..

..
..

23 Haziran 2017 Cuma

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


Hiç yorum yok:

Yorum Gönder