Şahiner, HüseyinYücel, Zehra Zülal2026-04-252026-04-252025https://tez.yok.gov.tr/UlusalTezMerkezi/TezGoster?key=KOgdn9H3uVnWeb15j2W4h58OGsl8RTkKn1NxPhFPe3Eqed6cJJrLnanXgRpJ061Mhttps://hdl.handle.net/11486/7802Kullanılmış nükleer yakıtlar için radyasyon güvenliğinin sağlanabilmesi amacıyla özel olarak tasarlanmış depolama ve taşıma konteynerleri mevcuttur. Bu konteynerlerin tasarımında korozyona dayanıklılık, sızdırmazlık, mekanik dayanım, nötron ve foton doz hızı parametreleri gibi özellikler dikkate alınmaktadır. MSR (Ergimiş Tuz Reaktörü) teknolojilerinde ortaya çıkan kullanılmış yakıt bileşimleri UO2 içeren konvansiyonel katı yakıt döngülerinden farklıdır. Bununla birlikte MSR reaktörlerine özgü yakıtlar için tasarlanan kullanılmış yakıt taşıma ve depolama konteynerlerine rastlanmamıştır. Bu çalışma kapsamında, söz konusu boşluğu gidermek amacıyla SCALE koduna ait TRITON ve ORIGEN modülleri ile LiF-ThF4-UF4 yakıtın tükenme analizleri, MAVRIC modülü ile akı dağılımları ve doz hızı hesaplamaları gerçekleştirilmiştir. Geometrik verileri literatürde bulunan AOS-100, Basit Geometri, ISFSI, TN24-P ve özgün olarak geliştirilen V2, V3, V4 ve V5 tasarımları kullanılarak nötron ve foton doz hızı hesaplamaları karşılaştırılmıştır. Yapılan hesaplamalar sonucunda, en düşük ve en yüksek nötron doz hızı değerleri sırasıyla 6.06E-06 ve 1.16E-01 mSv/saat olarak bulunmuştur. Aynı tasarımlar için en düşük ve en yüksek foton doz hızı değerleri ise sırasıyla 2.20E+00 ve 2.42E+01 mSv/saat olarak elde edilmiştir. Elde edilen bulgulara göre MSR kullanılmış yakıtının taşınması ve depolanması için kullanılan konteynerlerin nötron ve foton doz hızı parametreleri açısından uluslararası regülasyonlar tarafından belirlenen limitleri aynı anda sağlayacak şekilde iyileştirilmesi gerektiği sonucuna ulaşılmıştır.Specially designed storage and transportation casks are available to ensure radiological safety for spent nuclear fuel. In the design of these casks, properties such as corrosion resistance, leak-tightness, mechanical integrity, and neutron and photon dose rate parameters are taken into consideration. Spent fuel compositions arising from Molten Salt Reactor (MSR) technologies differ from those of conventional solid fuel cycles containing UO₂. However, no spent fuel transportation and storage casks specifically designed for fuels unique to MSR reactors have been identified. Within the scope of this study, in order to address this gap, depletion analyses of LiF–ThF₄–UF₄ fuel were performed using the TRITON and ORIGEN modules of the SCALE code system, while flux distributions and dose rate calculations were carried out using the MAVRIC module. Neutron and photon dose rate calculations were compared using the AOS-100, Simplified Geometry, ISFSI, TN24-P designs available in the literature, as well as the originally developed V2, V3, V4, and V5 configurations. As a result of the calculations, the minimum and maximum neutron dose rate values were found to be 6.06E−06 and 1.16E−01 mSv/h, respectively. For the same designs, the minimum and maximum photon dose rate values were obtained as 2.20E+00 and 2.42E+01 mSv/h, respectively. Based on the findings, it was concluded that the casks used for the transportation and storage of MSR spent fuel should be improved to simultaneously meet the limits specified by international regulations in terms of neutron and photon dose rate parameters.trinfo:eu-repo/semantics/openAccessNükleer MühendislikNuclear EngineeringMaster Thesis180991944