Korkut, TurgayHocaoğlu, Fahrettin2025-03-232025-03-232019https://tez.yok.gov.tr/UlusalTezMerkezi/TezGoster?key=jNRDC1RLfVd4_T7x7ZXmmSIR7Oe3Fu0ThEIZ2o4NYkWbV7ZH60qfCTut-_dkIqwQhttps://hdl.handle.net/11486/2663Yakıt zarfının bütünlüğünün sağlanmasıyla reaktörün bütünlüğünün sağlanması arasında adeta doğrudan bir ilişki vardır. Yakıt zarfları reaktör çalışma şartlarında değişik etkilere maruz kalmaktadır. Yakıt zarflarının ömrünü belirleyen bu etkilerden belki de en önemlisi yakıt zarflarında zirkonyum hidrit (ZrH2) oluşumudur. Mevcut araştırmalarda, ZrH2 oluşumunda H iyonlarının Zr metali içerisinde ilerlemesinin stres, sıcaklık, konsantrasyon gradientleri altında sadece difüzyon etkisiyle olduğu varsayılmaktadır. Yoğun nötron (n) akısının ve radyoaktif etkileşimlerin olduğu reaktörde ZrH2 oluşumunda H iyonlarının nötron çarpışmaları neticesinde Zr içerisine bombardımanı etkisinin literatürde pek yer almadığı görülmektedir. Nötron çarpışmaları etkisiyle Zr içerisinde ilerleyen H iyonlarının kat ettiği mesafenin, normal madde difüzyonu şeklinde görülen hidrit oluşum mesafesi ve zirkonyum oksit (zirconia) oluşum mesafesi içerisinde kalması durumunda bile H iyonlarının nötron etkileşimi sonucu zarfta kat ettiği mesafenin ve yol boyunca neden olabileceği hidrit kümelerinin zarf üzerindeki olası olumsuz etkilerinin en doğru ve en iyi şekilde belirlenmesinde oldukça önemli olabileceği değerlendirilmektedir. Belirtilen etkilerin hesaplanabilmesi ve analizlerin yapılabilmesi için üretilen nötronların su tarafından yavaşlatılırken ürettikleri H iyonlarının enerji değerlerinin bir radyasyon transport koduyla (FLUKA) tespit edilerek bir başka koda (SRIM) girdi teşkil etmesi ve böylece zircaloy-4 zarfa bombardıman edilen bu değişik enerjilerdeki H iyonlarının malzemedeki transferinin takip edilmesiyle gerekli analizlerin tamamlaması işbu çalışmanın konusunu teşkil etmektedir.There is a direct relationship between the integrity of the fuel cladding and the integrity of the nuclear reactor. Fuel claddings are faced with various impacts in reactor normal operation conditions. One of the most important of those effects that is responsible from the operational lifetime of the claddings is zirconium hydride (ZrH2) formation. In current researches it is assumed that in ZrH2 formation, the propagation of H ions in Zr metal is done mostly by the effect of material diffusion under the stress, temperature and concentration gradients. In a reactor where dense nᵒ fluxes and radioactive interactions are observed, the role of the nᵒ-H ion collisions in the formation of ZrH2 where H ions are bombarded into Zr material, is not considered much. Even if the distance taken by the H ions induced by the nᵒ collisions propagating into the Zr material, is smaller than the distances where the hydride and zirconia are formed, the ranges of H ions into the Zr where hydride loops are formed may still be worth to analyse in order to determine the negative impacts on the cladding more precisely. In order to calculate the effects and make the propper analysis, the energy values of H ions produced by the neutrons during moderation in water are calculated first by the help of a nuclear code, say FLUKA and the outputs of it will be inputs to another code for example the SRIM code and as a result the H ions at various energies bombarded to zircaloy-4 cladding will be traced and analysed thus making the scope of herein this research.trinfo:eu-repo/semantics/openAccessNükleer MühendislikNuclear EngineeringMaster Thesis151576477