Geri Dön

Yakıtı tabii uranyum moderatörü grafit olan reaktörlerde kullanılacak kritik uranyum miktarının tayini hakkında

Başlık çevirisi mevcut değil.

  1. Tez No: 172661
  2. Yazar: MAZHAR BOYLA
  3. Danışmanlar: DOÇ.DR. ALİ İMRE USSELİ
  4. Tez Türü: Doktora
  5. Konular: Fizik ve Fizik Mühendisliği, Physics and Physics Engineering
  6. Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
  7. Yıl: 1983
  8. Dil: Türkçe
  9. Üniversite: Gazi Üniversitesi
  10. Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
  11. Ana Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
  12. Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
  13. 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

  1. (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

    Türkçe

    2001

    Makine MühendisliğiNiğde Üniversitesi

    Makine Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF.DR. HÜSEYİN YAPICI

  2. 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

    Türkçe

    2020

    EnerjiErciyes Üniversitesi

    Enerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. HÜSEYİN YAPICI