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. (288oC, Chooz A için formülde kullanılmıştır).
Halbuki Chooz A için sıcaklık 265oC’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
Hiç yorum yok:
Yorum Gönder