Yakıtı tabii uranyum moderatörü grafit olan reaktörlerde kullanılacak kritik uranyum miktarının tayini hakkında
Başlık çevirisi mevcut değil.
- Tez No: 172661
- Danışmanlar: DOÇ.DR. ALİ İMRE USSELİ
- Tez Türü: Doktora
- Konular: Fizik ve Fizik Mühendisliği, Physics and Physics Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 1983
- Dil: Türkçe
- Üniversite: Gazi Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: 57
Özet
ÖZET Grafit içine şebeke halinde dizilmiş yakıt çubukları, doğal uranyum kullanan reaktörlerde gerekli kritik uranyumun nasıl hesaplanacağı açıkça gösterilmiştir. Bu çalışma değişik tipler- deki nükleer reaktörlerin memleketimizdeki reaktör seçimi açısında da avantaj ve dezavantajlarını belirlemek için hazırlanmıştır. Bu çalışmamda difüzyon teorisi ve tek grup modeli için he sap yapılmış olması bizim ilgi alanımızın mühendislikten ziyade“Teorik Fizik”olması yüzündendir. Tabii, çok grup modelini bir kompüter hesabıyla da daha kolaylıkla yapılabilir ve bu mühendislik, bakımından daha realist olabilirdi. Ancak bu sözkonusu çalışma çok gruplu teoriye uygulandığı takdirde de fiziksel içeriği bakımından ortaya yeni bir şey getirmeyeceği de aşikardır. Fiziksel olayları kolayca izleyebilmek için çeşitli parametrelerin tanımları yapılmış olup bunlar yardımıyla reaktörün kararlı çalışması için gerekli olabilecek çeşitli konumlar araştırılmış tır. Parametrelerin hesabında en kolay sonucu verecek metodların kullanılması da bu yüzdendir. Bilindiği üzere daha gerçek ve değişik halleri daha başka metodlarla da kullanarak bu parametreleri elde etmek mümkündür.
Özet (Çeviri)
ABSTRACT It has been shown, how to calculate the critical amount of uranium in reactors using natural uranium fuel rods which are arranged as a lattice in graphite. This study is prepared in order to indicate the advantages and disadvantages of various types of nuclear reactors, in the choice of reactors in our country. Diffusion theory and one-group model are used in order to calculate the critical mass. Multi group methods and sophisticated computed programs can be employed, and the outcome may have been much more realistic in view of nuclear engineering. However if the mentioned study were to be applied to multi group theory the rusults would not be much different then the one-group model. Therefore the parameters are defined in such a way that they are approximately equal to a working pile. For that reason the simplest methods for determining the parameters. Abviously, one can use more refined and delicate methods for obtaining these parameters, but would be the subject of a new series of other investigations.
Benzer Tezler
- Reaktörlerde kullanılabilen değişik moderatör ve soğutucu malzemelerin (D-T) füzyon nötronları için nötronik analizi
Başlık çevirisi yok
İLYAS ÇÜRÜTTÜ
- (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
MURAT GÖKÇEK
Yüksek Lisans
Türkçe
2001
Makine MühendisliğiNiğde ÜniversitesiMakine Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF.DR. HÜSEYİN YAPICI
- Değişik reflektörlü değişik yakıt ortamlarında nükleer patlama kritik kütlelerinin nümerik yöntemle hesabı ve bu ortamlara ait nötron-fizik parametrelerinin hesabı
Başlık çevirisi yok
CELAL ÖCAL
Yüksek Lisans
Türkçe
1990
Nükleer MühendislikErciyes ÜniversitesiMakine Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. ALİ ERİŞEN
- CANDU ve PWR reaktörlerinde açığa çıkan kısa ömürlü fisyon ürünlerinin değerlendirilmesi ve uzun ömürlü fisyon ürünlerinin hızlandırıcı sürücülü sistemde dönüştürülmesi
Evaluation of short-lived fission products from CANDU and PWR reactors and transmutation of long-lived fission products in accelerator driving system
ALPER BUĞRA ARSLAN
Doktora
Türkçe
2020
EnerjiErciyes ÜniversitesiEnerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. HÜSEYİN YAPICI