Geri Dön

(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

  1. Tez No: 112669
  2. Yazar: MURAT GÖKÇEK
  3. Danışmanlar: PROF.DR. HÜSEYİN YAPICI
  4. Tez Türü: Yüksek Lisans
  5. Konular: Makine Mühendisliği, Mechanical Engineering
  6. Anahtar Kelimeler: Füzyon, hibrid reaktör, nötronik analiz, Fusion, hybrid reactor, neutronic analysis
  7. Yıl: 2001
  8. Dil: Türkçe
  9. Üniversite: Niğde Üniversitesi
  10. Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
  11. Ana Bilim Dalı: Makine Mühendisliği Ana Bilim Dalı
  12. Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
  13. 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

  1. (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

    Türkçe

    2001

    Makine MühendisliğiNiğde Üniversitesi

    Makine Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF.DR. HÜSEYİN YAPICI

  2. 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

    Türkçe

    2003

    Fizik ve Fizik MühendisliğiGazi Üniversitesi

    Fizik Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. BAŞAR ŞARER

  3. Investigation of mechanoregulatory role of desmin protein

    Investigation of mechanoregulatory role of desmin protein

    NİLÜFER DÜZ

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2024

    Tıbbi BiyolojiHacettepe Üniversitesi

    Tıbbi Biyoloji Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. PERVİN RUKİYE DİNÇER

  4. 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

    Türkçe

    1997

    Makine MühendisliğiErciyes Üniversitesi

    Makine Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF.DR. ERTUĞRUL BALTACIOĞLU