Hızlı ergimiş tuz reaktörü için duyarlılık ve belirsizlik analizi

Bu çalışmada, MSFR (Hızlı Ergimiş Tuz Reaktörü) sisteminde, farklı kompozisyonlardaki yakıt türleri kullanılarak geri besleme parametrelerinin etkin çoğaltma katsayısı (k-eff) değeri üzerindeki etkisi, geri besleme parametrelerinin k-eff üzerindeki etkilerini ve bu parametrelerin belirsizliğe kümülatif katkısının hesaplanması amaçlanmaktadır. Literatürde MSFR için, duyarlılık ve belirsizlik analizine dair kapsamlı bir çalışmaya henüz rastlanılmaması güçlü bir motivasyon olup, nötronik analizler için gelişmiş bir kod sistemi olan SCALE 6.2 (Lisans Değerlendirmesi için Standartlaştırılmış Bilgisayar Analizleri) kodu kullanılarak, duyarlılık ve belirsizlik analizi sonuçlarına ulaşmayı ve bu sayede literatüre katkısının olması hedeflenmektedir. Duyarlılık ve belirsizlik analizi'nde, SCALE kodu içerisinde bulunan TSUNAMI-3D (Tools for Sensitivity and Uncertainty Analysis Methodology Implementation) modülü kullanılmaktadır.İlgili modülde analizi yapılması amaçlanan nükleer reaktör sistemine dair bilgiler (kompoziyon değerleri, geometrik detaylar)tanımlanmasının ardından, enerjiye bağlı tesir kesiti kütüphanesi ve SAMS (Sensitivity Analysis Module for SCALE) kod satırları eklenir. Simülasyonun aktif edilmesinin ardından duyarlılık katsayıları be belirsizlik ölçüm değerleri elde edilir. Bu çalışma sonucunda, kullanılan tüm yakıtlar için pozitif duyarlılık katsayılarında (nubar) değeri ve (fisyon) reaksiyonları, negative duyarlılık katsayılarında ise (n,gamma) reaksiyonlarının baskın olduğu görülmektedir.Ayrıca, 7 yakıt türü için yüzdece belirsizlik açısında, Yakıt fisil malzeme türünün ve kompozisyon farklılığının belirsizlik ölçümünde kritik öneme sahip olduğu tespit edilmiştir. Bu çalışmanın özgün değeri Literatürde mevcut olan 7 yakıt kompozisyonu için duyarlılık ve belirsizlik analizine ek olarak,MSFR tasarım geometrisine yerleştirilen ve kritik altı ve kritik üstü keff değerlerinde bulunan yakit türlerinde Li-Cl tuzlarında doğal ve zenginleştirilmiş durumları için analizler yapılmış olup, her iki kritiklik değeri için hem keff değerinde belirgin artış göstermesi hem de belirsizlik yüzdesini azaltması nedeniyle zenginleştirilmiş Cl'un iyi bir alternatif olduğu belirlenmiştir. Buna ek olarak tüm yakıtlar için belirsizlik ölçümü yapıldığında 252 gruplu nükleer veri kütüphanesi en güvenilir kütüphane olarak sonuçlanmıştır.

This study aims to investigate the effect of feedback parameters on the effective multiplication factor (k-eff) value in the MSFR (Molten Salt Fast Reactor) system using different fuel types with varying compositions, to examine the effects of feedback parameters on k-eff, and to calculate the cumulative contribution of these parameters to uncertainty. The lack of comprehensive studies on sensitivity and uncertainty analysis for MSFR in the literature is a strong motivation. Using the SCALE 6.2 (Standardized Computer Analyses for License Evaluation) code, which is an advanced code system for neutronic analyses, to obtain sensitivity and uncertainty analysis results and thereby contribute to the literature. The TSUNAMI-3D (Tools for Sensitivity and Uncertainty Analysis Methodology Implementation) module within the SCALE code is used in the sensitivity and uncertainty analysis. After defining the information about the nuclear reactor system to be analyzed in the relevant module (composition values, geometric details), the energy-dependent cross-section library and SAMS (Sensitivity Analysis Module for SCALE) code lines are added. After activating the simulation, sensitivity coefficients and uncertainty measurement values are obtained. As a result of this study, it is observed that for all fuels used, the (nubar) value and (fission) reactions are dominant in positive sensitivity coefficients, while (n,gamma) reactions are dominant in negative sensitivity coefficients. Furthermore, in terms of percentage uncertainty for the 7 fuel types, it was determined that the type of fissile material and composition differences in the fuel are critical in uncertainty measurement. The original value of this study is that, in addition to the sensitivity and uncertainty analysis for the 7 fuel compositions available in the literature, analyses were performed for natural and enriched states of Li-Cl salts in fuel types located at subcritical and supercritical keff values placed in the MSFR design geometry. It was determined that enriched Cl is a good alternative because it shows a significant increase in keff value for both criticality values and reduces the uncertainty percentage. In addition, when uncertainty measurements were performed for all fuels, the 252-group nuclear data library was found to be the most reliable library.