Nükleer reaktörlerde nötron ölçümlerinin bilgisayarda değerlendirilmesi ve reaktivitenin sayısal olarak hesaplanması
Başlık çevirisi mevcut değil.
- Tez No: 17712
- Danışmanlar: PROF.DR. EMİNE RIZAOĞLU
- Tez Türü: Doktora
- Konular: Fizik ve Fizik Mühendisliği, Physics and Physics Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 1991
- Dil: Türkçe
- Üniversite: İstanbul Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Fizik Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Nükleer Fizik Bilim Dalı
- Sayfa Sayısı: 69
Özet
ÖZET Nükleer reaktörlerin kontrol ve kumanda sistemlerinde yer alan reak ti metreler de, nötron dedektörlerinden elde edilen nötron sayımlarının elektronik olarak işlenmesi sonucu reaktivite değerleri elde edilmektedir. Bu reakti metrelerin ayrıca kullanıldıkları reaktörlere alt büyüklüklere, örneğin j inci grup gecikmiş nötron gruplarının X. bozunma sabitleri ve fi. gecikmiş nötron oranlarına bağlı olarak kalibre edilmeleri gerekmektedir. Son yıllarda bu tür bir analog reaktivite hesapl ayıcı sı yerine nötron dedektöründen alınan işaretlerin doğrudan mi kroişl emellerde işlenerek reakti vi tenin nümerik hesap sonucu elde edilmesine dayanan çeşitli yöntemlerin kullanıldığı da görülmektedir. Bu çalışmada, reak ti vi tenin nümerik olarak elde edilmesi amacıyla“Zamana Bağlı Nötron Transport Denklemine”dayalı belirli bir hesap yönteminin geliştirilmesine çalışılmış ve gerekli istatistik met odlardan faydalanıl mı ştır. Bu amaç için, TR-i reaktörü kontrol sisteminin yenilenmesi için öngörülmüş olan bir data toplama ünitesi ve bunu kontrol eden bir bilgisayar sisteminden yararlanılmıştır. Elde edilen nümerik reaktivite değerleri, TR-2 reaktörünün analog reakti metresi yi e ölçülenlerle, aynı zamanda“Inhour Denklemi”ile hesaplananlarla karşılaştırılarak sonuçların uyumlu oldukları izlenmiştir.
Özet (Çeviri)
ABSTRACT Until recent times, reactivity values has been obtained by processing electronically the neutron dedector signals in reactivity meters included in reactor control systems. These reactivity meters have to be calibrated with the spesific parameters of the reactor such as \. j th group delayed neutrons decay constants and (i. J th group delayed neutrons ratio. Nowadays, various methods based on processing neutron dedector signals by directly using microprocessors and determining the reactivity by numerical calculations are used İn reactor control systems Instead of the analog reactivity meters. In this work, a calculation based on“The Time Dependent Neutron Transport Equation”is developed to obtain* numerical reactivity. The data acquisition system controlled by a computer which has been developed for TR-1 reactor control systems is utilized for this purpose. Thus obtained reactivity values are compared with analog reactivity meter values as well as the values calculated from the“Inhour Equation”and are seen to be consistent.
Benzer Tezler
- Design and development of an FPGA controlled silicon pin photodiode detector array for neutron detection
Nötron deteksiyonu için FPGA kontrollü silikon pın fotodiyot detektör dizisi tasarım ve geliştirilmesi
AHMET BAYRAK
Doktora
İngilizce
2019
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiFizik Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. CENAP ŞAHABETTİN ÖZBEN
- Reşadiye bentonitinin organik ve inorganik katyonlarla modifikasyonu ve modifiye ürünlerde 75Se radyoizotopunun adsorpsiyonunun incelenmesi
Modification of reşadiye bentonite by using organic and inorganic cations and investigation of 75Se radioisotope adsorption on the modified products
ESRA ORUÇOĞLU
Doktora
Türkçe
2011
Enerjiİstanbul Teknik ÜniversitesiEnerji Bilim ve Teknoloji Ana Bilim Dalı
YRD. DOÇ. DR. SEVİLAY HACIYAKUPOĞLU
- %3,5 karbon nanotüp içeren borkarbür yapısına değişen oranlarda grafen nanoplaka ilavesi ile oluşan kompozitlerin SPS yöntemi ile üretimi ve karakterizasyonu
Production and characterization of boron carbide - 3,5% carbon nanotube composites with additional variant amounts of graphene nanoplatelet prepared by SPS
ERDEM BALCI
Yüksek Lisans
Türkçe
2019
Metalurji Mühendisliğiİstanbul Teknik ÜniversitesiMetalurji ve Malzeme Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. GÜLTEKİN GÖLLER
- Füzyon nötron kaynaklı bir nükleer reaktörde yakıt üretiminde rezonans olayının incelenmesi
Investigation of the resonance events for fuel breeding in a nuclear reactor with fusion neutron source
KADİR YILDIZ
Doktora
Türkçe
2003
Makine MühendisliğiGazi ÜniversitesiMakine Eğitimi Ana Bilim Dalı
PROF. DR. SÜMER ŞAHİN
- Hegzagonal bor nitrürün nötron absorblayıcı olarak kullanılabilirliği
Useability of hexagonal boron nitride as neutron absorber
HAKAN KEMAL SEVAL
Yüksek Lisans
Türkçe
2012
Kimya MühendisliğiGazi ÜniversitesiKimya Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. AYŞE MURATHAN