Neutronic calculations for research reactors via monte carlo
Araştırma reaktörleri̇ni̇n monte carlo i̇le nötroni̇k anali̇zi̇
- Tez No: 411924
- Danışmanlar: PROF. DR. MEHMET TOMBAKOĞLU
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 2002
- Dil: İngilizce
- Üniversite: Hacettepe Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: 65
Özet
Monte Carlo günümüzde oldukça sık kullanılan bir stokastik hesaplama yöntemidir. Bu çalışmada, bazı araştırma reaktörleri SCALE kodu, KenoV.a ve Origen-S modülleri ile detaylı olarak modüllenmiştir. TRIGA MARK II araştırma reaktörü için kontrol elemanlarının değerleri hesaplanmış ve deneysel veriler ile karşılaştırılmıştır. Aynı zamanda, benzer hesaplamalar TR-2 Çekmece reaktörü içinde yapılmış, ve benzer reaktörler için kritikalite ve yanma hesaplarını birleştiren bir arabirim geliştirilmiştir. Bu arabirim, TR-2 reaktörünün ilk çevrimi için kullanılmış ve elde edilen sonuçlar deneysel veriler ile mukayese edilmiştir.
Özet (Çeviri)
Monte Carlo, is a widely used stochastic method that could be utilized for reactor neutronics and criticality calculations requiring complex modelling. In this study, research reactors are modeled in detail and various simulations are performed by using KenoV.a and Origen-S modules of SCALE4.4 code system. The benchmarks of the TRIGA MARK II research reactor have been used to determine the control rod worth of the control elements, and simulation results are compared with experimental results. The similar calculations have been made for the TR-2 Çekmece reactor, and an interface for similar reactors has been developed for burnup dependent neutronic calculations. The interface program has been utilized for the first cycle of the TR-2 reactor and the results compared with available experimental data.
Benzer Tezler
- Выпускная квалификационная работа дипломная работа нейтронно-физический расчет жидкосолевого реактора Mosart
Başlık çevirisi yok
EMRE BEKİ
- Kimyasal buhar biriktirme yöntemi ile volfram çekirdekli bor fiber üretiminde sistem tasarımı
System design in tungsten-cored boron fiber production by chemical vapor deposition
SELİM ERTÜRK
Doktora
Türkçe
2012
Metalurji Mühendisliğiİstanbul Teknik ÜniversitesiMetalurji ve Malzeme Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. İSMAİL DUMAN
- 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
- Thermal-hydraulics analysis of ITU TRIGA MARK II Research Reactor with 3D computational fluid dynamics simulations
İTÜ TRIGA MARK-II Araştırma Reaktörünün 3D hesaplamalı akışkanlar dinamiği simülasyonu ile ısıl hidrolik analizi
FERİDE KUTBAY
Yüksek Lisans
İngilizce
2020
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Araştırmalar Ana Bilim Dalı
DR. ÖĞR. ÜYESİ SENEM ŞENTÜRK LÜLE
- Triga tipi araştırma reaktörleri için bir termalizasyon yöntemi
A Thermalization method for triga-type research reactors
GÜLTEN SADULLAHOĞLU
Yüksek Lisans
Türkçe
2000
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı
PROF. DR. ATİLLA ÖZGENER