Geri Dön

Bazı Çekirdeklerin Nötron ? Fisyon Reaksiyonu İçin Kovaryans Matris ve Tesir Kesitlerinin Hesaplanması

Calculatıon of Covarıance Matrıx and Cross-Sectıons of Some Nucleus for Neutron-Fıssıon Reactıons

  1. Tez No: 284169
  2. Yazar: YURDUNAZ ÇELİK
  3. Danışmanlar: YRD. DOÇ. DR. AYBABA HANÇERLİOĞULLARI
  4. Tez Türü: Yüksek Lisans
  5. Konular: Fizik ve Fizik Mühendisliği, Physics and Physics Engineering
  6. Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
  7. Yıl: 2011
  8. Dil: Türkçe
  9. Üniversite: Kastamonu Üniversitesi
  10. Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
  11. Ana Bilim Dalı: Fizik Bölümü
  12. Bilim Dalı: Fizik Ana Bilim Dalı
  13. Sayfa Sayısı: 107

Özet

Bu çalışmada 232Th ,238Pu, 239Pu ve 242Pu çekirdekleri için nötron-fisyon tesir kesitleri hesaplandı ve bu çekirdeklerin değerlendirilmiş tesir kesitleri için veri güncelleme tekniği kullanıldı. Tesir kesiti hesaplamaları ALİCE/ASH nükleer programı kullanılarak yapılmıştır. ALICE-ASH ile yapılan hesaplamalarda dönme sonlu aralık fisyon engeli ve dönme sıvı damlası engeli sistematikleri kullanıldı. Fisyon reaksiyonunun en önemli parametresi af / an değiştirilerek sonuçlar deneysel değerlere fit edildi. Sonuçlar mevcut deneysel değerler (EXFOR) ve değerlendirilmiş tesir kesiti kütüphaneleri (ENDF, JENDL, MINKS) ile karşılaştırıldı. Veri güncelleme tekniği için GANDR programı kullanıldı. Bu bölümde ise deneysel veriler en küçük kareler çözümü ile bir spline fonksiyonuna fit edildi.

Özet (Çeviri)

In this study, neutron-fission cross sections were calculated for 232Th ,238Pu, 239Pu, 242Pu nucleus and data update technique is used for evaluated cross sections of this nucleus. Cross section calculations is constructed with ALİCE/ASH nuclear programme. Rotating finite range barrier sistematics and rotating liquid drop barrier sistematics was used by using the ALICE-ASH. Results obtained by changing the most important parameter of the fission cross sections af / an were fitted to experimental datas. Conclusions compared with available experimental values (EXFOR) and evaluated cross section librarys (ENDF, JENDL, MINKS). GANDR programme was used for data update technique. In section, a spline function to the experimental data was fitted by using least squares solution.

Benzer Tezler

  1. Monte Carlo yöntemi kullanılarak hızlandırıcı güdümlü sistemde bazı aktinitlerin dönüşümü ve enerji elde edilmesi

    Transmutation of some actinides and energy production in accelerator driven system using Monte Carlo method

    MEHMET EMİN KORKMAZ

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2009

    Fizik ve Fizik MühendisliğiGazi Üniversitesi

    Fizik Bölümü

    PROF. DR. BAŞAR ŞARER

  2. Determination of energy dependent total macroscopic cross-sections of different materials using the Monte Carlo method

    Farklı materyallerin enerjiye bağlı toplam makroskopik tesir kesitlerinin Monte Carlo yöntemiylebelirlenmesi

    DENİZ ATLI

    Yüksek Lisans

    İngilizce

    İngilizce

    2023

    Nükleer MühendislikMarmara Üniversitesi

    Fizik Ana Bilim Dalı

    DR. ÖĞR. ÜYESİ TAYFUN AKYÜREK

    PROF. DR. KADİR ESMER

  3. Nötron üretiminde kullanılacak ağır elementlerin tespiti

    Detection of heavy elements used in the production of neutron

    TAHSİN DAĞDELEN

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2014

    Fizik ve Fizik MühendisliğiBingöl Üniversitesi

    Fizik Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. İSKENDER DEMİRKOL

  4. On the prompt fission neutron energy distributions

    Ani fizyon nötronlarının enerji dağılımları üzerine

    RİFAT SOYLU

    Yüksek Lisans

    İngilizce

    İngilizce

    2019

    Nükleer MühendislikGaziantep Üniversitesi

    Fizik Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    DR. ÖĞR. ÜYESİ MEHMET KOÇAK