Geri Dön

Cross section generation and neutronic calculations with nodal methods

Nodal yöntemler ile tesir kesit üretimi ve nötronik hesaplamalar

  1. Tez No: 182235
  2. Yazar: METİN KÖKSAL
  3. Danışmanlar: DOÇ. DR. MEHMET TOMBAKOĞLU
  4. Tez Türü: Yüksek Lisans
  5. Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
  6. Anahtar Kelimeler: Nodal Methods, MCNP, neutronic calculations, cross-section generation
  7. Yıl: 2006
  8. Dil: İngilizce
  9. Üniversite: Hacettepe Üniversitesi
  10. Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
  11. Ana Bilim Dalı: Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
  12. Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
  13. Sayfa Sayısı: 79

Özet

Bu tezin amacı, difuzyon hesaplamalarında kullanmak ic¸in n ¨ otron tesir kesitlerinin ve ¨ difuzyon katsayısının bulunması amacıyla analitik nodal ve Mo ¨ nte Carlo tekniklerinden karma bir metot elde etmektir. Notronik hesapların yapılması ic¸in Los Alamos ¨ Ulusal Laboratuvarı'nda gelis¸tirilen genel amac¸lı Monte Carlo transport kodu MCNP (Monte Carlo N-Particle) kullanıldı. Geometry modeli yapıldı ve notron akısı ve ¨ reaksiyon oranı bilgileriyle notron c¸o ¨ galma katsayısının elde edilmesi ic¸in MCNP ˘ kodu kullanıldı. Bu sonuc¸lar nodal kod ic¸in homojenles¸tirilmis¸ nod tesir kesitlerinin elde edilmesinde kullanıldı. Bu analizde degis¸tirilmis¸ bir grup teori kullanan nodal ˘ difuzyon denklemleri levha ve silindirik geometry ic¸in t ¨ uretildi ve her bir nodun dif ¨ uz- ¨ yon katsayısının belirlenmesi analizinde kullanıldı. Nukleer reakt ¨ or analizinde hızlı ve ¨ dogru hesaplama ˘ onemli oldu ¨ gundan n ˘ ukleer reakt ¨ or analizinde t ¨ um kor dif ¨ uzyon ¨ hesaplamaları ic¸in hızlı ve guvenilir bir s¸ekilde tesir kesiti ¨ uretimi metodu gelistirdik. ¨ Anahtar Sozc ¨ ukler: ¨ Nodal yontemler, MCNP, n ¨ otronik hesaplamalar, tesir ¨ kesiti uretimi. ¨ Danıs¸man: Doc¸. Dr. Mehmet Tombakoglu, Hacettepe ˘ Universitesi, N ¨ ukleer ¨ Enerji Muhendisli ¨ gi B ˘ ol¨ um¨ u, N ¨ ukleer Enerji M ¨ uhendisli ¨ gi Anabilim Dalı

Özet (Çeviri)

The objective of this thesis is to use analytical nodal method and Monte Carlo technique to obtain a hybrid method in order to generate neutron cross sections and diffusion coefficients used in diffusion type of calculations. The Monte Carlo code MCNP (Monte Carlo N-Particle) which is a general purpose Monte Carlo transport code developed in Los Alamos National Laboratory is used for neutronic calculations. The slab geometry model is generated and used in MCNP to obtain cell neutron fluxes and reaction rates as well as multiplication factor. These results were used for obtaining homogenized node cross sections for each node. Nodal diffusion equations, which use modified one group theory, for slab and cylindrical geometry are derived and utilized in the analysis to determine diffusion coefficients of each node. Since it is important to make fast and accurate calculation in nuclear reactor analysis, we developed a method to perform fast and reliable cross section generation process for full core diffusion calculation for nuclear reactor analysis.

Benzer Tezler

  1. Neutronic calculations of research reactors

    Araştırma reaktörlerine dair nötronik hesaplamalar

    AYHAN YÜKSEL

    Yüksek Lisans

    İngilizce

    İngilizce

    2003

    Nükleer MühendislikHacettepe Üniversitesi

    Nükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. MEHMET TOMBAKOĞLU

  2. Isıl-nötronik etkileşimlerin yakıt elemanlarının tesir kesitlerine etkisi

    Effect of thermal-neutronic coupling on the cross-sections of nuclear fuel

    GÜLÇİN SARICI TÜRKMEN

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2017

    Nükleer MühendislikHacettepe Üniversitesi

    Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. CEMAL NİYAZİ SÖKMEN

  3. Neutronic analysis of the accelerator driven systems

    Hızlandırıcı sürümlü sistemlerin nötronik analizi

    HALUK ATAK

    Yüksek Lisans

    İngilizce

    İngilizce

    2010

    Nükleer MühendislikHacettepe Üniversitesi

    Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. AYHAN YILMAZER

  4. Bir nötron jeneratörünün çoklu folyo analizi ile nötronik özelliklerinin belirlenmesi

    Determination of the neutronic properties of a neutron generator by multiple foil analysis method

    AYŞE KARAKAYA

    Yüksek Lisans

    İngilizce

    İngilizce

    2023

    Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik Üniversitesi

    Nükleer Araştırmalar Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. İSKENDER ATİLLA REYHANCAN

  5. Sodyum soğutmalı hızlı reaktörlerde Monte Carlo Tekniği kullanılarak minör aktinitlerin araştırılması

    Investigating of minor actinides at the sodium cooled fast reactors using by the Monte Carlo Technique

    NEŞE KABAK ARSLAN

    Yüksek Lisans

    İngilizce

    İngilizce

    2019

    Nükleer MühendislikKaramanoğlu Mehmetbey Üniversitesi

    Fizik Ana Bilim Dalı

    DR. ÖĞR. ÜYESİ MEHMET EMİN KORKMAZ