(D, T) füzyon nötronlarına maruz bırakılan çeşitli nükleer yakıt ve malzemelerin nötronik analizi
The neutronic analysis of some nuclear fuels and materials exposed to (D, T) fusion neutrons
- Tez No: 112669
- Danışmanlar: PROF.DR. HÜSEYİN YAPICI
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Makine Mühendisliği, Mechanical Engineering
- Anahtar Kelimeler: Füzyon, hibrid reaktör, nötronik analiz, Fusion, hybrid reactor, neutronic analysis
- Yıl: 2001
- Dil: Türkçe
- Üniversite: Niğde Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Makine Mühendisliği Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: 91
Özet
Bu çalışmada, füzyon sürücülü hibrid reaktör modeli ele alınarak, nükleer reaktörlerde kullanılan çeşitli moderatör, yakıt, yapı ve diğer malzemelerin (D,T) füzyon nötronları karşısındaki nötronik analizi araştırılmıştır. Bu amaçla, Au, Al, Pb, B, C, K, Mg, Na, Be, BeF2, D20, H20, tabii lityum, Li2BeF4, LiH, LİF, Th, tabii uranyum, Th02, U02, UC, UF4, U3O8 gibi malzemeler seçilmiştir. Nötronik analiz için, 1.3 cm kalınlığında SS-304 çeliği, 20 cm kalınlığında incelenen malzemenin oluşturduğu katman ve yine 1.3 cm kalınlığında SS-304 çeliğinden oluşturulan silindirik blanket, füzyon plazma bölgesini çevrelemektedir. Malzemeler iki çelik duvar arasına yerleştirilerek, yüksek enerjili (14.1 MeV) füzyon nötronları ile etkileşime maruz bırakılmıştır. Nötronik hesaplamalar, XSDRN ve ANISN nötron transport kod programlan kullanılarak yapılmıştır.
Özet (Çeviri)
In this study, by using fusion driven hybrid reactor model, the analysis of a moderator, fuel, structure and etc. which are employed in the nuclear reactors against the fusion neutrons have been investigated. For this purpose, Au, Al, Pb, B, C, K, Mg, Na, Be, BeF2, D20, H20, natural lithium, Li2BeF4, LiH, LiF, Th, natural uranium, Th02, U02, UC, UF4, U3O8 have been employed. For neutronic analysis, the fusion plasma region which has a 20 cm thickness is surrounded by a cylindirical blanket of SS-304 steel which has thickness of 1.3 cm. In this way, the materials were exposed to a high energy 14.1 MeV fusion neutrons. The neutronic calculations have been carried out by using XSDRN and ANISN neutron transport codes.
Benzer Tezler
- (D,T) füzyon sürücülü hibrid blankette trityum üretiminin optimizasyonu
Optimization of tritium breeding in (D,T) fusion driver hybrid blankets
AHMET KAYA
Yüksek Lisans
Türkçe
2001
Makine MühendisliğiNiğde ÜniversitesiMakine Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF.DR. HÜSEYİN YAPICI
- Apex hibrid reaktör modellemesi için Monte Carlo Yöntemi kullanılarak nötron transport hesaplamalarının yapılması
Neutron transport calculations for apex hybrid reactor model by using Monte Carlo Method
AYBABA HANÇERLİOĞULLARI
Doktora
Türkçe
2003
Fizik ve Fizik MühendisliğiGazi ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
PROF. DR. BAŞAR ŞARER
- Investigation of mechanoregulatory role of desmin protein
Investigation of mechanoregulatory role of desmin protein
NİLÜFER DÜZ
Doktora
Türkçe
2024
Tıbbi BiyolojiHacettepe ÜniversitesiTıbbi Biyoloji Ana Bilim Dalı
PROF. DR. PERVİN RUKİYE DİNÇER
- Hafif su reaktörlerine tabii uranyumdan yakıt üretmek için lityum ve lityum+berilyum soğutmalı bir füzyon-fisyon hibrit blanket tasarımı
Lithium and lithium+berillium cooled fusion-fission hybrid blanked design for fuel breeding light water reactors
SEMİR GÖKPINAR
Doktora
Türkçe
1997
Makine MühendisliğiErciyes ÜniversitesiMakine Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF.DR. ERTUĞRUL BALTACIOĞLU
- Reaktörlerde kullanılabilen değişik moderatör ve soğutucu malzemelerin (D-T) füzyon nötronları için nötronik analizi
Başlık çevirisi yok
İLYAS ÇÜRÜTTÜ