Geri Dön

Çok gruplu nötron dıfüzyon denklemlerının kuadratık sınır elemanları yöntemı ıle çözümü

The solution of the multigroup neutron diffusion equation with quadratic boundary element methods

  1. Tez No: 181674
  2. Yazar: MENEKŞE KAYA
  3. Danışmanlar: PROF. DR. BİLGE ÖZGENER
  4. Tez Türü: Yüksek Lisans
  5. Konular: Enerji, Energy
  6. Anahtar Kelimeler: Çok gruplu nötron difüzyon denklemi, Sınır elemanları yöntemi, Kuadratik elemanlar, multigroup neutron diffusion equation, boundary elements method, quadratic elements
  7. Yıl: 2006
  8. Dil: Türkçe
  9. Üniversite: İstanbul Teknik Üniversitesi
  10. Enstitü: Enerji Enstitüsü
  11. Ana Bilim Dalı: Yenilenebilir Enerji Ana Bilim Dalı
  12. Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
  13. 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

  1. Application of meshless RBF collocation methods to neutron diffusion and transport

    Ağsız RBF kollokasyon yöntemlerinin nötron difüzyon ve transportuna uygulanması

    TAYFUN TANBAY

    Doktora

    İngilizce

    İngilizce

    2016

    Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik Üniversitesi

    Enerji Bilim ve Teknoloji Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. BİLGE ÖZGENER

  2. Sonlu elemanlar yöntemi ile ek akı hesabı

    Adjoint flux calculation by finite element method

    ÖZER GÜLCE

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    1999

    Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik Üniversitesi

    PROF. DR. ATİLLA ÖZGENER

  3. 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

    Türkçe

    2006

    Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik Üniversitesi

    Yenilenebilir Enerji Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. BİLGE ÖZGENER

  4. 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

    Türkçe

    1997

    Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik Üniversitesi

    Fizik Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. BİLGE ÖZGENER

  5. 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

    İngilizce

    2008

    Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik Üniversitesi

    Enerji Bilim ve Teknoloji Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. H. ATİLLA ÖZGENER