Geri Dön

Nükleer reaktörlerde nötron ölçümlerinin bilgisayarda değerlendirilmesi ve reaktivitenin sayısal olarak hesaplanması

Başlık çevirisi mevcut değil.

  1. Tez No: 17712
  2. Yazar: BAKİ AKKUŞ
  3. Danışmanlar: PROF.DR. EMİNE RIZAOĞLU
  4. Tez Türü: Doktora
  5. Konular: Fizik ve Fizik Mühendisliği, Physics and Physics Engineering
  6. Anahtar Kelimeler: Bilgisayarlar, Nötron, Nükleer reaktörler, Reaktörler, Computers, Neutron, Nuclear reactors, Reactors
  7. Yıl: 1991
  8. Dil: Türkçe
  9. Üniversite: İstanbul Üniversitesi
  10. Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
  11. Ana Bilim Dalı: Fizik Ana Bilim Dalı
  12. Bilim Dalı: Nükleer Fizik Bilim Dalı
  13. Sayfa Sayısı: Belirtilmemiş.

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

  1. 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

    İngilizce

    2019

    Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik Üniversitesi

    Fizik Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. CENAP ŞAHABETTİN ÖZBEN

  2. Alüminyum tabanlı TiC ve B4C takviyeli alaşımların üretilmesi ve radyasyon zırhlama özelliklerinin incelenmesi

    Production of aluminum based TiC and B4C reinforced alloys and i̇nvestigation of radiation shielding properties

    EBRU AKDEMİR YAZICIOĞLU

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2025

    Fizik ve Fizik MühendisliğiAtatürk Üniversitesi

    Fizik Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. YÜKSEL ÖZDEMİR

    DOÇ. DR. BÜNYAMİN AYGÜN

  3. B4C-ZrB2 kompozitlerinin spark plazma sinterleme yöntemi ile üretimi ve karakterizasyonu

    Spark plasma sintering and characterization of B4C-ZrB2 composites

    LEYLA YANMAZ

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2023

    Seramik Mühendisliğiİstanbul Teknik Üniversitesi

    Malzeme Bilimi ve Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. FİLİZ ŞAHİN

  4. Toryum'un hızlı nötronlarla etkileşiminin incelenmesi

    Study of thorium fast neutron reactions

    ÖZGÜR AKÇALI

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2006

    Fizik ve Fizik MühendisliğiYıldız Teknik Üniversitesi

    Fizik Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. METİN SUBAŞI

  5. %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

    Türkçe

    2019

    Seramik Mühendisliğiİstanbul Teknik Üniversitesi

    Metalurji ve Malzeme Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. GÜLTEKİN GÖLLER