Geri Dön

Calculation of critical mass and the eigenvalue of fast neutrons reaction

Kritic kütle ve hızlı nötronların reaksiyonlarının öz değer hesaplamaları

  1. Tez No: 323110
  2. Yazar: HALİDE KÖKLÜ
  3. Danışmanlar: DOÇ. DR. OKAN ÖZER
  4. Tez Türü: Yüksek Lisans
  5. Konular: Fizik ve Fizik Mühendisliği, Physics and Physics Engineering
  6. Anahtar Kelimeler: kritik kütle, difüzyon denklemi, hızlı nötronlar, critic mass, diffusion equation, fast neutrons
  7. Yıl: 2013
  8. Dil: İngilizce
  9. Üniversite: Gaziantep Üniversitesi
  10. Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
  11. Ana Bilim Dalı: Fizik Mühendisliği Ana Bilim Dalı
  12. Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
  13. Sayfa Sayısı: 109

Özet

Üç farklı geometrideki yalın ve reflektörlü reaktörlerin kararlı hal tek grup difüzyon denklem çözümleri saf ve karışımlı yakıt malzemeli kritik kütle hesapları tartışmaları büyük bir öneme sahiptir. Difüzyon denkleminin öz değeri reaktörün gerekli olan minimum boyut ve malzeme ilişkisini verir. Bu ilişki malzeme Bm ve geometri bükülme Bg olarak adlandırılır. Öncelikle kararlı hal tek grup difüzyon denklemi çözülerek üç farklı geometrili (küre, silindir ve dikdörtgen prizma) yalın reaktörlerin kritik kütle değerleri farklı materyal yapıları için elde edildi. Yalın reaktör reflektörle kaplandıktan sonra, bütün geometrideki reaktörlerin kritik boyutlarında küçülme gözlenmiştir. Ayrıca kritik kütle de reflektörün ve yakıt malzemesinin özelliğine bağlı olarak belli bir değere kadar düşmektedir. Bu çalışmadaki hesaplama sonuçları literatürdeki sayısal sonuçlarla karşılaştırılmıştır.

Özet (Çeviri)

Solution of the steady-state one-group diffusion equation for bare and reflected reactors in three distinct geometries has great importance in the calculation of the critic size and critical mass of the pure or mixtured fuel material. The eigenvalue of the diffusion equation shows the relation between the material and the size of the geometry in question. This relation is called the material Buckling, Bm, or the geometric Buckling, Bg. Solving the steady-state one-group diffusion equation for bare reactor systems, the critical mass values are obtained in three distinct geometries for different material structures. After surrounding a bare reactor with a reflector material, a reduction is observed in the critic dimensions in all geometries and also the critical mass decreases to a certain value depending on the properties of the reflector and the core material. The reactor savings is presented as a function of the reflector thickness. The results obtained in this study are compared with the numerical values existing in the literature.

Benzer Tezler

  1. Spektral renormalizasyon grubu ile ölçek envaryant çizgeler üzerinde kritik üstellerin hesaplanması

    Critical exponents on scale invariant networks by using spectral renormalization group

    ASLI TUNCER ÖZDEMİR

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2016

    Fizik ve Fizik Mühendisliğiİstanbul Teknik Üniversitesi

    Fizik Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. AYŞE SİLİER

  2. 23 katlı bir betonarme yapının yeni deprem yönetmeliğine göre projelendirilmesi

    The Design of 23 story reinforced concrete building

    ALPER TAŞEL

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    1999

    İnşaat Mühendisliğiİstanbul Teknik Üniversitesi

    PROF.DR. MELİKE ALTAN

  3. 23 katlı betonarme bir yapının projelendirilmesi

    The Design of 23 story reinforced concrete building

    BARIŞ ILGAZ

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    1999

    İnşaat Mühendisliğiİstanbul Teknik Üniversitesi

    PROF.DR. METİN AYDOĞAN

  4. Çok katlı betonarme bir yapının projelendirilmesi

    Başlık çevirisi yok

    AHMET CEM ÖZYELKENCİ

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    1996

    İnşaat Mühendisliğiİstanbul Teknik Üniversitesi

    DOÇ.DR. TURGUT ÖZTÜRK

  5. Yakın geçmişteki nükleer reaktör dinamik analiz yöntemlerine bir bakış

    Başlık çevirisi yok

    MURAT ALGÜL

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    1996

    Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik Üniversitesi

    Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. ERDİNÇ EDGÜ