Flinabe blanketli APEX hibrit reaktöründe nötron akısı hesaplamaları
Neutron flux calculations in APEX hybrid reactor with flinabe blanket
- Tez No: 268777
- Danışmanlar: YRD. DOÇ. DR. ALİ ARASOĞLU
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Fizik ve Fizik Mühendisliği, Physics and Physics Engineering
- Anahtar Kelimeler: APEX, MCNP-X, Flinabe, Hibrit Blanket, Nötron Akısı, APEX, MCNP-X, Flinabe, Hybrid Blanket, Neutron Flux
- Yıl: 2010
- Dil: Türkçe
- Üniversite: Yüzüncü Yıl Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Fizik Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: 85
Özet
Bu çalışmada Flinabe (35:27:38) blanketli APEX hibrit reaktörünün MCNP-X bilgisayar programında modellemesi (simülasyonu) yapıldı. Program yardımıyla APEX hibrit reaktöründe UF ve ThF katkılı (% 0 -% 12) blanketler kullanılarak reaktör boyunca nötron akısı hesaplamaları yapıldı. Hesaplamalar sonucu nötron akısında ciddi bir artışın olmadığı gözlendi. Ayrıca nükleer reaksiyonlar sonucu nötronların blankette ve reaktör boyunca oluşturduğu radyoizotoplar ile yarı ömürleri nükleer tablolar yardımıyla tespit edildi.Sonuç olarak hibrit balanket tasarımında, reaktör yapı bileşenlerinin kullanılabilir ömürlerinin olumsuz yönde etkilenmediği belirlendi.
Özet (Çeviri)
In this study APEX Hybrid reactor with Flinabe (35:27:38) blanket was simulated by computer program of MCNP-X. By means of the program, neutron flux calculations were made throughout the reactor via using UF and ThF - doped (% 0-% 12) blankets in APEX hybrid reactor. No considerable increase in neutron flux was detected as a result of calculations. Besides, radioisotopes which were formed by neutrons ?produced in nuclear reactions- in balanket and throughout the reactor and half-life of these radioisotopes were determined by means of nuclear tables.In conclusion, it was determined that available life-times of structure components of reactor were not negatively affected in hybrid blanket design.
Benzer Tezler
- Flinabe blanketli APEX füzyon reaktörlerinde nötronik hesaplar
Neutronic calculations in APEX fusion reactors with flinabe blankets
ALİ ARASOĞLU
Doktora
Türkçe
2004
Fizik ve Fizik MühendisliğiGazi ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
PROF.DR. BAŞAR ŞARER
- Bir füzyon reaktöründe farklı soğutucuların trityum üretimine etkisinin nötronik incelenmesi
Neutronic investigation of effect on tritium breeding of different coolant in a fusion reactor
BİLGE MENGÜLLÜOĞLU
Yüksek Lisans
Türkçe
2022
EnerjiKarabük ÜniversitesiEnerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. HACI MEHMET ŞAHİN
- Toryum yakıtlı bir füzyon-fisyon reaktöründe farklı lityum bileşiklerinin kullanılmasının reaktör performansına etkilerinin incelenmesi
Investigation of the effecets of a reactor performance on using different lityum compounds in a fusion-fission reactor fuelling with thoruim
OKHAN DURUKAN
Yüksek Lisans
Türkçe
2007
Makine MühendisliğiNiğde ÜniversitesiMakine Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DOÇ.DR. KADİR YILDIZ
- Neutronic investigation of the effect of first wall material composition and thickness on reactor structure performance in a fusion reactor
Bir füzyon reaktöründe ilk duvar malzeme bileşimi ve kalınlığının reaktör yapı performansına etkisinin nötronik incelenmesi
MELOOD MOHAMAD OMAR TAJOORE
Doktora
İngilizce
2022
EnerjiKarabük ÜniversitesiEnerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. HACI MEHMET ŞAHİN
- Bir manyetik sıkıştırmalı füzyon reaktöründe farklı trityum üretim malzemelerinin performanslarının nötronik olarak incelenmesi
Neutronic investigation of different tritium breeding materials in a magnetic confined fusion reactor
UĞUR ATALAY
Yüksek Lisans
Türkçe
2023
EnerjiGazi ÜniversitesiEnerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DR. ÖĞR. ÜYESİ GÜVEN TUNÇ