In this study, analyzed the effects of ENDF libraries on these neutronic calculations. The study, an APEX hybrid reactor was designed by using APEX fusion technology. The thickness of the liquid second wall of the designed APEX hybrid reactor was 50 cm and a liquid composed of 10% of UF4 heavy metal and 90% of Flibe (Li2BeF4) salt solution mixture was used in the liquid first wall, liquid second wall, shield parts. The design was made by taking the neutron wall load on the liquid first wall of the reactor as 10 MW/m2 and fusion power as 4 GW.D-T fuel was used in the plasma part of the designed reactor. At the end of D-T fusion reaction, neutrons of 14.1 MeV energy were released. ENDF evaluated nuclear data files were used to cross sections at energies <20 MeV; therefore, neutronic calculations related with the concerned parts of the reactor were analyzed by using ENDF/B-VI, ENDF/B-VII, JEFF-3.0, JENDL-3.3, BROND-2.2 and CENDL-2 nuclear reactions cross sections libraries so as to cross sections in the scope of the design.Neutron flux, stored energy, fission energy and fission reaction numbers were calculated for each part of the reactor. Tritium breeding rate (TBR), energy multiplication factor (M), heating, (n,?) reaction number and annual fissile fuel production was calculated at the liquid first wall, liquid second wall, shield parts of the reactor and for the isotopes in these parts. The values of the radiation damage parameters of proton production, deuterium production, tritium production, He-3 production, He production and DPA in 30 full power years (FPY) were calculated at the steel part constituting the structural material of the reactor and for the isotopes in this part.The study showed that neutronic calculations made were similar values for the libraries used. It was found out that the values of neutral flux, stored energy, fission energy and fission reaction number decreased radially from the plasma towards theouter part of the reactor and that these values tended to increase towards high energy levels in 1.10-10-20 MeV energy range. It was also revealed that TBR>1.1 and M>1.2 conditions were met for the libraries concerned; that heating increased towards high energy levels in 1.10-10-20 MeV energy range; that (n,?) reaction was effective on fissile fuel production and that 238U fertile material produced 239Pu fissile fuel. Neutrons in structural material were detected to result in (n,p), (n,d), (n,t), (n,3He), (n,He) reactions and formation of DPA, which is a kind of radiation damage. Three-dimensional design and nucleonic calculations were made by using NJOY99 and MCNPX-2.5.0 Monte Carlo code.

Bu çalışmada, ENDF kütüphanelerinin nötronik hesaplamalar üzerindeki etkisi incelenmiştir. Çalışmada, APEX füzyon teknolojisinden yararlanılarak bir APEX hibrit reaktörü tasarlanmıştır. Tasarlanan APEX hibrit reaktöründe ikinci sıvı duvar kalınlığı 50 cm ve ilk sıvı duvar, ikinci sıvı duvar, zırh bölgelerinde %10 UF4 ağır metali ile %90 Flibe (Li2BeF4) eriyik tuz karışımından oluşan akışkan kullanılmıştır. Reaktörün ilk sıvı duvardaki nötron duvar yükü 10 MW/m2 ve füzyon gücünün 4 GW değeri için tasarım yapılmıştır.Tasarlanan reaktörün plazma bölgesinde D-T yakıtı kullanıldı. D-T füzyon reaksiyonu sonunda 14,1 MeV enerjili nötronlar açığa çıkmaktadır. 20 MeV'den düşük enerjilerde tesir kesiti için ENDF değerlendirilmiş nükleer veri dosyaları kullanıldığından, yapılan tasarımda tesir kesiti için ENDF/B-VI, ENDF/B-VII, JEFF-3.0, JENDL-3.3, BROND-2.2 ve CENDL-2 nükleer reaksiyon tesir kesiti kütüphaneleri kullanılarak reaktörün ilgili bölgelerindeki nötronik hesaplamalar incelenmiştir.Reaktörün bütün bölgelerinde nötron akısı, depolanan enerji, fisyon enerjisi ve fisyon reaksiyon sayısı hesaplandı. Reaktörün ilk sıvı duvar, ikinci sıvı duvar, zırh bölgelerinde ve bu bölgelerdeki izotoplar için trityum üretim oranı (TBR), enerji çoğaltma faktörü (M), ısı enerjisi, (n,?) reaksiyon sayısı ve bir yıldaki fisil yakıt üretimi hesaplandı. Reaktörün yapısal malzemesi olan çelik bölgesinde ve bu bölgedeki izotoplar için 30 tam güç yılında (FPY) radyasyon hasar parametreleri olan proton üretimi, döteryum üretimi, trityum üretimi, He-3 üretimi, He üretimi ve DPA değerleri hesaplandı.Çalışmada, yapılan nötronik hesaplamaların kullanılan kütüphaneler için birbirine yakın değerler olduğu görüldü. Nötron akısı, depolanan enerji, fisyon enerjisi ve fisyon reaksiyon sayısı değerlerinin plazmadan reaktörün dış bölgesine doğru radyal olarak azaldığı, 1.10-10-20 MeV enerji aralığında değerlerin yüksek enerjilere doğru arttığı görüldü. TBR>1,1 ve M>1,2 şartlarının kullanılan kütüphaneler için sağlandığı, ısı enerjisinin 1.10-10-20 MeV enerji aralığında yüksek enerjilere doğru arttığı, (n,?) reaksiyonunun fisil yakıt üretimi üzerinde etkili olduğu ve 238U fertil malzemesinden 239Pu fisil yakıtının üretildiği görüldü. Yapısal malzemede nötronların (n,p), (n,d), (n,t), (n,3He), (n,He) reaksiyonları yaptığı ve radyasyon hasarı olan DPA oluşumuna neden olduğu görüldü. Üç boyutlu tasarım ve nükleonik hesaplamalar NJOY99 ve MCNPX-2.5.0 Monte Carlo kodu kullanılarak gerçekleştirildi.