Çok gruplu nötron dıfüzyon denklemlerının kuadratık sınır elemanları yöntemı ıle çözümü
The solution of the multigroup neutron diffusion equation with quadratic boundary element methods
- Tez No: 181674
- Danışmanlar: PROF. DR. BİLGE ÖZGENER
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Enerji, Energy
- Anahtar Kelimeler: Çok gruplu nötron difüzyon denklemi, Sınır elemanları yöntemi, Kuadratik elemanlar, multigroup neutron diffusion equation, boundary elements method, quadratic elements
- Yıl: 2006
- Dil: Türkçe
- Üniversite: İstanbul Teknik Üniversitesi
- Enstitü: Enerji Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Yenilenebilir Enerji Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: 92
Özet
Bu çalışmada çok gruplu nötron difüzyon denkleminin eşdeğeri olan çok gruplu sınırintegral denkleminden hareketle bir sınır elemanları formülasyonu geliştirilmiştir. Çokgruplu sınır integral denklemi özgün bir türetime dayanıp, saçılma hacim integralleriniyüzey integrallerine indirgendiği için bilgisayar hesaplama yükünü epeyceazaltabilmektedir. Sabit ya da lineer sınır elemanları ile eğri yüzeylerin modellenmesidaha zor olduğundan bu çalışmada kuadratik sınır elemanlarına yer verilerek, bu tür(örneğin silindirik) sistemlerin çözümleri de gerçekleştirilmiştir. Yapılan formülasyonagöre istenildiği sayıda grup kullanılabileceğinden çok gruplu (üç, altı gibi) çözümlere buçalışma kapsamında yer verilmiştir. Geliştirilen formülasyon BEMGQ adlıFORTRAN77 programı aracılığı ile bilgisayar ortamına aktarılmış, analitik çözümlerleyapılan karşılaştırmalarla çalışılırlığı kanıtlanmıştır. Elde edilen sonuçlar sabit ve lineersınır elemanı sonuçları ile karşılaştırılarak irdeleme yapılmıştır.
Özet (Çeviri)
In this work, we developed a multigroup diffusion boundary element formulation basedon the previously developed multigroup boundary integral equation. With the use of themultigroup boundary integral equation, scattering volume integrals are transformedinto surface integrals and, thus, the computational requirements are reduced. Since it isdifficult to model curved boundaries with constant or linear boundary elements, thuseasy modeling of such systems are rendered possible. Since our formulation allows anarbitrary number of energy groups, the solution of multigroup systems (i.e. three, sixgroups) have been possible. The formulation has been implemented in the FORTRAN77program BEMGQ. Via comparisons with analytical solutions the developed programhas been validated. The merit of the developed boundary element formulation has beenassassed through comparisons with the results of constant and linear boundary elementprograms.
Benzer Tezler
- Application of meshless RBF collocation methods to neutron diffusion and transport
Ağsız RBF kollokasyon yöntemlerinin nötron difüzyon ve transportuna uygulanması
TAYFUN TANBAY
Doktora
İngilizce
2016
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiEnerji Bilim ve Teknoloji Ana Bilim Dalı
PROF. DR. BİLGE ÖZGENER
- Sonlu elemanlar yöntemi ile ek akı hesabı
Adjoint flux calculation by finite element method
ÖZER GÜLCE
- Sınır elemanları yönteminin nötron difüzyon denklemine uygulanmasında chebyshev polinomsal hızlandırması
Chebyshev polynomial acceleration in the application of the boundary element method to the neutron diffusion equation
ÖZNUR ENGİN
Doktora
Türkçe
2006
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiYenilenebilir Enerji Ana Bilim Dalı
PROF. DR. BİLGE ÖZGENER
- İki boyutlu iki gruplu nötron difüzyon denkleminin lineer sınır elemanları ile çözümü
The application of linear boundary elements method two dimensional and two group neutron diffusion equation
SIRMA USTAARAMOĞLU
Yüksek Lisans
Türkçe
1997
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. BİLGE ÖZGENER
- Development of a nodal method for the solution of the neutron diffusion equation in cylindrical geometry
Silindirik geometride nötron difüzyon denkleminin çözümü için nodal bir yöntem geliştirme
MEHMET MERCİMEK
Yüksek Lisans
İngilizce
2008
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiEnerji Bilim ve Teknoloji Ana Bilim Dalı
PROF. DR. H. ATİLLA ÖZGENER