42 results on '"Toryum"'
Search Results
2. Oestrus synchronisation with progesterone-containing sponge and equine chorionic gonadotropin in Pirlak ewes during the non-breeding season: can Toryum improve fertility parameters?
- Author
-
Kuru Mushap, Boga Kuru Buket, Sogukpinar Osman, Cebi Sen Cigdem, Oral Hasan, and Kirmizibayrak Turgut
- Subjects
ewes ,oestrus synchronisation ,progesterone-containing sponge ,toryum ,vitamins ,Veterinary medicine ,SF600-1100 - Abstract
The aim of the study was to determine the effect of the vitamins, omega-3 polyunsaturated fatty acid and minerals in the supplement Toryum administered before and during oestrus synchronisation on some fertility parameters of ewes during the non-breeding season. more...
- Published
- 2020
- Full Text
- View/download PDF
Catalog
3. Potansiyel jeotermal kaynaklar için radyojenik ısı üretiminden sıcak kuru kayanın belirlenmesi ve Isparta-Yakaören örneği
- Author
-
Nurten Ayten Uyanık, Osman Uyanık, and Hatice Büşra Kurt
- Subjects
uranyum ,toryum ,potasyum ,sıcak kuru kaya ,haritalar ,Engineering (General). Civil engineering (General) ,TA1-2040 - Abstract
Jeotermal sistem, enerji açısından önemli bir kaynaktır. Enerji ihtiyacı yüksek olan ülkelerde “sıcak kuru kaya” kavramı daha da önem kazanmaktadır. Bu çalışmada radyoaktif verilerden yararlanarak sıcak kuru kaya niteliği taşıyabilecek yapı araştırması yapılmıştır. Bu amaçla gama-ışın spektrometre cihazı ile Isparta-Yakaören civarında uzun ömürlü doğal radyoaktif elementler olan K, U ve Th konsantrasyon verileri elde edilmiştir. Çalışma alanında 362 farklı noktada yerinde spektrometrik ölçümler yapılmıştır. Bu ölçümler sonucunda elde edilen U, Th ve K konsantrasyon değerleri kullanılarak radyojenik ısı üretim değerleri hesaplanmıştır. Daha sonra çalışma alanı için U, Th, K konsantrasyon ve radyojenik ısı üretim haritaları oluşturulmuştur. Haritalar yorumlanarak çalışma alanı jeotermal potansiyeli açısından tartışılmıştır. Çalışma alanındaki trakiandezit, tüf ve alüvyona ait ortalama radyojenik ısı üretimi sırasıyla 6.5 μW/m3, 4.2 μW/m3 ve 3.8 μW/m3 olarak elde edilmiştir. Çalışma alanında özellikle trakiandezit kayasının yüksek ısı üretiminden ve bu kayacın geçirimsiz olması durumunda sıcak kuru kaya jeotermal kaynağı olarak geliştirmek için bir potansiyele sahip olabileceği düşünülmektedir. more...
- Published
- 2020
4. Potansiyel jeotermal kaynaklar için radyojenik ısı üretiminden sıcak kuru kayanın belirlenmesi ve Isparta-Yakaören örneği.
- Author
-
UYANIK, Nurten Ayten, KURT, Hatice Büşra, and UYANIK, Osman
- Subjects
- *
RADIOACTIVE elements , *CURRICULUM , *ALLUVIUM , *VOLCANIC ash, tuff, etc. , *GROUND source heat pump systems , *SPECTROMETERS , *RADIOACTIVITY , *GEOTHERMAL resources - Abstract
The Geothermal system is an important source in terms of energy. In countries with high energy requirements, the term "hot dry rock" becomes even more important. In this study, in a place where it can be a hot dry rock, field survey was conducted by using radioactive data. For this purpose, the data of K, U and Th concentration, which is long term natural radioactive elements, were obtained with gamma-ray spectrometer device around Isparta-Yakaören. In the study area, in-situ spectrometric measurements were performed at 362 different points. Radiogenic Heat production values were calculated by using the values of U, Th and K concentration obtained as a result of these measurements. Then, maps to evaluate of the study area were generated by using U, Th, K concentration and radiogenic heat production values. The study area was discussed in terms of geothermal potential by interpreted maps. The average radiogenic heat production values of the trachyandesite tuff and alluvium units in the study area were obtained as 6.5 µW/m3, 4.2 µW/m3 and 3.8 µW/m3, respectively. It is thought that in the study area, especially from the high heat production of trachyandesite rock and this rock may have a potential to develop as a hot dry rock geothermal source if it is impermeable. [ABSTRACT FROM AUTHOR] more...
- Published
- 2020
- Full Text
- View/download PDF
5. Nuclear energy and raw material reserves in Turkey.
- Author
-
KARATAŞLI, Muhammet
- Subjects
- *
NUCLEAR energy , *RAW materials , *RADIOACTIVE substances , *POWER resources , *NUCLEAR power plants , *URANIUM ores , *NUCLEAR industry - Abstract
The lack of an established nuclear power plant in Turkey even today show that although radioactive raw materials not needed, the lack of domestic energy resources, the fossils may be depleted of origin, on the other hand, as a result of the increase depending on factors such as population growth and development, the need for energy is clear that we would turn to nuclear energy. This is why it is important to complete a very short time in the knowledge of our country's uranium and thorium reserves base entry of nuclear power generation to meet the domestic market in all of the uranium and thorium ores known as radioactive materials. Türkiye'de kurulu bir nükleer santralin olmaması halen radyoaktif hammaddelere gereksinim duyulmadığını gösterse dahi, yerli enerji kaynaklarının yetersiz olması, fosil kökenli kaynakların tükenebilir olması, diğer taraftan da enerjiye duyulan ihtiyacın gelişmeye ve nüfus artışı gibi etkenlere bağlı olarak artması sonucu nükleer enerjiye yöneleceğimiz aşikardır. Bundan dolayıdır ki, nükleer enerji üretiminin temel girdileri radyoaktif hammaddeler olarak bilinen uranyum ve toryum cevherlerinin tümünün yurt içinden karşılanabilmesi için ülkemizin uranyum ve toryum rezervlerinin tam olarak çok kısa zamanda bilinmesi önem arz etmektedir. [ABSTRACT FROM AUTHOR] more...
- Published
- 2020
- Full Text
- View/download PDF
6. Helianthus Annuus Çekirdeği Kabuklarında Toryum Sorpsiyonunun Taguchi Metodu Kullanılarak İncelenmesi.
- Author
-
Yılmaz, Cansu Endes, Aslani, Mahmoud A. A., and Aslani, Ceren Kütahyali
- Abstract
Copyright of Dokuz Eylul University Muhendislik Faculty of Engineering Journal of Science & Engineering / Dokuz Eylül Üniversitesi Mühendislik Fakültesi Fen ve Mühendislik Dergisi is the property of Dokuz Eylul Universitesi Muhendislik Fakultesi Fen ve Muhendislik Dergisi and its content may not be copied or emailed to multiple sites or posted to a listserv without the copyright holder's express written permission. However, users may print, download, or email articles for individual use. This abstract may be abridged. No warranty is given about the accuracy of the copy. Users should refer to the original published version of the material for the full abstract. (Copyright applies to all Abstracts.) more...
- Published
- 2019
- Full Text
- View/download PDF
7. U and Th Transport and Uptake in Triticum Sativum Cultivated Farmland in the Temrezli (Sorgun, Yozgat, Turkey) U and Th Mining Area.
- Author
-
Güllü-KIRAT and Nasuh-AYDIN
- Subjects
- *
URANIUM , *WHEAT , *PLANT growth , *SOIL mineralogy , *PHYTOREMEDIATION - Abstract
In this study, 20 samples Triticum sativum L. (T. sativum) plants grown in Temrezli agriculture areas were collected and the distribution and accumulation of uranium and thorium (U and Th) in stems, shells and grains of this plant were identified. In addition, plant ashes and nearby soil samples were analyzed by ICP-MS to determine the concentrations of U and Th. The mean U and Th values in the soils, stems, shells and grains of T. sativum plant, were calculated as 2.73 mg/kg, 0.16 mg/kg, 0.17 mg/kg, 0.16 mg/kg and 34.01 mg/kg, 1.02 mg/kg, 0.65 mg/kg, 1.09 mg/kg (in respectively). The mean U and Th enrichment coefficients of this plant were less than 1. The decrease in EC may be due to the saturation of metal uptake and/or transport. Therefore, T. sativum plant may be useful in phytoremediation and in remediation areas contaminated by U and Th. [ABSTRACT FROM AUTHOR] more...
- Published
- 2019
8. Eskişehir Beylikahır Kompleks Cevher Çözündürülmesinde Cyphos IL 101 İyonik Sıvı Kullanımının İncelenmesi.
- Author
-
Sert, Şenol
- Abstract
Copyright of Dokuz Eylul University Muhendislik Faculty of Engineering Journal of Science & Engineering / Dokuz Eylül Üniversitesi Mühendislik Fakültesi Fen ve Mühendislik Dergisi is the property of Dokuz Eylul Universitesi Muhendislik Fakultesi Fen ve Muhendislik Dergisi and its content may not be copied or emailed to multiple sites or posted to a listserv without the copyright holder's express written permission. However, users may print, download, or email articles for individual use. This abstract may be abridged. No warranty is given about the accuracy of the copy. Users should refer to the original published version of the material for the full abstract. (Copyright applies to all Abstracts.) more...
- Published
- 2019
- Full Text
- View/download PDF
9. BODRUM- ÖREN -AKYAKA SAHİL ŞERİDİNDE TORYUM KONSANTRASYON DAĞILIMININ İNCELENMESİ.
- Author
-
ERBEK, Ezgi and DOLMAZ, M. Nuri
- Abstract
Copyright of SDU Journal of Engineering Sciences & Design / Mühendislik Bilimleri ve Tasarım Dergisi is the property of Journal of Engineering Sciences & Design and its content may not be copied or emailed to multiple sites or posted to a listserv without the copyright holder's express written permission. However, users may print, download, or email articles for individual use. This abstract may be abridged. No warranty is given about the accuracy of the copy. Users should refer to the original published version of the material for the full abstract. (Copyright applies to all Abstracts.) more...
- Published
- 2017
- Full Text
- View/download PDF
10. Preparation of enviromentally friendly magnetic pectin nanobiocomposites and investigation of sorption properties for removal of thorium ions
- Author
-
Özçivit, Çağkan, Yuşan, Sabriye, and Ege Üniversitesi, Fen Bilimleri Enstitüsü, Malzeme Bilimi ve Mühendisliği Ana Bilim Dalı
- Subjects
Pektin ,Toryum ,Nanobiocomposite ,Thorium ,Adsorption ,Pectin ,Nanobiyokompozit ,Adsorpsiyon - Abstract
Toryum, aktinitler arasında uranyumdan daha fazla miktarda bulunan önemli bir doğal radyoaktif elementtir. Nükleer yakıtın yeniden işlenmesi ve toryumla bağlantılı cevherlerin kullanılması, nükleer silahlar ve laboratuvar faaliyetleri gibi bazı insan faaliyetleri de bu radyonüklidin atık olarak yoğunlaşmasına neden olabilir. Toryumun toksik yapısı eser düzeyde dahi olsa akut toksikolojik etkilere ve zararlı hastalıklara neden olarak bir halk sağlığı sorunu haline gelmektedir. Bu nedenle toryumun sulu çözeltilerden uzaklaştırılması önemlidir. Bu tez çalışmasında, toryumun sucul ortamlardan giderilmesinde kullanılabilecek etkili, güvenli, çevre dostu, ve toksik özelliği olmayan nanobiyokompozit malzemeler sentezlenmiştir. Sentezlenen malzemelerin karakterizasyonu yapılmış ve toryum iyonları için adsorpsiyon özellikleri incelenmiştir. Pektin biyopolimeri kullanılarak manyetik (Fe3O4) nanobiyokompoziti birlikte çöktürme yöntemiyle sentezlenmiş ve sentezde rol oynayan bazı deneysel parametrelerin (pektin konsantrasyonu ve çöktürücü baz çeşidi gibi) etkileri incelenerek sentez ürünlerinin farklılıkları ortaya konulmuştur. Sentezlenen sorbent malzemelerin fiziksel ve kimyasal özellikleri çeşitli yöntemlerle (XRD, SEM/EDS, TEM, FTIR, VSM, XPS, BET, TGA/DTA ve zeta potansiyeli) incelenerek ve malzemeler arasındaki farklılıklar avantaj ve dezavantajları ile ortaya konulmuştur. Partikül boyutu ve yüzey alanı gibi adsorpsiyonu etkileyen parametreler dikkate alınarak en uygun pektin bazlı manyetik nanobiyokompozit seçilmiştir. Toryumun sulu çözeltilerden uzaklaştırılması için, elde edilen optimum özelliklere sahip manyetik nanobiyokompozit adsorban ile toryuma karşı adsorpsiyon davranışları ortam pH’ı, toryum derişimi, sıcaklık ve temas süresi gibi temel deneysel parametrelerin etkisi kesikli yöntem ile incelenmiştir. Adsorpsiyon modelinin belirlenmesi için Langmuir, Freundlich ve Dubinin-Radushkevich izotermleri kullanılmış ve ilgili parametreler hesaplanmıştır. Ayrıca entalpi, Gibbs serbest enerji değişimi ve entropi gibi adsorpsiyon termodinamik parametreleri hesaplanmıştır., Thorium is an important natural radioactive element, which is found in greater abundance among the actinides than uranium. Some human activities, such as nuclear fuel reprocessing and use of thorium-related ores, nuclear weapons, and laboratory activities can also cause concentrations of this radionuclide. The toxic nature of thorium becomes a public health problem by causing acute toxicological effects and harmful diseases, even at trace levels. Therefore, it is important to remove thorium from aqueous solutions. In this thesis, effective, safe, environmentally friendly and non-toxic nanobiocomposite materials were synthesized that can be used to remove thorium from aquatic environments. The synthesized materials were characterized and the adsorption properties for thorium ions were investigated. Magnetic (Fe3O4) nanobiocomposite was synthesized by co-precipitation method using pectin biopolymer, and the effects of some experimental parameters (such as pectin concentration and precipitating base type) playing a role in the synthesis were examined, and the differences of the synthesis products were revealed. The physical and chemical properties of the synthesized sorbent materials were examined by various methods (XRD, SEM/EDS, TEM, FTIR, VSM, XPS, BET, TGA/DTA and zeta potential) and the differences between the materials were revealed with their advantages and disadvantages. Considering the parameters affecting the adsorption such as particle size and surface area, the most suitable pectin-based magnetic nanobiocomposite was selected. In order to remove thorium from aqueous solutions, the effects of basic experimental parameters such as ambient pH, thorium concentration, temperature and contact time on the adsorption behavior of magnetic nanobiocomposite adsorbent against thorium were investigated by batch method. Langmuir, Freundlich and Dubinin-Radushkevich isotherms were used to determine the adsorption model and related parameters were calculated. In addition, adsorption thermodynamic parameters such as enthalpy, Gibbs free energy change and entropy were calculated. more...
- Published
- 2022
11. NÜKLEER ENERJİDE YENİ YAKLAŞIMLAR: TORYUM VE ENERJİ KAYNAĞI OLARAK KULLANIMI.
- Author
-
KAPLUHAN, Erol
- Abstract
Energy is the leading condition of economic activity in all countries, developed and developing. Us to meet our energy needs domestic production rate has declined steadily in the 2000s. The importance of energy in the next year will increase day by day. They should try all ways to reduce dependence on foreign energy and research done in this direction should be accelerated. Endangered fossil resources as an alternative to the energy needs of the growing emphasis on new sources of energy should be focused on the supply from other sources. To meet the growing energy needs of our country lacking fossil energy sources lignite excluding nuclear energy, it has been one of the alternative energy sources. Uranium is used in nuclear power plants throughout the world for decades. Still it continues to be used in the same way. However, in recent years it should be a mine can run either in general more powerful energy sources with the need for the world sought several new mines are needed for new energy sources. Thorium is an element, which can be used in nuclear power plants to generate electricity. Today, as a resource to respond to this need it is projected thorium mine.. However, due to lack of thorium mine yet have the knowledge and technology to use in nuclear power plants people literally can not be fully evaluated. Research and studies thorium is proved to be the energy source of the future. [ABSTRACT FROM AUTHOR] more...
- Published
- 2015
12. Synthesis and characterization of alginate/graphene oxide nanobiocomposite and investigation of removal properties of Th (IV) ions from aqueous solutions
- Author
-
Adman, Nildeniz, Yuşan, Sabriye, and Ege Üniversitesi, Fen Bilimleri Enstitüsü, Malzeme Bilimi ve Mühendisliği Ana Bilim Dalı
- Subjects
Nanocomposite ,Toryum ,Grafen Oksit ,Thorium ,Alginate ,Aljinat ,Adsorption ,Graphene Oxide ,Adsorpsiyon ,Nanokompozit - Abstract
Günümüzde endüstriyel üretimin artması ve artan enerji ihtiyacına bağlı olarak santral sayısının artmasının da üretilen atıkları arttırdığı ve atık yönetiminin önem kazandığı görülmektedir. Nükleer enerji üretiminden kaynaklanan radyoaktif atıkların yönetimi, yüksek ekonomik ve sosyal etkileri nedeniyle dünyada önemli bir konu olarak kabul edilmektedir. Bu çalışmada grafen oksit/aljinat nanobiyokompozitleri farklı sentez koşullarında sentezlenmiş ve sulu çözeltilerden Th (IV) iyonlarının gideriminde adsorban olarak kullanılmıştır. Sentezlenen nanobiyokompozitlerin karakterizasyonu için BET yüzey alanı, SEM, TEM, FT-IR ve XRD gibi karakterizasyon teknikleri kullanılmıştır. Adsorpsiyon çalışmalarında çözelti pH'ı, temas süresi, başlangıç Th (IV) konsantrasyonu ve sıcaklık gibi adsorpsiyon verimini etkileyen parametreler, merkezi kompozit tasarım (CCD) kullanılarak incelenmiştir. Deney tasarımı için uygulanan modelin %95 güven aralığı içerisindeki ANOVA (analysis of variance) analizi incelenmiş ve model ile deneysel bulguların uyumuna bakılmıştır. Anlamlılık F değerinin 0.05 den küçük olması (%95 güven aralığında) modelin istatistiksel olarak önemli olduğunun göstergesidir. Modelin önemlilik F değerinin P, Nowadays, it is seen that the increase in industrial production and the increase in the number of power plants due to the increasing energy need also increases the waste generated and waste management becomes important. The management of radioactive wastes from nuclear energy production has been recognized as an important issue in the world due to its high economic and social effects. In this study, graphene oxide / alginate nanobiocomposites were synthesized under different synthesis conditions and used as adsorbents in the removal of Th (IV) ions from aqueous solutions. For the characterization of synthesized nanobio composites, BET surface area, SEM and TEM images, FT-IR spectrometer, XRD techniques were used. In the adsorption studies, the parameters affecting the adsorption efficiency were investigated such as solution pH, contact time, Th (IV) concentration and temperature using central composite design (CCD). ANOVA (analysis of variance) analysis within the 95% confidence interval of the model applied for the experimental design and the compatibility of the model with the experimental findings was examined. Relevance F value less than 0.05 (95% confidence interval) indicates that the model is statistically significant. The fact that the relevance F value of the model was P more...
- Published
- 2021
13. Oestrus Synchronisation with Progesterone-containing Sponge and Equine Chorionic Gonadotropin in Pirlak Ewes During the Non-breeding Season: Can Toryum Improve Fertility Parameters?
- Author
-
Buket Boga Kuru, Hasan Oral, Mushap Kuru, Osman Sogukpinar, Turgut Kirmizibayrak, and Çiğdem Çebi Şen
- Subjects
Estrous cycle ,Pregnancy ,General Veterinary ,Toryum ,oestrus synchronisation ,Veterinary medicine ,media_common.quotation_subject ,Oestrus synchronisation ,ewes ,Fertility ,Biology ,medicine.disease ,vitamins ,Pregnancy rate ,medicine.anatomical_structure ,Animal science ,progesterone-containing sponge ,SF600-1100 ,medicine ,Vagina ,Seasonal breeder ,Equine chorionic gonadotropin ,media_common ,Research Article - Abstract
Introduction The aim of the study was to determine the effect of the vitamins, omega-3 polyunsaturated fatty acid and minerals in the supplement Toryum administered before and during oestrus synchronisation on some fertility parameters of ewes during the non-breeding season. Material and Methods The experimental animals were clinically healthy Pirlak ewes, 55–75 days postpartum, aged 2–4 years and weighing 40–50 kg. A sponge was inserted into the vagina for 10 d (G1, n = 30; G2, n = 30) or 14 d (G3, n = 30; G4, n = 30) for oestrus synchronisation, and on the day of removal, 400 IU equine chorionic gonadotropin was injected. Toryum soft capsules were administered individually (1 capsule/ewe p.o.) to G1 and G3 ewes seven days before the sponge was inserted and on the day it was removed. Oestrus detection was started 12 h after sponge removal. Pregnancy was diagnosed by transrectal ultrasonography on the 30th day after mating. Results The pregnancy rate was statistically different between G1 and G4 (P < 0.05). The onset of oestrus was statistically different (P < 0.001) between the 10-d groups (G1 and G2) and the 14-d groups (G3 and G4). The litter size and oestrus, conception, lambing, multiple birth, and survival rates were not significantly different between the groups (P > 0.05). Conclusion Toryum administered to Pirlak ewes during progesterone-based oestrus synchronisation protocols during the non-breeding season may increase pregnancy rates. The relationship between Toryum and fertility parameters in ewes would be better understood by comprehensive studies. more...
- Published
- 2020
14. Forecasting of Ra(226), Th(232) and U(238) Concentrations using Artificial Neural Networks (ANNs)
- Author
-
Miraç Kamışlıoğlu, Ahmet Bilici, Sevim Bilici, and Fatih Külahcı
- Subjects
radyum ,uranyum ,doğal radyoaktivite ,yapay sinir ağı ,prediction ,taşınım ,thorium ,radium ,uranium ,modelling ,dağılım ,tahmin ,lcsh:TA1-2040 ,natural radioactivity ,transport ,distribution ,modelleme ,toryum ,lcsh:Q ,lcsh:Engineering (General). Civil engineering (General) ,lcsh:Science ,lcsh:Science (General) ,artificial neural network ,lcsh:Q1-390 - Abstract
Identification and modeling of radioactive concentrations in a region is very important for the region in terms of radiological hazards. Artificial Neural Network (ANN) can successfully model large systems. The validity of the model was tested by entering the data of the proposed ANN model that had never been entered into the system. In this research, average activity concentrations of 226Ra, 232Th and 238U in the water samples collected from the lake are 1.439 Bql-1, 4.508 Bql-1 and 14.682 Bql-1, respectively. The characteristics of the study area are also determined with the spatial maps and ANNs are used to prediction and modeling of the radionuclides. The mean square errors for the obtained results are less than 1.5%. The correlation coefficient close to +1 indicates the validity of the model for this study. more...
- Published
- 2018
15. CANDU REAKTÖRLERİNDE ThO2 ve 233UO2 YAKIT KARIŞIMI KULLANIMININ İNCELENMESİ.
- Author
-
Şahin, Necmettin
- Subjects
- *
RESEARCH , *CANDU reactors , *THORIUM , *URANIUM , *MULTIMEDIA systems - Abstract
In this study, applicability of mixed (Th + 233U)O2 fuel in the CANDU reactors and influence on the reactor performance was investigated. In order to achieve this purpose, mixed 98 % ThO2 + 2 % 233UO2 fuel was used. Neutronic data were calculated by using the aid of one dimensional computer system code of SCALE 4.4a. The criticality and the burn-up values of the reactor were been calculated by full power operation for a period of 20 years. The results showed that the during criticality started by k∞=∼1,3 and after the second year it remained above k∞=1,06 for 20 years. Burn-up grades were calculated as 45.216 MW.D/MT after the second year and as 558.061 MW.D/MT after the twentieth year. This study showed that a few percent (2%) fissile izotopes mixed with thorium would make it possible to run the CANDU reactor. [ABSTRACT FROM AUTHOR] more...
- Published
- 2007
16. Optimization of target and fuel geometry in thorium fuel sub-critical accelerator driven energy systems
- Author
-
Saaie, Shafiqa, Çiftçi, Rena, and Fen Bilimleri Enstitüsü
- Subjects
Atıkların Dönüşümü ,FLUKA ,ADS ,Toryum ,Monte Carlo Kodu ,Thorium ,Accelerator ,Waste Transformation ,Monte Carlo Code ,Nötron Spallasyonu ,Hızlandırıcı ,Neutron Spallation - Abstract
Hızlandırıcı Sürümlü Sistem (ADS) uzun süredir nükleer atık dönüşümü ve enerji üretimi için öngörülmektedir. ADS sisteminde hem bölünebilir (fisil) yakıt, hem de radyoaktif atıkları içeren kritik-altı bir reaktörü çalıştırmak için yüksek enerjili proton demeti tarafından bir spallayon hedefinde üretilen nötronlar kullanılır. Üretilen nötronları etkin bir şekilde kullanabilmek için hedef genellikle silindirik bir çekirdeğin merkezine yerleştirilir. Çekirdek, geleneksel nükleer reaktörlerde olduğu gibi sıvı veya katı nükleer yakıttan oluşur. ADS tasarımının önemli bir parçası, 20MeV'den daha yüksek enerjiye sahip nötronlar üretmeye yönelik spallasyon hedefidir. Bu çalışmada, çeşitli malzemeler ve proton enerjileri için hedef ve yakıt geometrisini belirlemek amacıyla Monte Carlo simülasyon kodu FLUKA kullanılmıştır. Seçilen hedef ve yakıt geometrileri için nötron verimi ve akısı hesaplanmış ve birbirleriyle karşılaştırılmıştır., Accelerator Driven System (ADS) has been considered for nuclear waste transmutation and energy production for a long time. The ADS system utilizes the neutrons produced in a spallation target by a high-energy proton beam to drive a sub-critical reactor containing both fissionable fuel and radioactive waste. To achieve good neutronic coupling the target is usually placed at the center of a cylindrical core. The core consists of nuclear fuel, which may be liquid or solid as in conventional nuclear reactors. An important part of design of ADS is the spallation target to produce neutrons with energy higher than 20MeV. In this study the Monte Carlo simulation code FLUKA is used to determine the target and fuel geometry for various materials and proton energies. The neutron yield and fluence for chosen target and fuel geometries are given and compared with each other. more...
- Published
- 2020
17. Toryum, seryum ve lantanın TBP emdirilmiş XAD-16 reçinede ardışık sorpsiyon ile ayrılma koşullarının incelenmesi
- Author
-
Öztürk, İbrahim, Altaş, Yüksel, Fen Bilimleri Enstitüsü, and Nükleer Bilimler Anabilim Dalı
- Subjects
Toryum ,Lantan ,Seryum ,Thorium ,TBP-XAD16 Reçine ,Nükleer Mühendislik ,Nuclear Engineering ,Kimya ,Sorpsiyon ,Chemistry ,Lanthanum ,Column Operations ,TBX-XAD16 Resins ,Soprtion ,Kolon ,Cerrium - Abstract
Bu tez çalışmasında hazırlanan TBP-XAD16 SIR' lar ile, 25 mgL-1 Th, 1500 mgL-1 Ce(III) ve 750 mgL-1 La (III değerlikli nadir toprak elementlerini temsilen) içeren karışık nitrat çözeltisinden toryum ve seryumu ardışık sorpsiyon ile lantandan ayırma koşulları incelenmiştir. Kesikli yöntem ile toryum adsorpsiyonu için; 9M asitlik, 25 ºC oda sıcaklığı, 30 dakika çalkalama süresi ve 5mL/0.1g V/m oranı en uygun koşullar olarak bulunmuş, Th verimi % 81.45±2.00 olarak saptanmıştır. Toryumdan tamamen arındırılmış 1500 mgL-1 Ce(III) ve 750 mgL-1 La içeren çözeltideki Ce(III) persülfat tuzu ile Ce(IV)'e yükseltgenmiştir. TBP'nin +4 değerlikli elementlere seçici olması nedeniyle, hazırlanan TBP-XAD16 SIR ile adsorpsiyon denemeleri bu kez Ce(IV) için gerçekleştirilmiştir. Ce(IV) adsorpsiyonu için; 5M asitlik, 25 ºC oda sıcaklığı, 5 dakika çalkalama süresi, 50/1 V/m oranı en uygun koşullar olarak bulunmuş, Ce(IV) verimi %66.28±2.00 olarak saptanmıştır. Kolon ve sıyırma denemeleri, kademe sayılarının arttırılması ile toryum ve seryumun lantandan tamamen ayrılabileceğini göstermiştir., In this thesis, the separation conditions of thorium and cerium via successive sorption on prepared TBP-XAD16 SIR from a solution including 25 mgL-1 Th, 1500 mgL-1 Ce(III) and 750 mgL-1 La (III) were investigated. For thorium adsorption with batch method; 9M acidity, 25 ºC temperature, 30 min shaking time and 5mL/0.1g V/m ratio were found to be the most favorable conditions and thorium efficiency in these conditions was determined as 81.45±2.00 %. After complete removal of thorium, the Ce (III) present in the remaining solution was oxidized to Ce(IV) with ammonium persulfate. Since TBP was selective for tetravalent elements, for this time, the adsorption experiments with TBP-XAD16 SIR were carried out for Ce (IV) and La (III). For the adsorption of Ce (IV); 5M acidity, 25 ºC temperature, 5 minutes shaking time, 50/1 V/m ratio was found to be the most favorable conditions, Ce (IV) yield was determined as 66.28 ± 2.00%. Column and stripping experiments showed that thorium and cerium could be completely separated from the lanthanum by increasing the number of steps. more...
- Published
- 2019
18. Determination of natural radioactivity in soils and drinking water in the region of Çorlu of Teki̇rdağ province
- Author
-
Usluer, Ali, Manisa, Kaan, and Fizik Ana Bilim Dalı
- Subjects
Potasyum ,Soil ,Toryum ,Radon ,Fizik ve Fizik Mühendisliği ,Drinking Water ,İçme Suyu ,Uranyum ,Physics and Physics Engineering ,Torium ,Toprak - Abstract
Doğal radyonüklidlerin solunum yoluyla (çoğunlukla radon) alınması ve yutulması nedeniyle, karasal radyasyon, kozmik radyasyon ve dahili (iç) radyasyon olmak üzere üç ana kaynağı olan doğal radyasyon, toplam radyasyon dozuna en büyük katkıyı yapar. Karasal radyasyon kaynakları; zemini, kayaları, havayı, yapı malzemelerini ve içme suyu kaynaklarını içerir. Vücudumuzdaki iç radyasyon, ne yediğimize, ne içtiğimize ve nefes aldığımız havaya bağlıdır. Doğal radyoaktivitenin en önemli kısmı, başta U-238, Th-232 ve K-40 olmak üzere, topraktaki karasal gama ışını radyasyonundan kaynaklanmaktadır. Bu çalışmada, Tekirdağ-Çorlu bölgesinden toplanan 11 toprak örneğindeki U-238, Th-232 ve K-40 doğal radyoaktivite analizi NaI(Tl) gama ışını spektroskopi sistemi kullanılarak gerçekleştirilmiştir. U-238, Th-232 ve K-40'ın aktivite konsantrasyonlarından, toplam absorbe edilen açık hava gama ışını doz oranları ve ilgili yıllık etkin doz oranları belirlenmiştir. Aynı zamanda, radon gazı analizleri için su örnekleri Tekirdağ-Çorlu ilçesinden toplanmıştır. Toplanan su örneklerinin radon konsantrasyonları, AlphaGUARD PQ 2000PRO radon detektörü kullanılarak ölçülmüştür. Bu çalışmada elde edilen sonuçlar UNSCEAR-2000 raporu ve literatürdeki diğer çalışmalarla karşılaştırılmıştır., Natural radiation, which has three major sources: terrestrial radiation, cosmic radiation and internal radiation, makes the largest contribution to the total radiation dose because of the intake of natural radionuclides through inhalation (mainly radon) and ingestion. Terrestrial radiation sources include the ground, rocks, air, building materials and drinking water supplies. Internal radiation is in our body because of what we eat and drink, and the air we breathe. The most significant part of natural radioactivity mainly from U-238, Th-232 and K-40 in soil arises from the terrestrial gamma-ray radiation. In this study, the analysis of natural radioactivity from U-238, Th-232 and K-40 in 11 soil samples collected from the province of Tekirdağ-Çorlu was carried out using a NaI(Tl) gamma-ray spectroscopy system. From the activity concentrations of U-238, Th-232 and K-40 the total absorbed outdoor gamma-ray dose rates and the corresponding annual effective dose rates were determined. Also, water samples for radon-gas analyses were collected from the town of Tekirdağ-Çorlu. The radon concentrations of collected water samples were measured using the AlphaGUARD PQ 2000PRO radon detector. The results obtained in this study were compared with the UNSCEAR-2000 report and the other studies found in literature. more...
- Published
- 2018
19. MnO2 yüklenmiş aktif karbon ile toryum adsorpsiyonu
- Author
-
Seçkiner, Ylmaz, Eral, Meral, Nükleer Bilimler Anabilim Dalı, and Fen Bilimleri Enstitüsü
- Subjects
Activated Carbon ,Manganese Dioxide ,Environmental Engineering ,Toryum ,Çevre Mühendisliği ,Aktif Karbon ,Thorium ,Nükleer Mühendislik ,Mangan Dioksit ,Adsorption ,Nuclear Engineering ,Adsorpsiyon - Abstract
Türkiye'nin mevcut enerji kaynakları, enerji gereksinimini karşılamada yetersiz kalmaktadır. Bu nedenle nükleer enerji santrali kurulması çalışmaları başlamıştır. Nükleer enerjiden elektrik üretiminde uranyum yanında toryum da yakıt olarak kullanılabilmektedir. Ülkemizde, 380 bin ton toryum rezervinin bulunması, toryum ile ilgili yapılan çalışmaların önem kazanmasını sağlamaktadır. Açık çevrimlerde toryum kullanımının % 20-30 civarında uranyum tasarrufu sağlayacağı düşünülmekte olup toryum geleceğin yakıtı olarak kabul edilmektedir. Sulu çözeltilerden radyonüklitlerin ayrılması çevre kirliliği açısından önemli bir konudur. Adsorpsiyon, büyük hacimli çözeltilerden eser miktardaki önemli elementlerin ayrılması ve izolasyonu için kullanılan önemli ve etkili bir tekniktir. Aktif karbon adsorpsiyonu ise, kimya ve çevre mühendisliğinde kullanılan önemli bir ayırma teknolojisidir. Aktif karbonun yüksek seçicilik, radyasyona dayanıklılık ve saflık özelliklerinden dolayı, nükleer endüstride sulu çözeltilerden radyonüklitlerin ayrılmasında kullanımı önem taşımaktadır. Bu çalışmada, hem toryumun neden olduğu çevresel kirlilikleri azaltmak, hem de toryumu radyoaktif atıklardan geri kazanmak amacıyla toryumun MnO2 yüklenmiş aktif karbon üzerindeki adsorpsiyonunun incelenmesi amaçlanmıştır. Çalışmada bu amaçla ticari aktif karbon kullanılmış ve aktif karbonun üzerine permanganat yöntemiyle MnO2 yüklenmiştir. Toryum adsorpsiyonu için aktif karbonla yapılan denemelerde optimum parametreler; pH 4, toryum konsantrasyonu; 90 ppm, etkileşim zamanı 30 dakika ve sıcaklık 30 ◦C, MnO2 yüklenmiş aktif karbon (AC-MnO2O2) için ise optimum değerler; pH 2, toryum konsantrasyonu; 20 ppm, etkileşim zamanı 15 dakika ve sıcaklık 30 ◦C olarak belirlenmiştir. Ayrıca, yapılan toryum adsorpsiyon çalışmalarında AC ve AC-MnO2O2'nin Freundlich izotermiyle uyumlu oldukları bulunmuştur., Turkey's current energy sources are insufficient to meet energy needs. Therefore, the establishment of a nuclear power plant has started. Uranium can be used as fuel with thorium for electricity production from nuclear energy. In our country, 380.000 tons of thorium reserves are found, which makes the work of thorium-related work become important. The use of thorium in open cycles is thought to provide about 20-30% of uranium savings, and thorium is considered as fuel for the future. Separation of radionuclides from aqueous solutions is a significant issue in terms of environmental pollution. Adsorption is an important and effective technique used for separation of critical trace elements from large volumes amounts of solutions and isolation. Activated carbon adsorption is a very substantial separation technology used in chemistry and environmental engineering. Because of high selectivity, radiation resistance and purity of activated carbon, use of active carbon in nuclear industry for radionuclide separation from aqueous solutions is significant. In this study, we aimed to reduce environmental pollution caused by thorium and also aimed to recover thorium from the radioactive wastes with the adsorption of thorium from aqueous solutions by manganese dioxide modified activated carbon. For this purpose, commercially active carbon is used and manganese dioxide is immobilized on activated carbon with permanganate method. Optimum parameters effect thorium adsorption on activated carbon are; pH 4, thorium concentration 90 ppm, shaking time 30 minutes and temperature 30°C and optimum parameters on AC-MnO2O2 are pH 2, thorium concentration 20 ppm, shaking time 15 minutes and temperature 30°C. In addition, the results showed adsorption of thorium on AC and AC- MnO2 is by Freundlich isotherm. more...
- Published
- 2018
20. TBP emdirilmiş amberlite xad-2 reçinede toryum, seryum ve lantanın sorpsiyon davranışlarının incelenmesi
- Author
-
Kartal, Ümit Emre, Tel, Hüseyin, Fen Bilimleri Enstitüsü, and Nükleer Bilimler Anabilim Dalı
- Subjects
Toryum ,Lantan ,Seryum ,TBP Emdirilmiş Reçine ,Thorium ,Nükleer Mühendislik ,Nuclear Engineering ,Cerium ,Maden Mühendisliği ve Madencilik ,Kimya ,Sorpsiyon ,Chemistry ,XAD-2 Reçine ,Lanthanum ,Mining Engineering and Mining ,Sorption ,TBP Impregnated Resins ,XAD-2 Resin - Abstract
Çalışmada, TBP impregne edilmiş Amberlite XAD-2 reçinesi kullanılarak toryum, seryum ve lantanın sorpsiyon davranışlarının incelenmesine yönelik çalışmalar yapılmıştır. Amberlite XAD-2 reçinesi üzerine TBP ilave ederek kuru impregnasyon yöntemi ile reçine hazırlanmıştır. Solvent İmpregne Edilmiş Reçine(SIR); Fourier Transform İnfrared Spektroskopisi (FT-IR) ile karakterize edilmiştir. Toryum, seryum ve lantan iyonlarının sorpsiyon davranışları; sıcaklık, süre, konsantrasyon, katı-sıvı oranı etkileri incelenelerek araştırılmıştır. Elde edilen sorpsiyon verileri, Freundlich, Langmuir ve Dubinin-Radushkevich izotermleri ile yorumlanmıştır., In this thesis, thorium, cerium and lanthanum's adsorption behaviour was investigated with TBP impregnated Amberlite XAD-2 resin. XAD-2 resins have been prepared by direct adsorption of solvent into the Amberlite XAD-2 resins by using dry impregnation method. Solvent impregnated resins were characterized by Fourier Transform İnfrared Spectroscopy (FT-IR). The sorption behaviour of thorium, cerium and lanthanum examined with temperature, time, concentration, ratio of solid-liquid's effect. Sorption data have been interpreted in terms of Freundlich, Langmuir and Dubinin-Raduschkevich quations. more...
- Published
- 2018
21. Kütahya ilinde yapı malzemelerindeki uranyum, toryum ve potasyum oranlarının belirlenmesi
- Author
-
Işik, Ulaş, Manisa, Kaan, and Fizik Ana Bilim Dalı
- Subjects
Toryum ,The Annual Effective Dose ,Fizik ve Fizik Mühendisliği ,Thorium ,Uranyum ,Nükleer Mühendislik ,Nuclear Engineering ,Halk Sağlığı ,Potasyum ,Absorbed Doz ,Yıllık Etkin Doz ,Yapı Malzemeleri ,Potassium ,Building Materials ,Uranium ,Public Health ,Soğurulmuş Doz ,Physics and Physics Engineering - Abstract
Dünyadaki bütün canlılar doğal ve yapay radyasyona maruz kalmaktadır. Toplam radyasyon dozuna en büyük katkıyı doğal radyasyon yapar ve üç ana kaynağı vardır: doğal radyonüklidlerin solunum yoluyla (çoğunlukla radon) alınması ve yutulması nedeniyle karasal radyasyon, kozmik radyasyon ve dâhili radyasyon. Karasal radyasyon kaynakları; zemini, kayaları, havayı, yapı malzemelerini ve içme suyu kaynaklarını içerir. Bu çalışmada, Kütahya ve Afyon illerinden toplanan 45 yapı malzemesindeki 238U, 232Th ve 40K doğal radyoaktivite analizi NaI(Tl) gama ışını spektroskopi sistemi kullanılarak gerçekleştirilmiştir. Belirlenen aktivite değerleri ve yıllık etkin doz değerleri, UNSCEAR 2000 raporu ve literatürde bulunan diğer çalışmalarla karşılaştırılmıştır., All living creatures in the world are exposed to radiation coming from natural anda man-made radionuclides. Natural radiation makes the largest contribution to the total radiation dose, and has three major sources: terrestrial radiation, cosmic radiation and inter radiation because of the intake of natural radionuclides through inhalation (mainly radon) and ingestion. Terrestrial radiation sources include the ground, rocks, air, building materials and drinking water supplies. In this study, the analysis of natural radioactivity from 238U, 232Th ve 40K in 45 building material sample collected from the province of Kütahya and Afyon were carried out using a NaI(Tl) gamma-ray spectroscopy system. The determined activity values and the annual effective dose values were compared with the UNSCEAR 2000 report and the other studies found in literature. more...
- Published
- 2018
22. PWR-CANDU6 BİRLEŞİK YAKIT ÇEVRİMİ VE CANDU6’DA URANYUM + TORYUM KULLANIMI
- Author
-
Özdemir, Levent, Zabunoğlu, H. Okan, and Nükleer Enerji Mühendisliği
- Subjects
yanma oranı ,doğal uranyum gereksinimi ,DUPIC ,PWR-CANDU6 ,tam birlikte işleme ,toryum ,nükleer kaynak değerlendirme oranı ,MCNP/MONTEBURNS - Abstract
In this study, burnup analyses were made for PWR-CANDU6 combined fuel cycles in which PWR spent fuel is used as fuel in CANDU6. Besides, for the once-through fuel cycle, use of uranium + thorium (U+Th) in CANDU6 were looked into and compared to natural U or Slightly Enriched U (SEU) cases. The fuel cycles were compared in terms of Natural U Requirement (NUR) and Nuclear Resource Utilization (NRU). For the PWR-CANDU6 combined cycle, two primary recycling scenarios were focused on. The first scenario involves the Complete Coprocessing (CC), which is the easiest and most secure way to recover U and Pu content of spent fuel. In CC, all U and Pu in PWR spent fuel are recovered together (while in the standard reprocessing U and Pu are obtained as separate streams). Resultantly, the product of CC is a pure U+Pu mixture with a total fissile content of 1.4 to 1.5 wt%, and in order to reuse it in a PWR, it is necessary to blend it with a fissile makeup. However, a mixture of U+Pu with that fissile content can directly be used to fuel a CANDU. The other scenario is known as DUPIC (Direct Use of PWR spent fuel In CANDU). The DUPIC approach does not involve any element separation process; so, PWR spent fuel containing not only U and Pu but also almost all fission products and minor actinides is used as fuel in CANDU. In addition, use of Th-added fresh U fuel in CANDU6 on a once-through cycle was investigated. For this purpose, two fuel models were considered. One is “homogenous-bundle” containing a homogenous mixture of (U-Th)O2 formed by blending various slightly-enriched U fuels with Th (in Th mass ratios; 10%, 30% and 50%), used in all fuel elements of all bundles throughout the core. The other model is “mixed-bundle” which contains only ThO2 in 4 or 7 fuel elements in the center of a bundle, while the other elements comprise UO2 only. The results with U+Th fuels enable not only to observe the effect of Th use in CANDU6 but also to compare it to the results from the combined-cycle cases. For burnup computations, CANDU6 full-core geometry and the non-linear reactivity model with MCNP5 and MONTEBURNS codes were used. With burnup values at hand, NUR and NRU (and natural U saving) were calculated for different fuel compositions in each case. At the combined PWR-CANDU6 cycle; for PWR spent fuel with a discharge burnup of 33000, 40000 and 50000 MWd/tU; the additional burnups achieved in CANDU6 have been found to be 25981, 27021 and 27919 MWd/tHM, respectively for CC; and 16717, 16195 and 14926 MWd/tHM, respectively for DUPIC. Both the CC and DUPIC scenarios affect NUR and NRU positively. In general and with respect to NUR and NRU, the CC cycle is more advantageous than the DUPIC cycle since in that case CANDU fuel is free from fission products and minor actinides. As for U+Th fuel in CANDU6 on the once-through cycle, the higher the Th fraction in U+Th fuel, the higher the 235U fraction required to obtain the same discharge burnup. As a result, an increase on NUR and a decrease on NRU are observed. At very high discharge burnups, as Th fraction goes up, NUR begins to decrease, and NRU begins to increase. İÇİNDEKİLER ÖZET.... i ABSTRACT iii TEŞEKKÜR v İÇİNDEKİLER vi ÇİZELGELER ix ŞEKİLLER xi SİMGELER VE KISALTMALAR DİZİNİ xiii 1. GİRİŞ 1 2. PWR ve CANDU REAKTÖRLERİNDE YAKIT ÇEVRİMLERİ 5 2.1 Tek-Geçişli Yakıt Çevrimi 5 2.1.1 Hafif-sulu Reaktörler (LWR) için Tek-Geçişli Çevrim 5 2.1.2 Ağır-sulu Reaktörler (HWR) için Tek-Geçişli Çevrim 6 2.2 Standart Yeniden İşleme Yakıt Çevrimi 10 2.3 Tam Birlikte İşleme Yakıt Çevrimi 13 2.4 PWR-CANDU Birleşik Yakıt Çevrimi 15 2.4.1 Tam Birlikte İşleme (TBİ) Seçeneği 15 2.4.2 DUPIC Seçeneği 17 3. HESAPLAMA GEREÇLERİ VE YÖNTEMLERİ 21 3.1 Hesaplama Gereçleri 21 3.1.1 MCNP5 21 3.1.2 MONTEBURNS2 23 3.1.3 MCNP/MONTEBURNS Kodlarıyla Modelleme 27 3.2 Hesaplama Yöntemleri 28 3.2.1 Yanma Hesapları 28 3.2.1.1 PWR Reaktörü 28 3.2.1.2 CANDU6 Reaktörü 31 3.2.2 Doğal Uranyum Gereksinimi (DUG) Hesapları 37 3.2.2.1 PWR ve CANDU6 Reaktörleri 37 3.2.2.2 PWR-CANDU6 Birleşik Yakıt Çevrimi 37 3.2.2.3 U+Th Yakıtlı CANDU6 Reaktörü 38 3.2.3 Nükleer Kaynak Değerlendirme Oranı (NKDO) Hesapları 39 3.2.3.1 PWR ve CANDU6 Reaktörleri 39 3.2.3.2 PWR-CANDU6 Birleşik Yakıt Çevrimi 39 3.2.3.3 U+Th Yakıtlı CANDU6 Reaktörü 39 3.2.4 Doğal Uranyum Tasarrufu (DUT) Hesapları 40 4. CANDU6 REAKTÖRÜ SONUÇLARI 41 4.1 U Yakıtlı CANDU6 Reaktörü 41 4.1.1 Nihai Yanma Oranı (BD) Hesaplamaları 46 4.1.2 DUG, DUT ve NKDO Hesaplamaları 49 4.2 U+Th Yakıtlı CANDU Reaktörü 50 4.2.1 Nihai Yanma Oranı (BD) Hesaplamaları 50 4.2.1.1 Homojen-Demet 50 4.2.1.2 Karışık-Demet 55 4.2.2 DUG, DUT ve NKDO Hesaplamaları 61 4.2.2.1 Homojen-Demet 61 4.2.2.2 Karışık-demet 63 4.2.2.3 Kıyaslama 64 5. PWR-CANDU6 BİRLEŞİK YAKIT ÇEVRİMİ SONUÇLARI 66 5.1 PWR 66 5.2 PWR-CANDU6 Birleşik Yakıt Çevrimi 68 5.2.1 Tam Birlikte İşleme (TBİ) Seçeneği 68 5.2.1.1 Nihai Yanma Oranı (BD) Hesaplamaları 69 5.2.1.2 DUG, DUT ve NKDO Hesaplamaları 71 5.2.2 DUPIC Seceneği 72 5.2.2.1 Nihai Yanma Oranı (BD) Hesaplamaları 72 5.2.2.2 DUG, DUT ve NKDO Hesaplamaları 75 6. SONUÇ VE DEĞERLENDİRME 77 6.1 Türetilen Eşitliklerin Özeti 77 6.2 U ve U+Th Yakıtlı CANDU6 Yakıt Çevrimi 77 6.3 PWR-CANDU6 Birleşik Yakıt Çevrimi 83 6.4 Gelecek Çalışmalar için Öneriler 87 KAYNAKLAR 88 EK A. CANDU6 REAKTÖRÜNÜN ÖZELLİKLERİ 92 EK B. CANDU6 REAKTÖRÜ İLAVE HESAP SONUÇLARI 94 ÖZGEÇMİŞ 97 Bu çalışmada, PWR kullanılmış yakıtının CANDU6 reaktörlerinde yakıt olarak kullanımını esas alan PWR-CANDU6 birleşik yakıt çevrimi için yanma oranı analizleri yapılmıştır. Ayrıca, tek-geçişli (once through) yakıt çevrimi için, CANDU6’da uranyum+toryum (U+Th) kullanımının yanma oranı üzerine etkileri incelenmiş ve sonuçlar doğal U ve Hafif Zenginleştirilmiş U (HZU) yakıtlarınki ile karşılaştırılmıştır. Yakıt çevrimleri, Doğal U Gereksinimi (DUG) ve Nükleer Kaynak Değerlendirme Oranı (NKDO) açısından mukayese edilmiştir. PWR-CANDU6 birleşik yakıt çevrimi için başlıca iki geri-dönüşüm seçeneği ele alınmıştır. İlk seçenek, kullanılmış yakıttan U ve Pu'yu geri kazanmanın en kolay ve en emniyetli yolu olan Tam Birlikte İşleme (TBİ) seçeneğidir. TBİ yoluyla kullanılmış yakıtın içerdiği tüm U ve Pu birlikte geri kazanılır (“standart yeniden işleme”de ise U ve Pu saf ve ayrı ayrı geri kazanılmaktadır). Sonuçta TBİ ürünü olarak toplam fisil içeriği %1,4 ile %1,5 arasında bir U+Pu karışımı elde edilir. Bu U+Pu’nun PWR’de yakıt olarak tekrar kullanılabilmesi için fisil madde ilavesi gerekir. Diğer yandan, %1,4-1,5 fisil U+Pu direkt olarak CANDU yakıtı olmaya uygundur. İkinci geri-dönüşüm seçeneği “kullanılmış PWR yakıtının direkt olarak CANDU’da kullanımı” olarak tanımlanır ve DUPIC (Direct Use of PWR fuel In CANDU) diye bilinir. DUPIC hiçbir ayırma işlemi içermediğinden, bu yolla elde edilen CANDU yakıtı sadece U ve Pu’yu değil hemen hemen tüm fisyon ürünlerini ve minör aktinitleri de içerir. Çalışmanın devamında, Th eklenmiş U yakıtların tek-geçişli CANDU6 çevriminde kullanımı incelenmiştir. Bu amaçla, iki yakıt modeli düşünüldü. “Homojen-demet” denen ilk modelde, bir demetteki tüm yakıt elemanları çeşitli zenginlikteki HZU ile Th’un (kütlece %10, %30 ve %50 Th) karıştırılmasıyla elde edilen (U-Th)O2 içermektedir. Diğer model olan “karışık-demet”te ise tüm demetlerin merkezindeki 4 ve 7 yakıt elemanı sadece ThO2, kalan elemanlar ise sadece UO2 ile yüklenmiştir. U+Th yakıtlar için elde edilen sonuçlar CANDU6’da Th kullanımının etkisinin gözlenmesine ve PWR-CANDU birleşik çevrimi ile mukayese edilebilmesine olanak sağlar. CANDU6 reaktörünün yanma oranı hesapları tüm-kor geometri ve doğrusal olmayan reaktivite modelleri kullanılarak MCNP5 ve MONTEBURNS kodları ile yapılmıştır. Yanma oranı değerleri elde edildikten sonra, her yakıt çevrimi senaryosu için DUG ve NKDO (ve doğal U tasarrufu) değerleri hesaplanmıştır. PWR-CANDU6 birleşik çevriminde; PWR kullanılmış yakıtının 33000, 40000 ve 50000 MW-gün/tU yanma oranı değerleri için; CANDU6’da, TBİ seçeneğinde sırasıyla 25981, 27021 ve 27919 MW-gün/tHM ve DUPIC’te sırasıyla 16717, 16195 ve 14926 MW-gün/tHM ilave yanma oranları elde edilmiştir. Hem TBİ hem de DUPIC, DUG ve NKDO değerlerini olumlu yönde etkilemektedir. Genel olarak, TBİ DUPIC’e kıyasla avantajlıdır; çünkü TBİ ile üretilen CANDU yakıtı fisyon ürünlerini ve minör aktinitleri içermez. CANDU6’da Th kullanımı ile ilgili hesaplamalar, U+Th yakıttaki Th oranı arttıkça, aynı yanma oranına ulaşmak için gereken 235U oranının arttığını gösterir. Bu durum, DUG değerinde artışa, NKDO değerinde düşüşe neden olur. Çok yüksek yanma oranlarında eğilim tersine döner ve Th oranı arttıkça DUG değeri azalmaya, NKDO değeri ise yükselmeye başlar. more...
- Published
- 2017
23. Sol-jel yöntemi ile (Th-Ce)O2 sentezinde katkı maddelerinin pelet özelliklerine etkilerinin incelenmesi
- Author
-
Acar, Mehmet Bahadır, Tel, Hüseyin, Nükleer Bilimler Anabilim Dalı, and Fen Bilimleri Enstitüsü
- Subjects
Sinterleme ,Sol-Gel ,Energy ,Toryum ,Sol-Jel ,Bilim ve Teknoloji ,Seryum ,Thorium ,Cerium ,Science and Technology ,Enerji ,Kimya ,Chemistry ,Sintering - Abstract
Bu çalışmada Th(NO3)4.5H2O ve (NH4)2Ce(NO3)6 başlangıç kimyasalları ile, (Th0.95Ce0.05)O2 final mol oranına denk düşecek şekilde hazırlanan nitrat çözeltilerine, düşük nötron tesir kesitine sahip metallerin oksitleri (MgO, CaO, V2O5, Ti2O5, Cr2O3, Al2O3) ilave edilerek, sol-jel yöntemiyle yüksek homojenite ve yoğunlukta, kolay sinterlenebilen ve ortalama tane boyutu 50μm'ye ulaşan iri taneli peletlerin elde edilmesi amaçlanmıştır. Başlangıç metal konsantrasyonu 1.6 M olacak şekilde hazırlanan Th(NO3)4.5H2O ve (NH4)2Ce(NO3)6 karışık çözeltisine, belirlenen oranlarda metal oksit katkısı ile elde edilen ana çözeltinin, sıcaklık ve pH kontrollü sistemde NH4OH ile ön-nötralizasyonu sonucunda sol çözeltileri hazırlanmıştır. Hazırlanan sol çözeltileri vibrasyon-nozül sistemi kullanılarak, jelleşme kolonunda bulunan organik ve sulu fazlar yardımı ile kürecik formunda jelleştirilmiştir. Jel mikroküreciklerinin yaşlandırma, yıkama ve kurutma sonrası, TG/DTA analizleri ile termal davranışları incelenmiş ve ICP-MS/ICP-OES analizleri ile metal içerikleri saptanmıştır. Mikroküreciklere 450˚C, 800˚C ve 1150˚C olmak üzere üç farklı sıcaklıkta ısıl işlem uygulanmış ve kristal parametrelerinin hesaplanması için X-ışınları kırınım analizleri yapılmıştır. Isıl işleme tabi tutulan mikroküreciklerin BET yüzey alanı ve BJH gözeneklilik analizleri gerçekleştirilmiştir. Mikrokürecikler 520 MPa basınç altında hidrolik pres ile peletlenmiş ve peletlerin termo-mekanik analizleri dilatometre cihazı ile 1000˚C, 1100˚C, 1200˚C ve 1300˚C olmak üzere 4 farklı sıcaklıkta incelenmiş, katkısız (Th0.95Ce0.05)O2 ve 6 farklı metal oksit kullanılarak elde edilen katkılı (Th0.95Ce0.05)O2 peletlerinin aktivasyon enerjileri hesaplanmış ve sinterlenme kinetikleri belirlenmiştir. Sinterleme sonrası peletlerin taramalı elektron mikroskop görüntüleri çekilmiş, m-Ksilen daldırma yöntemi ile gerçek yoğunlukları hesaplanmıştır. Katkısız (Th0.95Ce0.05)O2 peletleri için aktivasyon enerjisi 449 kJ/mol, metal oksit katkılı olan; Mg-(Th0.95Ce0.05)O2, Ca-(Th0.95Ce0.05)O2, V-(Th0.95Ce0.05)O2, Ti-(Th0.95Ce0.05)O2, Cr-(Th0.95Ce0.05)O2, Al-(Th0.95Ce0.05)O2 peletleri için aktivasyon enerjileri sırası ile 252 kJ/mol, 202 kJ/mol, 107 kJ/m ol, 90 kJ/mol, 190 kJ/mol, 171 kJ/mol bulunmuştur. Ham pelet yoğunluklarının, teorik yoğunluğun %40-43'ü, sinterlenmiş pelet yoğunluklarının ise teorik yoğunluğun %92-98'i aralığında olduğu belirlenmiştir. Bu çalışmada, metal oksit katkı maddesi eklenerek sol-jel yöntemi ile elde edilen (Th0.95Ce0.05)O2 mikroküreciklerden hazırlanan karışık oksit peletler, yanma oranının yükseltilmesi ve fisyon gazlarının yakıt içersinde daha yüksek oranda tutulabilmesi amacına uygun olarak, katkısız karışık oksit peletlere oranla daha iri taneli malzemeler olarak üretilmiştir., The aim of the present study is to obtain easily sinterable pellets with high homogeneity and density, coarse grained attaining an average dimension of 50 µm, via sol-gel method by the addition of metal oxides (such as MgO, CaO, V2O5, Ti2O5, Cr2O3, Al2O3 having low neutron sections) to nitrate solutions of the initial chemical materials of Th(NO3)4.5H2O and (NH4)2Ce(NO3)6 conveniently prepared to satisfy (Th0.95Ce0.05)O2 final mole ratio. The sols have been prepared as a result of NH4OH pre-neutralisation of the mother liqueur obtained with the addition of predetermined amount of metal oxide additives to 1.6 M of Th(NO3)4.5H2O and (NH4)2Ce(NO3)6 mixed solution, in a temperature and pH controlled system. By using vibration-nozzle system, prepared sols have been gelled to spheres in a gelation column with the help of organic and aqueous phases. Following of aging, washing and drying processes, thermal behaviors of the microspheres were determined with TG/DTA analyses and the metal compositions of the microspheres were determined with ICP-MS/ICP-OES analyses. Three different heat treatments such as 450˚C, 800˚C and 1150˚C have been applied to microspheres and X-rays diffraction patterns were taken to calculate the crystal parameters. BET surface area and BJH porosity analyses also have been realized for heat treated microspheres. The microspheres were pelletized with a hydraulic press under a pressure of 520 MPa and thermo-mechanical analyses of pellets were realized for 4 different temperatures such as 1000˚C, 1100˚C, 1200˚C and 1300˚C. The activation energies of additives free (Th0.95Ce0.05)O2 and with additives (Th0.95Ce0.05)O2 pellets including 6 different metal oxide additives, were calculated and their sintering kinetics was determined. After sintering, SEM images of the pellets were taken with a scanning electron microscope and the real densities of the microspheres derived pellets were calculated with m-Ksilen immersion method. The activation energies were calculated as 449 kj/mol for additive-free (Th0.95Ce0.05)O2 pellets and 252 kJ/mol, 202 kJ/mol, 107 kJ/mol, 90 kJ/mol, 190 kJ/mol, 171 kJ/mol for Mg-(Th0.95Ce0.05)O2, Ca-(Th0.95Ce0.05)O2, V-(Th0.95Ce0.05)O2, Ti-(Th0.95Ce0.05)O2, Cr-(Th0.95Ce0.05)O2, Al-(Th0.95Ce0.05)O2 pellets, respectively. Green densities of pellets were determined as around 40-43% of the theoretical density. The densities after sintering were around 92-98% of the theoretical density. In this study, in comparaison of additive-free pellets, mixed oxide pellets including additives, prepared via sol-gel microspheres process, were coarse grained materials being able to keep the fission gasses at higher rate in the fuel to increase the burning rate more...
- Published
- 2017
24. Investigetion of the thorium leaching conditions from ore with ammonium oxalate
- Author
-
Özkan, Bekir, Tel, Hüseyin, Fen Bilimleri Enstitüsü, and Nükleer Bilimler Anabilim Dalı
- Subjects
Rare Earth Elements ,Toryum ,Amonyum Oksalat ,Liç ,Mining Engineering and Mining ,Thorium ,Leaching ,Cevher ,Ammonium Oxalate ,Maden Mühendisliği ve Madencilik ,Ore ,Nadir Toprak Elementleri - Abstract
Dünyanın en önemli toryum depozitlerinden biri Ülkemiz Eskişehir- Beylikahır yöresinde bulunmaktadır. Toryum ve nadir toprak elementleri cevheri kompleks bir cevher olup, barit, kalsit ve florit içeren bastnazit mineralidir. Cevher ortalama % 0.21 tenörlü.380000 ton ThO2 ve ortalama % 2.78 tenörlü 4.5 milyon ton nadir toprak elementleri içermektedir. Bugüne kadar yapılan çeşitli çalışmalarda toryumun ekonomik olarak çözeltiye alınması mümkün olamamıştır. Çalışmada toryumun çözeltiye alınmasında klasik çözündürme yöntemleri dışında amonyum oksalat ile çözündürme yöntemi kullanılmıştır. Cevherden amonyum oksalat ile çözündürme koşulları; pH’ı amonyum hidroksit ile 3.5 ’e ayarlanmış 1M oksalik asit, 100 °C sıcaklık, 1/20 katı sıvı oranı ve 1 saat süre olarak optimize edilmiş ve toryum selektif bir şekilde % 98±2 verimle çözeltiye alınmıştır., One of the most important deposits of thorium on the world is situated in the Eskişehir-Beylikahır region of Turkey. The thorium and rare earths ore is a complex bastneasit mineral including calcite, barite and fluorite. The ore contains 380000 tons of ThO2 and 4,5 million tons of rare earth Elements. The different studies performed up to now weren’t economically achieved to take thorium into the solution from ore. In this study, unlike the classical methods, dissolution of thorium was carried out with ammonium oxalate. Dissolution conditions of thorium from ore, were optimized such as; 1M oxalic acid concentration (pH adjusted to 3.5 with ammonium hydroxide), temperature as 100°C, solid/liquid ratio as 1/20 and leaching time as 1 hour and under this conditions thorium was taken selectively into the solution with a 98±2 % efficiency. more...
- Published
- 2017
25. Çok duvarlı karbon nanotüpler ile toryum adsorpsiyonunun incelenmesi
- Author
-
Endes, Cansu, Kütahyalı Aslani, Ceren, Nükleer Bilimler Anabilim Dalı, and Fen Bilimleri Enstitüsü
- Subjects
Toryum ,Response Surface Methadology ,Thorium ,Carbon Nanotubes ,Nükleer Mühendislik ,Adsorption ,Nuclear Engineering ,Yüzey Yanıt Yöntemi ,Adsorpsiyon ,Karbon Nanotüp - Abstract
Günümüzde giderek artan enerji krizi ile birlikte nükleer güç önem kazanmaktadır. Bu nedenle uranyum ve toryum nükleer yakıt olarak dikkat çekmektedir. Yerkabuğunda toryumun uranyumdan daha fazla bulunması nedeniyle toryum yakıt çevrimine dayalı reaktör türleri gelişme aşamasındadır. Yüksek yanma oranı, radyasyon ve kimyasal kararlılığı, uranyuma göre daha yüksek termal iletkenliği, düşük fabrikasyon giderleri, minör aktinitlerin ve plütonyumun daha az üretimi toryumu nükleer yakıt olarak avantajlı bir duruma getirmektedir. Ayrıca, dünya toryum rezervinin önemli bir kısmı (380 000 ton ThO2) ülkemizde Eskişehir Sivrihisar'da bulunmaktadır. Bu nedenle toryum ile yapılan çalışmalar önem kazanmaktadır. Toryum yakıt çevrimi kullanıldığında oluşan radyoaktif atıklardan toryumun ayrılması toksisitesi ve uzun yarı ömrü nedeniyle önemlidir. Dolayısıyla, toryumun radyoaktif sıvı atıklardan uzaklaştırılması için çeşitli yöntemler uygulanmaktadır. Bu yöntemler arasında, sıvı-sıvı ekstraksiyonu, iyon değişimi, çöktürme ve adsorpsiyon sayılabilir. Adsorpsiyonun önemi ise, büyük hacimli çözeltilerden iz miktardaki elementlerin ayrılabilmesidir. Adsorpsiyon uygulamalarında birçok adsorban türü (biyosorbentler, sentetik sorbentler, aktif karbon, kompozit materyaller, elyaf türleri, kil, zeolit vb.) kullanılmaktadır. Karbon nanotüpler, ilk olarak 1991 yılında Iijima tarafından keşfedildikten sonra birçok kullanım alanı bulmuştur. Adsorpsiyon da bunlardan bir tanesidir. Karbon nanotüpler; poröz yapıları, geniş yüzey alanları, düşük yoğunluk, yüksek mekanik, termal ve kimyasal kararlılıkları nedeniyle sulu çözeltilerden metal iyonlarının adsorpsiyonu için çok büyük bir potansiyele sahiptir. Bu nedenle, nükleer atık gideriminde karbon nanotüplerin kullanılmasına yönelik çalışmalar önem kazanmaktadır. Bu çalışmanın amacı, nükleer atık yönetiminde çok duvarlı karbon nanotüplerin efektif bir adsorban olarak kullanılabilirliğinin incelenmesi ve ayrıca toryumu atık çözeltilerden geri kazanmak üzere çok duvarlı karbon nanotüpler ile adsorpsiyonunun incelenerek optimum koşulların belirlenmesidir. Çalışmada adsorban olarak kullanılan çok duvarlı karbon nanotüplerin HNO3 ile yüzey modifikasyonu yapılmış ve toryum adsorpsiyonuna etki eden parametreler (pH, başlangıç toryum konsantrasyonu, sıcaklık ve çalkalama süresi) incelenmiştir. Çalışmada, geleneksel olarak kullanılan her bir değişkenin ayrı ayrı incelenmesi yerine "deneysel tasarım" metodu kullanılmıştır ve toryum adsorpsiyonu için optimum koşullar pH 4, başlangıç toryum konsantrasyonu 100 mg.L-1, sıcaklık 25oC ve çalkalama süresi 15 dakika olarak saptanmıştır. Bu koşullarda gerçekleştirilen 10 ayrı deneme sonucunda optimum alım kapasitesi 65,75 mg.g-1 olarak hesaplanmıştır. Adsorpsiyon izotermleri (Langmuir, Freundlich, Dubinin-Radushkevich) incelenmiş, en yüksek R2 değeri (R2=0,95) Freundlich izoterminde elde edilmiştir. Termodinamik özellikler (standart entalpi değişimi, standart entropi değişimi, Gibbs standart serbest enerji değişimi) incelendiğinde prosesin endotermik karakterli ve istemli gerçekleştiği bulunmuştur. Psuedo ikinci dereceden hız denkleminin toryumun çok duvarlı karbon nanotüpler üzerine adsorpsiyonuna uygun olduğu belirlenmiştir., In this day and time, nuclear power is becoming increasingly important with the growing energy crisis. Therefore, uranium and thorium draw attention as nuclear fuel. Reactor types that based on the thorium fuel cycle are under development due to the presence of thorium in the earth's crust more than uranium. High combustion rate, radiation and chemical stability, higher thermal conductivity than uranium, less production of minor actinides and plutonium and low fabrication costs properties of thorium makes up it as nuclear fuel in an advantageous situation. In addition, a significant proportion of world reserves of thorium (380000 tonnes ThO2) is located in Eskisehir in Turkey. Hence, researches done with thorium gain importance. Thorium removal from radioactive wastes, that occur when thorium fuel cycle is used, is important because of toxicity and long half-life of it. Therefore, various methods are applied for removal of thorium from liquid wastes, such as liquid-liquid extraction, ion exchange, precipitation and adsorption. Among of these, the importance of adsorption is the separation of the elements in trace amounts from a large volume of solution. Many types of adsorbents (biosorbents, synthetic sorbents, activated carbon, composite materials, fiber types, clay, zeolite etc.) are used in adsorption applications. Carbon nanotubes have found many usage areas after the discovery in 1991 by Iijima. Carbon nanotubes have great potential for the adsorption of metal ions from aqueous solutions because of their porous structure, large surface area, low density, high mechanical, thermal and chemical stability. For these reasons, researches done related to the usage of carbon nanotubes as an adsorbent material become important. The scope of this study is to examine the utility of multi-walled carbon nanotubes as an effective adsorbent in nuclear waste management and to determine optimum conditions by examining the adsorption of multi-walled carbon nanotubes to recover from thorium waste solutions. In this study, carbon nanotubes used as adsorbent, which modified with HNO3 , and parameters affecting the adsorption of thorium (pH, initial thorium concentration, temperature and contact time) were examined. Furthermore, instead of individually observing each variable, "experimental design" technique was used and optimum conditions for thorium adsorption were determined as pH 4, initial thorium concentration 100 mg.L-1, temperature 25oC, shaking time 15 minute. Optimum uptake capacity was calculated to be 65.75 mg.g-1 in 10 different tests performed under these conditions. Adsorption isotherms (Langmuir, Freundlich, Dubinin-Radushkevich) were investigated and the highest R2 value (R2 = 0.95) was obtained at the Freundlich isotherm. When the thermodynamic properties (standard enthalpy change, standard entropy change, Gibbs standard free energy change) were examined, it was found that the process was endothermic and voluntary. It has been determined that the pseudo second-order velocity equation is suitable for adsorption of thionium on multi-walled carbon nanotubes. more...
- Published
- 2017
26. Toryum dioksit esaslı inert matriks yakıtların sol-gel metodu ile üretimi ve karakterizasyonu
- Author
-
Özdemir, İlker, Özbek, İbrahim, Yaylı, Ahmet, Metalurji ve Malzeme Mühendisliği Anabilim Dalı, Profesör Doktor İbrahim Özbek, ortak danışman : Ahmet Yaylı, and Fen Bilimleri Enstitüsü, Metalurji ve Malzeme Mühendisliği Anabilim Dalı, Metalurji ve Malzeme Mühendisliği more...
- Subjects
Energy ,Toryum ,Metalurji Mühendisliği ,Sol-gel prosesi ,Metallurgical Engineering ,İnert matriks yakıtlar ,Enerji - Abstract
06.03.2018 tarihli ve 30352 sayılı Resmi Gazetede yayımlanan “Yükseköğretim Kanunu İle Bazı Kanun Ve Kanun Hükmünde Kararnamelerde Değişiklik Yapılması Hakkında Kanun” ile 18.06.2018 tarihli “Lisansüstü Tezlerin Elektronik Ortamda Toplanması, Düzenlenmesi ve Erişime Açılmasına İlişkin Yönerge” gereğince tam metin erişime açılmıştır. Bu çalışmada ülkemizin gelecek yıllar için önemli bir enerji kaynağı olarak kullanılmasını öngördüğü toryum esaslı yakıtların sol-gel prosesine dayalı dış jelasyon yöntemiyle üretilip, özelliklerinin incelenmesi hedeflenmiştir. Metal nitrat esaslı kimyasallar (Th(NO3)4.5H2O, CeN4O12, Al(NO3)3.9H2O, Mg(NO3)2.6H2O) kullanılarak dış jelasyon yöntemiyle oksit esaslı yakıt peletleri üretilmiştir. Ayrıca toryum dioksit ve seryum dioksit yüzdesi değiştirilerek seryum dioksitin katkıları incelenmiştir. Herbir metal nitrat çözeltisi 2M olacak şekilde çözeltiler hazırlanmıştır. Başlangıç çözeltisine viskozite ayarlama amacıyla polivinil alkol, modifiye edici olarak da tetra hedra fulfuril alkol eklenmiştir. Dış jelasyon yöntemine göre üretimin gerçekleştirilebilmesi için deney düzeneği imal edilmiştir. Besleme çözeltisinden uygun formda jel elde edilebilmesi amacıyla damlacık oluşumu, ön sertleşme ortamı ve ürünlerin birikeceği yer konusunda optimum koşullar belirlenmiştir. Sol-gel prosesiyle üretilen jel formundaki ürünler yaşlandırma, yıkama ve kurutma safhalarından geçirilerek karakterizasyon çalışmaları yapılmıştır. Buna göre elde edilen ürünlerin TG/DTA analizi ile termal davranışları incelenmiştir. Değişik sıcaklıklarda kurutulan ve 1000 oC'de kalsine edilen ürünlerin X-ışını analizi yapılarak katı hal incelemeleri yapılmıştır. Daha sonra elde edilen oksit formundaki tozlardan 500 MPa basınçla, 6 mm çapında peletler hazırlanarak termal davranışları dilatometre ile belirlenmiştir. Aynı peletler değişik sıcaklıklarda sinterlenmiş ve geometrik ve daldırma yoğunlukları hesaplanmıştır. Değişik sıcaklıklarda sinterlenen bu peletlerin mikroyapıları SEM ile incelenmiş ve kıyaslamalı analizleri yapılmıştır. Sonuç olarak sol-gel prosesiyle istenilen formda toryum esaslı inert matriks nükleer yakıt elde edilmiştir ve elde edilen ürünlerden homojen, yüksek yoğunluklu peletlerin üretimi gerçekleştirilmiştir. (Th, Al, Mg, Ce) oksit yapısındaki ürünlerin sol-gel yöntemiyle üretimi ve karakterizasyonu gerçekleştirilmiştir. Yapılan karakterizasyon incelemeleri sonucunda literatür ile uyumlu sonuçlar bulunmuş ve kıyaslamalı olarak incelenmiştir. This study aimed to examine the production and characterization of thoria based inert matrix fuel (IMF) by external gelation process. This study was carried out using nitrate based solutions of (Th(NO3)4.5H2O, CeN4O12, Al(NO3)3.9H2O, Mg(NO3)2.6H2O) for the external gelation process. In addition, with changing thorium oxide and cerium oxide percentage, the contributions of cerium oxide addition were examined. Metal nitrate solutions were prepared. In addition to initial solution polyvinyl alcohol to adjust the viscosity of solutions and to tetra hydro fulfuryl alcohol as a modifier were added. The experimental set-up were designed. Droplet formation, pre-hardening medium and collected products area were investigated and optimum conditions were determined. The products that produced by sol-gel process were gone through phases aging, washing and drying respectively. The thermal behavior of the products were investigated by TG/DTA analysis. Solid state investigations of the products that dried at different temperatures and calcined at 1000 °C were calculated with data obtained by X-ray diffraction techniques. Then the oxide powders were pressed at 500 MPa and in 6 mm diameter die. The sintering behavior of pellets were investigated by dilatometer. The pellets were sintered at different elevated temperatures and the density of the pellets were calculated. Microstructures of these pellets were examined by SEM and comparative analyzes were conducted. In this study, the results showed that multi component (Th, Al, Mg, Ce) oxide structures homogeneously obtained using sol-gel method. With the characterization investigation, the results that consistent with the literature were found and the results carried out comparatively. more...
- Published
- 2015
27. Burnup calculations for accelerator driven thorium reactor using serpent Monte Carlo code
- Author
-
KORKMAZ, Mehmet Emin, AĞAR, Osman, YİĞİT, Mustafa, Korkmaz, Mehmet Emin, and Ağar, Osman
- Subjects
Monte Carlo Yöntemi,Toryum,Yanma oranı,Kritikaltı reaktör ,Toryum ,Thorium ,Kritikaltı reaktör ,Reactor ,Monte Carlo Method,Thorium,Burnup,Subcritical Reactor ,Subcritical ,Monte Carlo Method ,Burnup ,Monte Carlo Yöntemi ,Yanma oranı - Abstract
Bu çalışma, Serpent Monte Carlo kodu kullanılarak Hızlandırıcı Güdümlü Toryum Reaktör’ünün (ADTR) yanma oranı (burnup) karakteristiğini elde etmek için yapılmıştır. Serpent Monte Carlo kodu reaktör örgü fizik hesaplamaları için optimize edilmiştir. ADTR modeli, merkezinde doğal kurşun - bizmut bir silindirik hedef, kor bölgesinde hegzagonal yapıda 90 yakıt demeti ve her demette 91 yakıt çubuğunda n oluşmuştur. Sistemin merkezinde bulunan hedefin uzunluğu 60 cm ve yarıçapı 15 cm’dir. Yakıt çubuklarının dağılımı 232 Th ve 233 U’un bulunduğu iki tip yakıt malzemesinden oluşmaktadır. Hesaplamalarda ENDF/B - 6.8, ENDF - 7, JEF - 2.2, JEFF - 3.1 değerlendirilmiş n ükleer datası ve yanma oranı hesaplamalarında “Chebyshev Rasyonel Yaklaşım Metodu” kullanılmıştır. Tasarlanan sistemde ortalama güç yoğunluğu ise 38.6E - 3 kW/g’dır. Kullanılan farklı nükleer tesir kesiti kütüphaneleri arasındaki değişiklikler incelenmiş ve uyumlu olduğu görülmüştür. Bütün yanma oranı hesaplamaları 40 MW/kgU’a kadar 41 farklı basamakta yapılmıştır., In this work, a number of simulations have been performed in order to obtain neutronic and burnup characteristics of Accelerator Driven Thorium Reactor (ADTR) using Serpent Monte Carlo Code. This code is optimized for reactor lattice calculations. Center of ADTR model has a cylindrical natural Pb - Bi target, has 90 hexagonal structure fuel bundle in core and each bundle consist of 91 fuel pin. The length and radius of the target in the center of the system are 60 cm and 15 cm, respectively. The distribution of fuel rods consist of two types of fuel material with 232 Th and 233 U. The burnup calculat ions have been carried out using matrix exponential solution based on the Chebyshev Rational Approximation Method (CRAM) and the evaluated nuclear data used in the calculations was based on ENDF/B - 6.8, ENDF - 7, JEF - 2.2, JEFF - 3.1. The average power density i s 38.6E - 3 kW/g in designed system. Changes between the different nuclear cross section libraries were examined and observed to be compatible. All burnup calculations made up of 41 different steps up to 40 MW / kgU. more...
- Published
- 2013
28. Sıvı membran tekniği ile toryumun ekstraksiyonun incelenmesi
- Author
-
Tavşan, Emrah, Ramazan Donat, TR41597, Donat, Ramazan, and Kimya Anabilim Dalı
- Subjects
Chemistry ,Toryum ,Thorium ,Sıvı Membran ,Extraction ,Liquid Membrane ,Ekstraksiyon ,Kimya ,Liquid mambranes - Abstract
Atık su arıtımında, kimya mühendisliğinde, hidrometalurjide, biyoteknolojik ve biyomedikal uygulamalarda sıvı membran prosesleri önemli bir yer tutmaktadır.Günümüzde çevre kirliliğine ve özellikle su kirliliğine neden olan bazı metallerin ve bileşiklerin uzaklaştırılması için kullanılan ayırma ve saflaştırma yöntemlerinden biri olan sıvı membran proses; ekstraksiyon ve sıyırma işlemlerini tek bir basamakta birleştirdiği için çözücü ihtiyacını azaltmakta, çevre kirliliğine neden olmamakta ve daha ekonomik olarak gerçekleşmektedir.Toryum ve uranyum metallerinin çevreye ve insan sağlığına vermiş olduğu zararlar nedeniyle seçimli olarak ayrılması ve arıtılması işlemleri hem bilimsel açıdan hem deendüstriyel uygulamalar açısından yararlı olmaktadır. Bulundukları ortamda eser miktarda ve radyoaktif olmaları nedeniyle gerek uranyum ve gerekse toryumun iyonlarının geri kazanılması veya çevreye olan etkilerinin giderilmesi açısından endüstriyel önemi oldukça büyüktür.Bu çalışma da toryum (Th4+) iyonların sulu fazdan organik faza, ardından organik fazdan tekrardan sulu faza ekstraksiyonun özellikleri; ekstraksiyon yöntemi, donor fazın pH'sı, akseptör faz türü, TOPO reaktif taşıyıcı derişimi, sıcaklık, akış hızı ve seçimlilik gibi parametreler incelenmiştir. Sıvı membran tekniği kullanılarak belirlenen en etkin ekstraksiyon şartlarında toryum iyonlarının ekstraksiyon uygulaması için danışman öğretim üyeleri tarafından modellenen sistemin kullanılabilirliği araştırılmıştır. Liquid membrane processes have a great importance for wastewater treatment, chemical engineering, hydrometallurgy, biotechnological and biomedical applications.Liquid membrane process, one of the seperation and purification techniques which are used for removal of the some metals and compounds causing environment and water pollution reduces the quantity of requirement of the solvents, prevents the environment pollution and becomes more economical as it combines extraction and stripping processes in one step.As thorium and uranium metals damage the environment and people?s health, selective seperation and refining processes will be useful for both the aspects of scientific and industrial applications. Because of trace amount and their radioactive structure, the industrial effects of recovering of both uranium and thorium or reducing the dangerous environmental effects, have a great importance.In this study, the function of transporting of thorium(IV) ions from aqueous solutions to the organic solutions and following, from organic solutions to aqueous solutions; the parameters such as extraction technique, the pH of feed phase, stripper phase type, concentration of TOPO reagent, temperature, flow rate and selectivity were investigated. The use of modelled system by supervisors is analyzed for the constant recovery application of thorium(IV) ions at the most effective extraction conditions decided by the use of liquid membrane technique 85 more...
- Published
- 2012
29. Uranyum ve toryumun adsorpsiyonu için aljinat biyopolimerlerinin hazırlanması ve çeşitli uygulama alanlarının incelenmesi
- Author
-
Gök, Cem, Aytaş, Şule, Nükleer Bilimler Anabilim Dalı, and Ege Üniversitesi, Fen Bilimleri Enstitüsü
- Subjects
Nükleer Bilimler A.B.D ,Alginates ,adsorpsiyon ,Thorium ,Uranyum ,Kimya ,aljinat ,thorium ,Chemistry ,şelatlayıcı ajan ,chelating agent ,adsorption ,biopolymer ,Adsorbents ,toryum ,alginate ,Uranium ,biyopolimer ,biyosorpsiyon ,biosorption - Abstract
Bu tez çalışmasında, uranyum ve toryumun adsorpsiyonu için Na-aljinat tuzu kullanılarak, çeşitli aljinat biyopolimerleri hazırlanmış ve elde edilen biyopolimerler arasında Ca-aljinat biyopolimerinin uranyum ve toryum adsorpsiyonunda etkinliği incelenmiştir. Ayrıca Ca-aljinat biyopolimerinin bazı fiziksel özellikleri belirlenerek, FT-IR, SEM, XRD analizleri ile karakterizasyonu yapılmıştır.Çalışmada, Ca-aljinat biyopolimerleri kullanılarak sulu çözeltilerden uranyum ve toryum adsorpsiyonunu etkileyen çözelti pH'ı, başlangıç uranyum ve toryum konsantrasyonu, çalkalama süresi, biyokütle dozu ve sıcaklık gibi parametreler incelenmiş ve optimum alım koşulları saptanmıştır. Elde edilen sonuçlar biyosorbent başına adsorplanan uranyum ve toryum miktarları (mg/g), dağılma katsayıları (Kd, mL/g) ve adsorpsiyon verimleri (%) hesaplanarak değerlendirilmiştir. Belirlenen optimum koşullarda biyosorbent başına adsorplanan uranyum miktarı, alım verimi ve Kd değerleri sırasıyla 22.7±0.2 mg/g, %91±1 ve 10043±834 mL/g olarak bulunmuştur. Toryumun belirlenen optimum koşullar altında biyosorbent başına adsorplanan toryum miktarı, alım verimi ve Kd değerleri ise sırasıyla 47.1±0.3 mg/g, % 94±1 ve 16566±1714 mL/g olarak saptanmıştır.Uranyum ve toryumun biyosorbent üzerine adsorpsiyonu için, adsorpsiyon entalpisi, serbest enerji değişimi ve entropi değişimi gibi termodinamik parametreler hesaplanmış, her ikisi içinde adsorpsiyon prosesinin endotermik karakterli olduğu, adsorpsiyon işleminin istemli gerçekleştiği bulunmuştur. Ca-aljinat biyopolimeri ile sulu çözeltilerden adsorplanan uranyum ve toryum için elde edilen deneysel verilerin Langmuir, Freundlich ve Dubinin-Radushkevich (D-R) izotermlerine uygunluğu araştırılmıştır. Biyosorbentin gözenekli hidrojel yapısında olması ve çeşitli fonksiyonel grupların adsorpsiyon sürecinde aynı anda etkin olabilmesi nedeniyle, adsorpsiyon mekanizmasının oldukça karmaşık olduğu ve elde edilen verilerin aynı anda birkaç izoterme uyabildiği görülmüştür.Yüklü biyosorbentten uranyum ve toryum iyonları için geri alım denemeleri yapılmış, 1 M HCl ile optimum geri alım koşullarında ve 3 kademe sonunda uranyum için %99±1; toryum için %91±1 geri alım verimi elde edilmiştir. Uranyum ve toryum iyonlarının Ca-aljinat biyopolimeri tarafından adsorpsiyonunda, farklı metal iyonlarının etkileri incelenmiştir. Yapılan denemeler sonucunda, biyosorbentin uranyum ve toryum iyonlarına seçici olmadığı gözlenmiştir. Ayrıca uranyum, toryum ve farklı metal iyonlarının Ca-aljinat biyopolimerine adsorpsiyon mekanizması tartışılmıştır.Elde edilen sonuçlara göre, seyreltik sulu çözeltilerden uranyum ve toryum iyonlarının adsorpsiyonunda ekonomik, etkili ve doğal bir biyosorbent olan Ca-aljinat biyopolimerinin kullanılması; yüksek kapasite, basit proses, ekonomik avantaj ve çeşitli kimyasallardan çevrenin korunması yönünden diğer konvansiyonel ayırma ve arıtma proseslerine göre iyi bir seçenek oluşturabilecektir. Ca-aljinat biyopolimerleri, gastrik ve intestinal ortamlardan in-vitro denemelerle uranyum ve toryumun giderimi için kullanılmış ve yeni bir şelatlayıcı ajan olarak önerilmiştir. In this thesis , various types of alginate biopolymers were prepared using Na-alginate salt and Ca-alginate biopolymers have been selected as a biosorbent. Adsorption characteristics of Ca-alginate biopolymers for uranium and thorium adsorption were investigated. In addition, some physical properties of Ca-alginate biopolymers have been examined and their morphological characterizations have been conducted by FT-IR, SEM, XRD techniques.In the study, the parameters of solution pH, concentration of uranium and thorium, contact time, biomass dosage and temperature were investigated using Ca-alginate biopolymers in aqueous solutions and optimum conditions for adsorption process were determined. Obtained results have been evaluated by means of their sorption capacity (mg/g), distribution constant (Kd, mL/g) and percent adsorption. The sorption capacity, percent adsorption and distribution constant for uranium ions under the optimized experimental conditions were 22.7±0.2 mg/g, %91±1 and 10043±834 mL/g, and for thorium ions were 47.1±0.3 mg/g, % 94±1 and 16566±1714 mL/g, respectively.Thermodynamic parameters including the change in free energy, enthalpy and entropy were used to describe thermodynamic behavior of the adsorption of uranium and thorium onto Ca-alginate biopolymers. The thermodynamic parameters obtained for uranium and thorium adsorption onto biosorbent show endothermic in nature and the process is spontaneous. Langmuir, Freundlich and Dubinin-Radushkevich (D-R) models were applied to describe the adsorption isotherm of uranium and thorium by Ca-alginate biopolymers. The adsorption of uranium and thorium on Ca-alginate biopolymers was represented by several models simultaneously since the structure of biosorbent is porous hydrogel and various functional groups are active simultaneously on during adsorption process.Uranium and thorium recovery were investigated on loaded Ca-alginate biopolymers. Recovery yields of uranium and thorium were achieved by 1 HCl solution as %99±1 for uranium and %91±1 for thorium using optimum desorption conditions. The effect of different metal ions on the adsorption of uranium and thorium by Ca-alginate biopolymers was analysed. It has been observed that biosorbent is not selective for uranium and thorium ions. Adsorption mechanism of uranium, thorium and different metal ions by Ca-alginate biopolymers was also discussed.On the basis of the data, it can be concluded that prepared biosorbent can be used effectively for the adsorption of uranium and thorium ions from dilute aqueous solution. Due to the high adsorption capacity of the adsorbent, plus its economic advantage and environmental friendly nature would make this natural biopolymer a promising adsorbent for the wastewater treatment compared with conventional processes. Ca-alginate biopolymers have been used to remove uranium and thorium from the gastrointestinal tract by in-vitro experiments and suggested as a new approach for chelating agent. 164 more...
- Published
- 2010
30. Complexation of thorium (IV) with guanine at variable temperatures
- Author
-
Teksöz, Serap, Acar, Ç., Ünak, Perihan, and Bölüm Yok
- Subjects
Guanine ,Toryum ,Guanin ,Thorium ,Kompleks oluşturma ,Değişken sıcaklıklar ,Complexation ,Variable temperatures - Abstract
Turkish International Cooperation Agency.
- Published
- 2008
31. Interference corrections for some spectral peaks used in gamma spectrometric analysis of 238U and 226Ra in presence of thorium in samples
- Author
-
Yücel, Haluk, Köse, E., Solmaz, A. N., Bor, Doğan, and TAEK-ANAEM
- Subjects
Samples ,Toryum ,Spektral pik ,Thorium ,Gama spektrometrik analizi ,Numuneler ,Girişim düzeltmeleri ,226Ra ,Spectral peaks ,Gamma spectrometric analysis ,238U ,Interference corrections - Abstract
Turkish International Cooperation Agency.
- Published
- 2008
32. Investigation on utilization of ThO2 and 233UO 2 fuel mixture in CANDU reactors
- Author
-
Şahin, Necmettin and Mühendislik Fakültesi
- Subjects
Candu Reactor ,Toryum ,Candu Reaktörü ,Thorium ,Uranium ,Uranyum - Abstract
In this study, applicability of mixed (Th + 233U)O2 fuel in the CANDU reactors and influence on the reactor performance was investigated. In order to achieve this purpose, mixed 98 % ThO2 + 2 % 233UO2 fuel was used. Neutronic data were calculated by using the aid of one dimensional computer system code of SCALE 4.4a. The criticality and the burn-up values of the reactor were been calculated by full power operation for a period of 20 years. The results showed that the during criticality started by k∞=∼1,3 and after the second year it remained above k∞=1,06 for 20 years. Burn-up grades were calculated as 45.216 MW.D/MT after the second year and as 558.061 MW.D/MT after the twentieth year. This study showed that a few percent (2%) fissile izotopes mixed with thorium would make it possible to run the CANDU reactor., Bu çalışmada; (Th+233U)O2 yakıt karışımının CANDU reaktörlerinde kullanılabilirliği ve reaktör başarımına etkisi araştırılmıştır. Bunun için yakıt olarak %98 ThO2 + %2 233UO2 yakıt karışımı kullanılmıştır. Nötronik veriler, tek boyutlu SCALE 4.4a nükleer hesaplama kodu yardımıyla elde edilmiştir. Reaktör kritiklik ve yanma derecesi değerleri tam güçte 20 yıl için hesaplanmıştır. Yapılan hesaplamalar sonucunda, reaktör kritikliğinin k∞=~1,3 le başladığı ve 2. yıl sonundan itibaren 20 yıl boyunca k∞=1,06 sınır değerinin üzerinde olduğu görülmüştür. Yanma derecesi 2. yıl sonunda 45.216 MW.D/MT ve 20. yılın sonunda 558.061 MW.D/MT gibi çok yüksek bir değer elde edilmiştir. Bu çalışma, toryumun çok düşük oranda (%2) fisil izotop karışımlarıyla CANDU reaktörlerinde yakıt olarak kullanılabileceğini göstermektedir. more...
- Published
- 2007
33. CANDU reaktörlerinde ThO2 ve 233UO2 yakıt karışımı kullanımının incelenmesi
- Author
-
Şahin, Necmettin and Mühendislik Fakültesi
- Subjects
Candu Reactor ,Toryum ,Candu Reaktörü ,Thorium ,Uranyum ,Uranium - Abstract
Bu çalışmada; (Th+233U)O2 yakıt karışımının CANDU reaktörlerinde kullanılabilirliği ve reaktör başarımına etkisi araştırılmıştır. Bunun için yakıt olarak %98 ThO2 + %2 233UO2 yakıt karışımı kullanılmıştır. Nötronik veriler, tek boyutlu SCALE 4.4a nükleer hesaplama kodu yardımıyla elde edilmiştir. Reaktör kritiklik ve yanma derecesi değerleri tam güçte 20 yıl için hesaplanmıştır. Yapılan hesaplamalar sonucunda, reaktör kritikliğinin k∞=~1,3 le başladığı ve 2. yıl sonundan itibaren 20 yıl boyunca k∞=1,06 sınır değerinin üzerinde olduğu görülmüştür. Yanma derecesi 2. yıl sonunda 45.216 MW.D/MT ve 20. yılın sonunda 558.061 MW.D/MT gibi çok yüksek bir değer elde edilmiştir. Bu çalışma, toryumun çok düşük oranda (%2) fisil izotop karışımlarıyla CANDU reaktörlerinde yakıt olarak kullanılabileceğini göstermektedir., In this study, applicability of mixed (Th+233U)O2 fuel in the CANDU reactors and influence on the reactor performance was investigated. In order to achieve this purpose, mixed 98 % ThO2 + 2 % 233UO2 fuel was used. Neutronic data were calculated by using the aid of one dimensional computer system code of SCALE 4.4a. The criticality and the burn-up values of the reactor were been calculated by full power operation for a period of 20 years. The results showed that the during criticality started by k∞=~1,3 and after the second year it remained above k∞=1,06 for 20 years. Burn-up grades were calculated as 45.216 MW.D/MT after the second year and as 558.061 MW.D/MT after the twentieth year. This study showed that a few percent (2%) fissile izotopes mixed with thorium would make it possible to run the CANDU reactor. more...
- Published
- 2007
34. The radiological effects of Yatağan coal-fired power plant at different conditions
- Author
-
Şimşek, Funda Barlas, Büke, T., and TAEK-ÇNAEM
- Subjects
Toryum ,Thorium ,Uranyum ,Stack ,Radiological effects ,Yatağan coal-fired power plant ,Power plant ,Radioactivity ,Flying ash ,Yatağan kömür santrali ,Uranium ,Yığın ,Radyoaktivite ,Radyolojik etkiler ,Uçan kül ,Enerji santrali - Abstract
Radiation dose and risk calculations for different radioisotope concentrations stack heights and atmospheric stability categories have been carried out by the code CAP88-PC around the YPP environment by using the results of previous studies about maximum measured gross alpha activity in the flying ash samples as radioactive source. A modified Gaussian plume equation was used to estimate the average dispersion of radionuclides released from up to six emitting sources for a circular grid of distances and directions for a radius of up to 80 kilometers around the facility. The meteorological data obtained from Turkish State Meteorological Service for Yatağan region was processed to find out the stability array file consists of 4 different wind frequencies, one for each of the 16 wind directions on 6 Pasquill stability categories. 16 records were entered for each Pasquill stability category and wind frequencies. Pasquill stability classes used in the code are A: extremely unstable, B: unstable, C: slightly unstable, D: neutral, E: slightly stable, and F: stable. Dose and risk are estimated by combining the inhalation and ingestion intake rates, air and ground surface concentrations with the dose and risk conversion factors used in CAP88-PC. The effective dose equivalent is calculated using the weighting factors in ICRP (International Commission on Radiological Protection) Publication 26 (ICRP, 1977). Risks are based on lifetime risk from lifetime exposure, with a nominal value of 4E-4 cancers/rem. Doses and risks can be tabulated as a function of radionuclide, pathway, location and organ CAP88-PC also tabulates the frequency distribution of risk. The risk levels are divided into orders of magnitude from one in ten to one in a million. The maximum effective dose equivalent rates for each condition and their radiological effects have been interpreted. It is seen that these values are recommended by the International Commission on Radialogical Protection (ICRP) and have not any significant risk for public health around the plant environment. more...
- Published
- 2006
35. Energy multiplication by utilizing uranium and thorium in apex hybrid reactor model
- Author
-
Şarer, B., Hançerlioğulları, A., Savruk, N., and Bölüm Yok
- Subjects
apex hybrid reactor model ,Apex hibrit reaktör modeli ,Toryum ,Physics::Plasma Physics ,Thorium ,Uranium ,Uranyum ,Energy multiplication ,Enerji çarpımı - Abstract
The first wall facing with the plasma will be exposed to high energy neutron, gamma ray and charged particle fluxes that originate from the plasma of fusion reactor. In case this first wall is structural material (solid), the highest damage will ocur at this region and the lifetime of the wall will be limited with a few years. In the Advanced Power Extraction (APEX) study, however, the first solid wall facing with the plasma is replaced with fast flowing thin liquid wall the first liquid wall flows very fast and detains charged particles, and followed by the thick liquid wall (blanket) which flows slowly and absorbs generated energy and converts it to heat. This approach has a challenging potential to enhance the vision of fusion by extending the life of the structural material to that of the reactor. In a pure fusion reactor, the 14.1 MeV fusion neutrons are not utilized at their full potential. On the other hand, the hybrid (fusion + fission) solutions try to use the 14.1 MeV neutrons to produce extra neutrons. The best neutron multipliers in this respect seem to be beryllium and uranium-238. These extra neutrons can be used to increase the power produced by fission in the blanket beside tritium production. In the study, the flowing molten salt (i.e., first wall and blanket) composed of Flibe (Li2BeF4) was considered as the main constituent mixed with different mole fractions (0-12%) of heavy metal salt (ThF4 or UF4) to increase the energy multiplication. Self sufficient Tritium Breeding Ratio (>1,05) has been taken into account to determine the upper limit of the fraction of heavy metal salt in the mixture. Design and calculations of APEX were carried out as 3-D torus by using MCNP-4B computer code. Plasma was designed as neutron source that the inner surface of first liquid wall exposed to neutrons homogeneously and the calculations were conducted with the fusion neutron spectrum of D-T reaction. The results showed that by using 12 % natural uranium in the molten salt mixture the generated energy in the hybrid reactor increased about 35 % in comparison with the pure fusion reactor. It was also seen that natural uranium has much better energy multiplication affect comparing to thorium. more...
- Published
- 2006
36. On the neutronic analysis of a fusion reactor with different thorium molten salts
- Author
-
Übeyli, M. and Bölüm Yok
- Subjects
Fusion reactor ,Füzyon reaktör ,Neutronic analysis ,Toryum ,Molten salts ,Thorium ,Erimiş tuzlar ,Nötronik analiz - Abstract
Controlled nuclear fusion serves inexhaustible energy to mankind. However, there is still a long way for the market penetration of commercial fusion reactor with high energy gain. On the other hand a fusion breeder can operate commercially due to the fissile fuel production in addition to higher energy multiplication. HYLIFE-II is one of the major inertial fusion energy reactor design concepts in which a thick molten salt layer (Flibe = Li2BeF4) is injected between the reaction chamber walls and the explosions. In this type of reactor, molten salt coolant annihilates the frequent replacement of solid first wall structure during reactors lifetime. In this study, the neutronic analysis of HYLIFE-II fusion reactor with different liquid wall coolants, namely, 75% LiF-25% ThF4, 75% LiF-24% ThF4-l% 233UF4 or 75% LiF-23% ThF4-2% 233UF4 was investigated. In order to get neutron spectra distribution in the reactor, neutron transport calculations were carried out using the code, Scale4.3 by solving the Boltzmann transport equation in S8-P3 approximation. The main objective of this study was to examine the effect of flowing liquid wall thickness and type of coolant on the neutronic performance of the reactor. In addition, radiation damage calculations at the first wall structure with respect to type and thickness of the liquid wall were made. It was shown that using the flowing liquid wall containing the molten salt 75% LiF-23% ThF4-2% UF4 with a thickness of ~ 70 cm maintained tritium self-sufficiency of the (DT) fusion driver and extended the first wall lifetime to the reactor’s lifetime (~30 full power years). Furthermore significant amount of high quality fissile fuel 233U was produced through (n,y) reaction of 232Th. Moreover, energy multiplication factor, (M) was increased very much by the high rate fission reactions of 233U occurred in the flowing wall. On the other hand, using other two coolants, 75% LiF- 25% ThF4 or 75% LiF-24% ThF4-l% 233UF4 as a liquid wall did not satisfied the radiation damage and the tritium sufficiency criteria together at any thickness so that these two coolants were not suitable to improve neutronic performance of HYLIFE-II reactor. more...
- Published
- 2006
37. Instrumental neutron activation analysis of uranium, thorium and rare earth elements in sediments from southern part of the Black Sea
- Author
-
Mukhamedshina, N. M., Akyüz, T., Akyüz, S., Mirsagatova, A. A., Ibragimova, E. M., Bolcal, Ç., and Bölüm Yok
- Subjects
Sediments ,Black Sea ,Toryum ,Thorium ,Uranium ,Uranyum ,Sedimentler ,Instrumental neutron activation analysis ,Rare earth elements ,Nadir toprak elementleri ,Enstrümantal nötron aktivasyon analizi ,Karadeniz - Published
- 2003
38. Thorium utilization in a pebble bed reactor
- Author
-
Çeçen, Yiğit, Tombakoğlu, Mehmet, Sarıkaya, Barış, and Bölüm Yok
- Subjects
Çakıl yataklı reaktör ,Toryum ,Pebble bed reactor ,Thorium - Abstract
I. Avrasya Nükleer Bilimler ve Uygulamaları Konferansı : 23-27 Ekim 2000. İzmir, Türkiye. Thorium reserves in the earth's crust are much more than those of uranium, which today measure about 1.5 million tonnes of reasonably assured resources, plus 3 million tonnes of estimated additional resources. These large amount of thorium reserves, also available in Turkey encourages to focus on the utilization of thorium. The most remarkable applications of the use of thorium have been in high temperature reactors. The high temperature pebble bed reactor, which has been chosen as the basis for this study, is a close approximation of the thorium utilizing German reactor THTR. Pebble bed reactors have some unique features which are suitable to bum thorium, (i) The fuel is loaded in the form of coated particles, which are embedded in the graphite matrix of the fuel pebbles, allowing exceptionally high heavy metal bumups; and (ii) the continuous (on-line) fuel loading allows a high utlization factor. The criticality search of the pebble bed reactor is computed by the use of the SCALE4.4 code, CSASIX and KENOVa modules. And the in-core fuel management is computed via SCALE4.4 code, ORIGEN-S module. more...
- Published
- 2000
39. İzotopik nötron kaynağı kullanarak NAA ile Eskişehir Beylikahır yöresinden alınan toryum cevherlerinde bazı elementlerin tayini
- Author
-
Çelenk, İ. and TAEK-ANAEM
- Subjects
NAA ,İzotopik nötron kaynağı ,Toryum ,Thorium ,Elemental determination ,Eskişehir Beylikahır ,Element tayini ,Isotopic neutron source - Abstract
TENMAK D.N.. 8371 Bu çalışmada, Ege Üniversitesi Yer Bilimleri Fakültesinden getirtilen numunelerde Al, Si, Mn, Fe, Ba, La, Sm, Eu, Th Ve U tayini yapılmış tır. Çalışmada 5 Ci 238Pu-Be nötron kaynağı kullanılmış ve deney şartlarında nötron akışı 2.4 x 10(4)n.cm-2.s-1 dir. more...
- Published
- 1983
40. Fractional precipitation and solvent extraction of thorium
- Author
-
Somer, Ş. Nihal, Tarhan, M., Gülovalı, M.Ç., Sarıkaya, Y., and TAEK-ANAEM
- Subjects
Fraksiyonel çökeltilmesi ,Solvent extraction ,Toryum ,Thorium ,Fractional precipitation ,Solvent ekstraksiyonu - Abstract
KTS-1 Th cevherlerinin ve H2SO4 ve HNO3 ile yapılan özütleme çözeltilerinden toryumu kazanmak için, kademeli çöktürme ve solvent ekstraksiyon çalışmaları yapılmıştır. Çöktürmeler, kontrollü pH da NH4OH ile yapılmış ve toryum çökme verimleri bulunmuştur.. Solvent ekstraksiyon çalışmalarında çözücü olarak tribütil fosfat kullanılmış ve toryum ekstraksiyon verimini etkileyen koşullar araştırılmıştır. The recovery of thorium from the H2SO4 and HNO3 leach solutions by fractional precipitation and solvent extraction (SX) methods were studied for Turkish thorium ore of KTS-1. Precipitations were made by NH4OH through controlled pH and Th precipitation efficiencies were determined. In solvent extraction studies, tri-butyl-phosphate (TBP) were used as solvent and factors affecting the thorium extraction were investigated. more...
- Published
- 1983
41. Leaching of thorium and lanthanides
- Author
-
Tarhan, M., Gülovalı, M. Ç., Somer, Ş. Nihal, Sarıkaya, Y., and TAEK-ANAEM
- Subjects
Toryum ,Lantanitler ,Thorium ,Lanthanides ,Leaching ,Sızma - Abstract
KTS-1 toryum cevherlerinden toryum ve lantanitlerin özütlenmesi HNO3 ve H2SO4 ile denenmiştir. Özütleme çalışmalarında katı/sıvı oranı 1/2 alınmıştır. HNO3 ve H2SO4 ile değişen asit miktarı ve süreler için özütleme çalışmaları yapılmıştır. En yüksek toryum verimi, 2 saatte 1400 g HNO3 ile % 44, 900 g H2SO4 ile % 56 bulunmuştur. Lantanitler (La, Ce, Eu, Tb ve Yb) HNO3 ile % 90'ın üzerinde, H2SO4 ile % 60 kadar verimle çözeltiye alınmışlardır. Leaching of thorium and lanthanides from thorium ore of KTS-1 vith HNO3 and H2SO4 were investigated. In this study, solid/liquid ratio was taken as 1/2. Leaching experiments were performed for different acid/ore ratios and varying leaching periods with HNO3 and H2SO4. The maximum leaching efficiency for thorium was obtained to be 44 % with 1400 g HNO3 and 56 % with 900 g H2SO4, both for 2 hours. Lanthanides (La, Ce, Eu, Tb and Yb) were leached with över 90 % efficiency with HNO3 and 60 % efficiency vith H2SO4. more...
- Published
- 1983
42. Neutron activation analysis of surface sediments from Dardanelles
- Author
-
Ilgar, R., Akyuz, T., Mukhamedshina, N., Akyuz, S., Mirsagatova, A. A., Erol SARI, TR10127, TR111424, TR145770, and TR49727
- Subjects
uranyum ,Turkey ,sedimanlar ,sediments ,x-ray-fluorescence ,rare earth elements ,Marmara ,thorium ,uranium ,Türkiye ,körfez ,Saros ,black-sea ,gulf ,nadir toprak elementleri ,nötron aktivasyon analizi ,tectonics ,toryum ,tektonik ,X-ışını flüoresans ,neutron activation analysis ,Karadeniz - Abstract
Some surface sediments, collected from 7 sampling sides of the Dardanelles and 13 sampling sited of creeks in the area of surrounding of the Dardanelles were analyzed quantitatively by neutron activation analysis (NAA) and concentrations of N-2, Al, K, Ca, Sc, Fe, Co, As, Rb, Sr, Y, Sb, Cs, Hf, U, Th and rare earth elements (La, Ce, Sm, Eu, Dy, Yb, Lu) were determined. Uranium and thorium results were found to be compatible with those given in the literature for marine sediments. Results indicated correlations between Rb and Sr (r = 0.8542), Th and Ce (r = 0.8131), Th and La (r = 6371), Th and Sm (r = 4756) in the creek sediments. These correlations were find to be r = 0.5361 (Rb and Sr), r = 0.8571 (Th and Ce), r = 7397 (Th and La), r = 0.9045 (Th and Sm), respectively, in the marine sediments. more...
Discovery Service for Jio Institute Digital Library
For full access to our library's resources, please sign in.