The analyses with the infinite reactor approach are a useful method to easily understand the neutronic behaviours of both subcritical and critical nuclear reactors.In this study, the effect of fuel pitch length on neutronic data in an infinite medium composed from nuclear fuel lattices is investigated. Fuel rods of CANDU and PWR, which are the most used commercial power reactors in the world, are considered. The cases of the fuel rods arranged as hexagonal and squarewith same volumetric ratio are separately investigated and compared for each reactor fuel rod.The CANDU and PWR fuel rods include natural UO2 and 4.66% enriched UO2, respectively. In addition to these fuel cases, the fuel mixtures of UO2 and ThO2 are considered. In the cases of CANDU and PWR fuel rods heavy water and light water are used as coolant, respectively. In order to simulate an infinite medium by eliminating the spatial dependence, a fuel rod along with the coolant medium is considered by using the reflected and white boundaries. The numerical neutronic calculations are performed with the Monte Carlo code, MCNPX. The pitch length, which is the distance between fuel rods, is gradually increased to determine the effects on neutronic data, especially on the infinite neutron multiplication factor. It is calculated that the infinite neutron multiplication factors can reach to 1.257and 1.496 in the cases of CANDU and PWR fuel rods that do not include ThO2, respectively. It is determined that when the infinite neutron multiplication factors reach to the maximum values, the pitch lengths are about 10 cm and 1.8 cm in the cases of CANDU and PWR fuel rods without ThO2, respectively. Furthermore, the time-dependent burnup calculations are performed under a power density of 100 W/cm3for each fuel case at the pitch length where the infinite neutron multiplication factors reach to the maximum values. The time-dependent calculations are performed with CINDER90 transmutation computer code that uses the outputs of MCNPX code. The results of this infinite medium approach study would guide for the designs of actual heterogeneous critical fuel cores (such as thermal reactor fuel core) and actual heterogeneous sub-critical fuel cores (such as fusion-fission hybrid reactor fuel core and accelerator driven system fuel core).Keywords: Nuclear Fuel Lattice, CANDU reactor, PWR reactor, Neutron Multiplication Factor, Thorium Utilization, Fission Product, Acceleration Driven System, Fusion-fission Hybrid Reactor.

Sonsuz reaktör yaklaşımı ile yapılan analizler, hem kritik altı hem de kritik nükleer reaktörlerin nötronik davranışlarını kolayca anlamak için yararlı bir yöntemdir. Bu çalışmada, nükleer yakıt çubuğu ızgarasının, sonsuz bir ortamda yakıt ara uzunluğunun nötronik veriler üzerindeki etkisi araştırılmıştır. Dünyada en çok kullanılan ticari güç reaktörü olan CANDU ve PWR'nin yakıt çubukları ele alınmıştır. Altıgen ve kare şeklinde düzenlenmiş yakıt çubukları aynı hacimsel oranla ayrı ayrı incelenmiş ve her bir reaktörün yakıt çubuğu için karşılaştırılmıştır. CANDU ve PWR yakıt çubukları, sırasıyla doğal UO2 ve %4.66 zenginleştirilmiş UO2 içermektedir. İncelenen bu yakıt durumlarına ek olarak, UO2-ThO2 yakıt karışımları da dikkate alınmıştır. CANDU yakıt çubuğunda soğutucu olarak ağır su kullanılırken PWR yakıt çubuğunda hafif su kullanılmıştır. Uzaysal bağımlılığı ortadan kaldırarak sonsuz bir ortam simüle edilmiş, bu nedenle yansıyan ve beyaz sınırlar kullanılarak bir yakıt çubuğu, soğutucu ortam ile birlikte dikkate alınmıştır. Sayısal nötronik hesaplamalar Monte Carlo, MCNPX kodu kullanılarak yapılmıştır. Yakıt çubukları arasındaki mesafe olan ara uzunluğu, özellikle sonsuz nötron çoğalım faktörü üzerindeki nötronik verilerin etkilerinin belirlenmesi için kademeli olarak arttırılmıştır. Sonsuz nötron çoğalım faktörünün, CANDU ve PWR yakıt çubuklarının ThO2 içermediği durumda sırasıyla 1.257 ve 1.496'ya ulaşabileceği hesaplanmıştır. Sonsuz nötron çoğalım faktörleri maksimum değerlere ulaştığında, ThO2'siz CANDU ve PWR yakıt çubuklarının, ara uzunluklarının sırasıyla yaklaşık 10 cm ve 1.8 cm olduğu tespit edilmiştir. Ek olarak her bir yakıt durumu için, zamana bağlı yanma hesapları, sonsuz nötron çoğalma faktörlerinin maksimum değere ulaştığı, 100 W/cm3'lük bir güç yoğunluğunda hesaplanmıştır. Zamana bağlı hesaplamalar, MCNPX kodunun çıktılarını kullanan CINDER90 dönüşüm bilgisayar kodu ile gerçekleştirilmiştir. Bu sonsuz ortam yaklaşımı çalışmasının sonuçları, gerçek heterojen kritik yakıt korlarının (termal reaktör yakıt koru gibi) ve gerçek heterojen kritik altı yakıt korlarının (örneğin füzyon-fisyon hibrit reaktör yakıt koru ve hızlandırıcı sürücülü sistem yakıtı) tasarımları için yol gösterici olacaktır.Anahtar kelimeler: Nükleer Yakıt Çubuğu Izgarası, CANDU Reaktörü, PWR Reaktörü, Nötron Çoğalım Faktörü, Toryum Kullanımı, Fisyon Ürünleri, Hızlandırıcı Sürücülü Sistem, Füzyon-Fisyon Hibrit Reaktörü.