239Pu, 233U ve 234U çekirdeklerinin, 0-20 MeV aralığında gama-fisyon tesir kesitlerinin hesaplanması
Cross section calculation of 239Pu, 233U and 234U nucleus gamma-fission between 0-20 MeV
- Tez No: 346772
- Danışmanlar: YRD. DOÇ. DR. BEKİR ORUNCAK
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Fizik ve Fizik Mühendisliği, Physics and Physics Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 2013
- Dil: Türkçe
- Üniversite: Afyon Kocatepe Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Fizik Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: 67
Özet
Bu çalışmada 239Pu, 233U ve 234U çekirdeklerinin fisyon tesir kesitleri hesaplandı. Hesaplamalarda TALYS 1.2 bilgisayar programı kullanıldı. Hesaplamalar 0-20 MeV gelme enerjilerine sahip gamalar ile gerçekleştirildi. Hesaplamalarda kullanılan TALYS 1.2 programında her bir çekirdek için fisyon bariyeri parametresi (Deneysel Fisyon Bariyeri, Teorik Fisyon Bariyeri Mamdouh Tablosu, Teorik Fisyon Bariyeri Dönen Sıvı Damla Modeli, Teorik Fisyon Bariyeri Sierk Model, Fisyon Yol Modeli için WKB Yaklaşımı) ve kabuk modeli parametrelerinin (Myers ? Swiatecki Modeli, Goriely Modeli) tüm sistematiği kullanıldı. Elde edilen teorik değerler Deneysel Nükleer Reaksiyon Verisi (EXFOR) www-nds.iaea.org/exfor/ adresinden alınan deneysel değerlerle grafik üzerinde karşılaştırıldı. Çekirdekler için farklı teorik değerlerin deneysel değerlerle uyumluluğu incelendi.
Özet (Çeviri)
In this study, cross section of 239Pu, 233U and 234U have been calculated. TALYS 1.2 computer program was used for calculations. Calculations have been studied by 0-20 MeV incident energy gamma. In TALYS 1.2 calculations, all sistematics of fission barrier parameters (Experimental Fission Barriers, Theoretical Fission Bariers Mamdouh Table, Theoretical Fission Bariers Sierk Model, Theoretical Fission Bariers Rotating Liquid Drop, WKB Approximation for Fission Path Model) and shell model parameters (Myers ? Swiatecki Model, Goriely Model) was used for each of nuclei. Experimental datas, taken from Experimental Nuclear Reaction Data (EXFOR) www-nds.iaea.org/exfor/ address is compared on graphic. For nuclei, different theorical values are compared and investigated with experimental values.
Benzer Tezler
- Monte Carlo tekniği kullanılarak bir füzyon-fisyon hibrit reaktöründe bazı akışkan malzeme optimizasyonları için üç boyutlu nötronik hesaplamalar
Three-dimensional neutronic calculations for some fluid material optimizations in a fusion-fission hybrid reactor by using Monte Carlo method
GÖKMEN ŞEKER
- Monte carlo tekniği kullanılarak bir füzyon-fisyon hibrit reaktöründe tasarlanan blanket optimizasyonu için üç boyutlu nötronik hesaplamalar
Three-dimensional neutronic calculations for the designed blanket optimization in a fusion-fission hybrid reactor by using monte carlo method
HIZIR KASAP
Yüksek Lisans
Türkçe
2014
Nükleer Mühendislikİnönü ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
YRD. DOÇ. DR. MEHTAP GÜNAY
- Pacer füzyon reaktöründe yakıt ve enerji üretiminin incelenmesi
Investigation of energy and fuel production in Pacer fusion reactor
ADEM ACIR
Doktora
Türkçe
2004
Makine MühendisliğiGazi ÜniversitesiMakine Eğitimi Ana Bilim Dalı
DOÇ.DR. MEHMET ŞAHİN
PROF.DR. SÜMER ŞAHİN
- 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
- VVER-1000 reaktöründe serpent Monte Carlo kodu kullanarak toryum tabanlı yakıtın incelenmesi
Analsiys of throium-based fuel using serpent Monte Carlo code in VVER-1000 reactor
EYLEM BÜYÜKER
Yüksek Lisans
Türkçe
2014
Fizik ve Fizik MühendisliğiSelçuk ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
YRD. DOÇ. DR. MEHMET EMİN KORKMAZ