) reaktör kapatıldıktan sonra, Atakan tarafından Almanya’da ölçüldü(19). Böyle bir veri(58) hızlı reaktörler için çok enderdir. Ohtani ve Kawakita JOYO hızlı reaktörü civarındaki radyasyon dağılımını ölçtüler. İki boyutlu S_n transport kodunu (DOT 3.5) kullanarak hesap yaptılar ve sonuçları fisyon odaları, termo-luminesant dozimetreler ve foil nötron dedektörleriyle karşılaştırdılar. 6 değerinde bir fark buldular. İyileştirmeler gerekmektedir. Çok kapsamlı bir veri tabanı, yazar tarafından (22-24) literatüre sunulmuştur. Nötron spektrumları ve elde edilen reaksiyon süratleri bildirilmiştir.

Diğer taraftan, IAEA tesir kesiti prosesing kodu, zırhlama hesaplarına yardım için geliştirilmiştir(25). Bu projenin amacı: a) processing kodlarının güvenirliğinin ölçülmesi b) fark yaratan sebeplerin bulunup, elimine edilmesi c) tesir kesitlerinin kontrollü bir şekilde kullanılmasını temindir. (Kapalı kutu gibi kullanılmamalarını temin.)

Çok komponentli aktivasyon dedektörleri, (MAD) füzyon ve fisyon ölçüleri için (26) kullanışlı bir tekniktir. Referans (27) de belirsizlik kaynakları etraflıca irdelenmiştir (59-61).

07.07.2017

Doç.Dr.Çetin ERTEK

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. (288^oC, Chooz A için formülde kullanılmıştır). Halbuki  Chooz A için sıcaklık 265^oC’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

ÇEKMECE NÜKLEER ARAŞTIRMA VE EĞİTİM MERKEZİ’NDE DENEYSEL REAKTÖR FİZİĞİ ÇALIŞMALARI IX

CANDU tipi reaktör bize en uygun olanı idi. Çünkü bu reaktörde güç üreten basınç tüpleri yere paralel olarak dururlar. Birşey olduğu zaman reaktör kalbinin bir noktasından itilir, dışarı alınırlar, öbür ucundan yeni yakıt elemanı aynı hızla yüklenir. Basınçlı kazan yoktur. Ağır su moderatör olarak kullanıldığında, reaktörün boyutları daha küçülür. Bu günlerde Kanada’ya yerleşmiş bir Türk arkadaşımız, CANDU reaktörüne Toryum yüklemekle uğraşmaktadır. Ergimiş tuzlu, Toryum ile çalışan reaktörler, Amerika’da yıllarca başarı ile çalışmış, sonra A-bombası yapım düşüncesi hakim olunca terkedilmiştir. Isının aniden çok artması halinde bu reaktörler, kalpte otomatik, kendi kendine eriyen bir düzenekle kendini kapatır. Tenis topu büyüklüğünde binlerce yakıt elemanı kullanan, Toryumla çalışan reaktörler de vardır. Yüksek sıcaklıkta çalıştığı için (850^o C’tan yukarı) bu reaktör aynı zamanda hidrojen üretiminde de kullanılır. Bir de Nobel Ödülü kazanmış Prof.Dr. Carlo Rubia’nın hızlandırıcı ile ateşlenen spallation reaktörleri vardır. Kitabımda bu tip reaktörü, füzyon reaktörü ile karşılaştırdım.

Esas ihtisas alanlarımdan birisi de fisyon reaktörlerinde nötron spektrumu, nötron tesir kesitleri, radyasyon tahribi, belirsizlikler ve gelecektir. Bu çalışmalarda fisyon nötron spektrumunun hesaplanması ve deneysel olarak bulunması, unfolding teknikleri ve ilgili tesir kesiti verileri, REAL-80 projesi (Reaksiyon hızlarının tahmini, ileri laboratuarların analizleri), REAL-84 Projesi, hafif sulu (LWR) reaktörlerde nötronların yaptığı tahribat, belirsizlikler ve yapılması lazım gelen çalışmalar. Bunlar benim şahsi fikirlerim ve sonuçlandırmalarımdır. Nötron spektrumunun teorik hesaplarında öngörülmeyen zorluklar nelerdir? Aynı şekilde, fisyon reaktörlerinde, nötron spektrumu ölçmelerinde zorluklar ve belirsizlikler nelerdir? Çok açık ve seçik şekilde, (LWR-PV) hafif sulu reaktörlerde basınç kazanındaki ölçülerdeki ilerleme programı ve sonuçlar tarafımızdan açıklanacaktır. Hataların kaynakları nereden ileri gelmektedir? Nötron akı spektrumunun unfolding’i, giriş spektrumu, tesir kesitleri, reaksiyon hızları ve bunların kovaryans matrisleri incelenecektir. Hasar tesir kesitlerindeki belirsizlikler irdelenecektir. Gelecekte yapılacak ölçmeler için, yeni verilerin elde edilmesinde standardizasyon ve daha iyi data ayarlaması ve belirsizliklerin tesbiti üzerinde hassasiyetle durulacaktır.

Bu çalışmada atomların yer değiştirme tesir kesitleri (displacement cross-sections), spektrum hesapları ve ölçümleri, unfolding teknikleri ve bununla ilgili nötron foil (varak) aktivasyon metodları irdelenmiştir. REAL-80, REAL-84 ve REAL-88 projeleri, hafif sulu reaktörlerde basınç kazanı dozimetreleri, fisyon tesir kesiti hesaplarındaki son ilerlemeler, yeni tesir kesiti ölçmeleri, yeni ölçme ihtiyaçları, foillerin (varakların) kendi kendini zırhlama etkileri, kendi kendini absorplama etkileri, yeni dozimetreler ve gelecek için tavsiyeler de ele alınmıştır. KISIM I’de hedefler ve amaçlar anlatılmıştır. KISIM 2’de, hafif su reaktörlerinde, basınç kazanı dozimetre ilerleme programı özetlenmiştir. KISIM 3’te, REAL-80, REAL-84 ve REAL-88 projeleri tanıtılmıştır. KISIM 4’te önemli hata kaynakları (dosimetri ve metalurji alanlarında) hafif sulu reaktörlerde, basınç kazanının çalışma hayatının sonu tahminleri anlatılmıştır. KISIM 5’te, diğer nötron spektrum ölçmeleri kısaca gözden geçirilmiştir. KISIM 6’da, standardizasyona giden yol irdelenmiştir. KISIM 7’de, nötron spektrum (enerji dağılımı) unfolding, nükleer malzemelerin güvenlik açısından ölçme metodları ve KISIM 8’de, sonuçlar, gelecekteki ölçümler için tavsiyeler takdim edilmiştir. Bu çalışmaların bir kısmı Viyana’ya gitmeden önce, bir kısmı da Viyana’ya gittikten sonra icra edilmiştir.

17.06.2017

Doç.Dr.Çetin ERTEK

GÜÇ REAKTÖRLERİNDE NÖTRON ENERJİ SPEKTRUMUNUN BULUNMASI

KISIM I

Enrico Fermi tarafından, Chicago’da , CP-5 Reaktöründe yapılan harikulade görünüşlü nötron spektrometresi 1940’ların başlarında başarı ile çalışmıştır. Aynı zamanda çifte diferansiyel nötron difraktometresi de onun tarafından yapılmıştır ve malzeme araştırmalarında, kristalografide kullanılmıştır.

Tek seviyeli ve çok seviyeli Breit-Wigner formalizmi kullanarak nötron reaksiyonlarının resonans parametreleri bulunur. Daha sonra, uçuş zamanı spektrometreleri kullanılarak (time of flight spectrometers) nötron fiziğinde ve malzeme tesir kesiti tayinlerinde önemli ilerlemeler kaydedilmiştir. Reaktör parçalarının (reactor components) kırılganlığı ve basınç kazanının veri dağılımındaki büyük belirsizlikler (ı) incelenmiştir. Bu belirsizlikler nelerdir?

1.     Mevcut veri tabanı belirsizlikleri

2.     Dozimetre belirsizlikleri

3.     Işınlamadaki sıcaklık belirsizlikleri

4.     Akı, fluence ve spektrum belirsizlikleri

5.     Metalurjiden kaynaklanan belirsizlikler

6.     Yapı malzemelerindeki istenmeyen maddelerin (impurity) belirsizlikleri (S, P, Cu N.S gibi maddeler)

7.     Kaynak belirsizlikleri

Bu çalışmada amaç, hafif su reaktörlerinde, basınçlı kazana etki eden akı ve fluence belirsizliklerini en aşağı bir seviyede tutabilmek için bir metodoloji bulmaktır. Fluence akı x zaman demektir. Büyük belirsizlik, bu tip reaktörün gerekenden daha kısa zamanda kapatılmasına sebep olabilir. Belirsizliğin %40’tan %15-20’ye düşürülmesi reaktörün çalışma ömrünü birkaç yıl uzatabilir.

1979 veri tabanına göre dozimetre belirsizlikleri %20-40; metalurji belirsizlikleri %50-90; ışınlama sıcaklığı belirsizlikleri %30-40; geçiş sıcaklık belirsizlikleri toplamda %60 ila 160 arasında olabilir(ı).

Dikkatli yapılmamış korelasyonlar büyük öngörü hatalarına sebep olabilir. Bu belirsizlikler, kırılganlık parametrelerinin ölçü hatalarından, tahrip verilerinin kaba oluşundan, nötron tahribatı belirsizliklerinden ve alaşım tipine bağlı metalurjik değişkenlerden, termo-mekanik davranıştan gelen hatalar, yani alaşımın kompozisyonu ve miktar yapısı (micro structure), mikro-kimya etkilerinden meydana gelir.

KISIM 2

US Nuclear Regulatory Commission (NRC), 1977’de, hafif sulu reaktörlerde reaktörün basınçlı kazanında (LWR-PV) dozimetre ölçmelerinde iyileştirme programı yaptı (2). Bu programda, metalurjik örnekler, dozimetre sensörleri reaktör içine ve civarına, PV’nin iç duvarlarına yerleştirildi. Orijinaline uygun bir şekilde, aşağı yukarı aynı sıcaklık ve akıda 1.5 ila 15 efektif tam güçte (EFPY) 30 sene çalışmış bir reaktör gibi sonuçlar alındı.

Sonuçta ASTM (American Standards of Testing Materials) standartları aşağıdaki analizler için kullanılacaktır:

            -  ışınlama parametreleri ve nötron akı spektrumunun bulunmasında

            -  nötron dozimetresinin analizi ve icra edilmesinde

            -  metalurjik ölçü kapsülünde tahribatın ölçülmesinde ve kritiğinde

            -  Hayat sonu (End of Life, EOL) projeksiyonları (LWR-PV için)

               yapılabilmesinde (reaktör destek malzemeleri, çelik komponentler vs.)

çok kuvvetli kooperasyon yapan kurumlar, NRC, HEDL, ORNL, NBS and NRL ve destek olarak CEN-SCK (Mol, Belçika), EPRI (Palo Alto, USA), KFA (Julich, Almanya) ve muhtelif  UK Laboratuarları ve birçok diğer ülkelerdir (3).

Transport Teorisi kullanan, rutin LWR güç reaktörü hesaplarında, Havuz Kritik Asamble (PCA) ORNL sonuçları şunu göstermektedir: “1 MeV nötron enerjisi üstünde olanlar için neticeler, akı ve fluence için %±15 (15) hata ile bulunabilir. (Dikkatli modelleme ve kontrollü nötron benchmark alanı tesis edildiği taktirde) C hesaplanmış, E deneysel sonuçları gösterecek olursa, C/E oranlarının ⁵⁸Ni (n,p) ve diğer reaksiyonlar için detaylı karşılaştırılması, reaktördeki çeşitli noktalar için ayrı ayrı yapılmıştır. PCA ve benzer benchmark nötron alanları için ışınlama parametreleri %5 ila %15 (15) arasında bulunabilir. Hakiki güç reaktörü tatbikatlarında hata daha da büyür. Buna sebep, geometrik modellemenin zorluğu, dozimetre ve nötron transport teorisinden gelen hatalar ve kalp sınırındaki kaynak dağılımındaki belirsizliklerdir. Demirin nötronlara karşı gösterdiği, elastik olmayan tesir kesitindeki, 4-5 MeV enerjideki nötronlar için mevcut belirsizlik çözülmelidir. LWR-PV deneyleri göstermiştir ki, gama ışınları U-238 içinde, foto fisyon olayına sebep olduklarından, deneysel sonuçların açıklanmasında %35’e varan bu düzeltmenin yapılması gerekmektedir. Gama ışınları U-238’de fisyon meydana getirebilirler, bu da sonuçlara önemli etkiler yapar. ENDF/B-V tesir kesiti kütüphanesinde, 4 ila 45 keV (4) enerjileri için önemli bir düzeltme faktörü hesaba katılmalıdır.

ANL’de yapılan önemli bir çalışma, ışınlamada tahrip hesaplarına bir yenilik getirmiştir. (5,6). Bu maksat için kullanılan SPECTER kodunun esası , yer değiştirme kodu olan DISCS (7) kodudur. Bütün bu kodlar ENDF/B-V tesir kesiti datasını kullanmaktadır. Atomların madde içinde radyasyon altında yer değiştirme vasıtasıyla hasar kodu SPECTER, VNMTC (yüksek enerji kodu) extrapolasyonlarına göre daha başarılıdır. Bu farkın sebebi tam olarak anlaşılamamıştır. SPECTER kodu çok kapsayıcı değildir. SPECTER Kodu kendi içinde yeterlidir. ENDF/B-V bilgisine ihtiyaç göstermez. SPECTER geri tepen atomların enerji dağılımlarının tamamını hesaplar, kullanıcılar bu bilgiyi diğer hasar modellerini test etmekte kullanabilirler. Basınçlı kap kırılganlıkları ve çatlak yayılım hesapları için, nötronik, mekanik, kimyasal, sıcaklık, gerilim gibi büyüklüklerde belirsizlik vardır.

17.07.2017

Doç.Dr.Çetin ERTEK