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