Geri Dön

Nükleer reaktörlerde zırh malzemesi olarak kullanılan 56fe izotopu için nötronların ortalama serbest yol ve reaksiyon hızlarının hesaplanması

Calculation of the neutrons mean free path and the reaction rates for 56fe isotope used shielding material in nuclear reactors

  1. Tez No: 558304
  2. Yazar: RACİ ÖMER TURHAN
  3. Danışmanlar: PROF. DR. EYYUP TEL
  4. Tez Türü: Yüksek Lisans
  5. Konular: Fizik ve Fizik Mühendisliği, Physics and Physics Engineering
  6. Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
  7. Yıl: 2019
  8. Dil: Türkçe
  9. Üniversite: Osmaniye Korkut Ata Üniversitesi
  10. Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
  11. Ana Bilim Dalı: Fizik Ana Bilim Dalı
  12. Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
  13. Sayfa Sayısı: 78

Özet

Bu çalışmada, 14-15 MeV nötron enerjisinde 56Fe elementinin ortalama serbest yol ve reaksiyon hız değerleri Tel ve Levkovski formülleri kullanılarak (n,p), (n,α), (n,2n), (n,d) ve (n,t) reaksiyonları için hesaplanmıştır. Elde edilen sonuçlar birbiri ile kıyaslanmış ve reaktör zırh malzemesi olarak kullanılan 56Fe elementi için hesaplanan yeni değerler literatüre kazandırılmıştır.

Özet (Çeviri)

In this study, mean free path and reaction rate values of 56Fe are calculated using Tel and Levkovski's formulas for kullanılarak (n,p), (n,α), (n,2n), (n,d) and (n,t) reactions at 14-15 MeV neutron energies. Obtained results are compared with each other and the new results of 56 Fe using as a shielding material for reactors, are contributed to literatüre.

Benzer Tezler

  1. Titanyum hedef çekirdeklerinde nötron ve gama girişli nükleer reaksiyonların incelenmesi

    Investigations of notron and gamma introduction nuclear reactions in titanium target nices

    NADİRE KALE

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2021

    Fizik ve Fizik MühendisliğiOsmaniye Korkut Ata Üniversitesi

    Fizik Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. EYYUP TEL

  2. Nükleer reaktörlerde alternatif nötron zırhlama malzemelerinin teorik geliştirilmesi

    Theoretical development of alternative neutron armoring materials in nuclear reactors

    MEHMET SADIK TANDOĞAN

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2022

    Nükleer MühendislikSinop Üniversitesi

    Disiplinlerarası Nükleer Enerji ve Enerji Sistemleri Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. HASAN OĞUL

  3. B4C-ZrB2 kompozitlerinin spark plazma sinterleme yöntemi ile üretimi ve karakterizasyonu

    Spark plasma sintering and characterization of B4C-ZrB2 composites

    LEYLA YANMAZ

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2023

    Metalurji Mühendisliğiİstanbul Teknik Üniversitesi

    Malzeme Bilimi ve Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. FİLİZ ŞAHİN

  4. Alüminyum bor karbür kompozit malzemelerin radyasyon karşısındaki davranışının belirlenmesi, XCOM bilgisayar programı ile incelenmesi ve yeni bir hibrit kompozit radyasyon zırh malzemesi önerisi

    Assessment of behavior for aluminum-boron carbide composite materials agaisnt radiation, investigation by XCOM software program, suggestion of a new hybrid composite radiation shielding material

    AYHAN AKKAŞ

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2015

    Fizik ve Fizik Mühendisliğiİstanbul Teknik Üniversitesi

    Enerji Bilim ve Teknoloji Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. ASİYE BERİL TUĞRUL

  5. Farklı alüminyum alaşımlarının Cs-137 gama radyoızotop kaynağı karşısındaki davranışının incelenmesi ve irdelenmesi

    Investigation and examination of the behavior of different aluminum alloys against Cs-137 gamma radiozotopic resource

    SELAHATTİN YILDIRIM

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2018

    Fizik ve Fizik Mühendisliğiİstanbul Teknik Üniversitesi

    Nükleer Araştırmalar Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. ASİYE BERİL TUĞRUL