Calculation of critical mass for fission chain reaction
Fisyon zincir reaksiyonu için kritik kütle hesabı
- Tez No: 499446
- Danışmanlar: Prof. Dr. OKAN ÖZER
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Fizik ve Fizik Mühendisliği, Physics and Physics Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 2018
- Dil: İngilizce
- Üniversite: Gaziantep Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Fizik Mühendisliği Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: 90
Özet
Belirli enerjilerdeki nötronlar bölünebilir çekirdeklerle çarpışarak onların fisyon sonucu farklı kütlelerdeki parçalarına ayrılmalarına sebep olabilirler. Her bir bölünme sonrası yeni nötronlar üretileceğinden, sürdürülebilir zincir reaksiyonun devamı için herhangi tip nükleer reaktörün merkezinde belli miktarda bölünebilir madde bulunması gerekmekdir. Nötronların hedef çekirdeklerle çarpışması olayı tamamen raslantısal bir durum olduğundan sürdürülebilir zincir reaksiyonu için gerekli kütle miktarının hesabının yapılması gerekmektedir. Kritik kütle ifadesine; herhangi bir geometride nükleer zincir reaksiyonunun sürdürülebilirliği için ihtiyaç duyulan bölünebilir maddenin en az miktarına denildiği bilinmektedir. Bölünebilir malzemenin kritik kütle miktarının maddenin reaksiyon tesir kesit alanına, maddenin yoğunluğuna, şekline, saflığına, zenginleştirme oranına vb. bağlı olduğu çok açıktır. Bu sebeple, difüzyon denkleminin çözümleri çok önemlidir. Tek-grup zamandan-bağımsız difüsyon denkleminin çözümleri analitik olarak elde edildikten sonra sonuçlar Monte Carlo Metodu kullanılarak yazılan bilgisayar programının üç temel geometri için yapılan kritik kütle hesabı sayısal sonuçları ile karşılaştıtılmıştır. Yaşam faktörü, f_s, (ki çoğaltım faktörü, k, de denilen) parametresi kritiklik şartı için bu geometrilerde hesaplanmış ve sonuçlar her bir geometri için Tablo halinde sunulmuştur. Monte Carlo Metodu ile yaptığımız sayısal hesaplamalarımız, analitik sonuçlarla uyumlu olarak, minimum kritik kütle değerine küresel şekle sahip yakıt elemanının sahip olduğu göstermiştir.
Özet (Çeviri)
Neutrons at certain energies colliding with fissile nuclei may cause them to undergo fission reaction by splitting into fragments at different masses. Since new neutrons are produced at the end of each fission reaction, a certain amount of fissile material in any type of nuclear reactor core is required for a sustainable chain reaction by these neutrons. It is necessary to determine the amount of mass required for a sustainable fission chain reaction since the procedure is completely random for neutrons to strike target nuclei. It is known that the critical mass is the smallest amount of fissile material needed for such a sustainable nuclear chain reaction in any system of geometry. It is obvious that the critical mass of a fissionable material depends upon its nuclear properties such as its fission cross-section, density, shape, enrichment, purity, etc. In this study, the solutions of the steady-state one group diffusion equation are firstly analytically obtained and then compared with numerical results of the Monte Carlo Method coded to calculate the critical mass for three basic geometries. The survival fraction value, f_s (which is also called as the multiplication factor, k) is calculated for the criticality condition for these geometries and the results are tabulated for each one. Our numerical calculations by Monte Carlo Method show that the minimum critical mass is obtained in the case of spherical shape of fuel element for which the analytical solutions are also in aggrement.
Benzer Tezler
- Reflector savings in calculation of the critical mass
Kritik kütle hesabında yansıtıcı kazancı
GAYE SAYIN
Yüksek Lisans
İngilizce
2021
Fizik ve Fizik MühendisliğiGaziantep ÜniversitesiFizik Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. OKAN ÖZER
- Türkiye'de üretilen granitlerin gama ve nötronları zayıflatma özelliklerinin incelenmesi
Investigation of gamma and neutron attenuation properties for granites produced in Turkey
OSMAN ÖZYURT
Yüksek Lisans
Türkçe
2015
Enerjiİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Araştırmalar Ana Bilim Dalı
PROF. DR. NESRİN ALTINSOY
- Yakın geçmişteki nükleer reaktör dinamik analiz yöntemlerine bir bakış
Başlık çevirisi yok
MURAT ALGÜL
Yüksek Lisans
Türkçe
1996
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. ERDİNÇ EDGÜ
- Calculation of critical mass and the eigenvalue of fast neutrons reaction
Kritic kütle ve hızlı nötronların reaksiyonlarının öz değer hesaplamaları
HALİDE KÖKLÜ
Yüksek Lisans
İngilizce
2013
Fizik ve Fizik MühendisliğiGaziantep ÜniversitesiFizik Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. OKAN ÖZER
- Esnek rotorlarda dengeleme probleminin incelenmesi
The Analysis of the balancing problem in flexible rotors
HAKAN ÇİFTÇİ