Cross section generation and neutronic calculations with nodal methods
Nodal yöntemler ile tesir kesit üretimi ve nötronik hesaplamalar
- Tez No: 182235
- Danışmanlar: DOÇ. DR. MEHMET TOMBAKOĞLU
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
- Anahtar Kelimeler: Nodal Methods, MCNP, neutronic calculations, cross-section generation
- Yıl: 2006
- Dil: İngilizce
- Üniversite: Hacettepe Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- 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
- Neutronic calculations of research reactors
Araştırma reaktörlerine dair nötronik hesaplamalar
AYHAN YÜKSEL
Yüksek Lisans
İngilizce
2003
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. MEHMET TOMBAKOĞLU
- 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
2017
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. CEMAL NİYAZİ SÖKMEN
- Neutronic analysis of the accelerator driven systems
Hızlandırıcı sürümlü sistemlerin nötronik analizi
HALUK ATAK
Yüksek Lisans
İngilizce
2010
Nükleer MühendislikHacettepe ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. AYHAN YILMAZER
- 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
2023
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Araştırmalar Ana Bilim Dalı
PROF. DR. İSKENDER ATİLLA REYHANCAN
- 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
2019
Nükleer MühendislikKaramanoğlu Mehmetbey ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
DR. ÖĞR. ÜYESİ MEHMET EMİN KORKMAZ