Geri Dön

Nötron transport denkleminin çözümünde PL, TN, HN yöntemleri ve uygulamalar

The solution of the neutron transport equation with PL, TN, HN methods and applications

  1. Tez No: 569660
  2. Yazar: AHMET ERSOY
  3. Danışmanlar: PROF. DR. MUSTAFA ÇETİN GÜLEÇYÜZ
  4. Tez Türü: Doktora
  5. Konular: Fizik ve Fizik Mühendisliği, Physics and Physics Engineering
  6. Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
  7. Yıl: 2019
  8. Dil: Türkçe
  9. Üniversite: Ankara Üniversitesi
  10. Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
  11. Ana Bilim Dalı: Fizik Ana Bilim Dalı
  12. Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
  13. Sayfa Sayısı: 110

Özet

Genel olarak yüksüz parçacık transport teorisi; plazma fiziğinde, atmosfer için yapılan hesaplarda, okyanus fiziğinde, ısı transferinde çok genel olarak kullanılan kapsamlı bir teoridir. Özel olarak, nötron transport denklemi; belli bir bölgede kaynaklar tarafından ve fisyon reaksiyonları sonucunda üretilen, bu bölgenin sınırından dışarı çıkan nötron dağılımını tanımlar. Nötron transport denklemi kullanılarak, belirli sınır şartları altında, farklı geometrilerde (düzlem, küre, silindir gibi) nötron dağılımı konuma ve açıya bağlı olarak belirlenebilir. Belirlenen dağılım fonksiyonu kullanılarak, çeşitli reaktör parametreleri hesaplanabilir. Bu reaktör parametrelerinin difüzyon denklemi kullanılarak da hesaplanması mümkündür. Ancak ortamın sınırları ve yakıt çubukları bölgesinde nötron transport denklemi daha iyi sonuç vermektedir. Amacımız, PL, TN ve HN yöntemlerini kullanarak, düzlem geometride bu parametreleri farklı saçılma fonksiyonları için hesaplamaktır.

Özet (Çeviri)

Generally, neutral particle transport theory; it is a comprehensive theory used in plasma physics, atmospheric calculations, ocean physics and heat transfer. Specially, the neutron transport equation, defines the distribution of neutrons produced by sources and as a result of fission reactions in a given region, which exists the boundary of this region. Using neutron transport equation, the neutron distribution in different geometries (such as plane, sphere, cylinder) is determined depending on position and angle under certain boundary conditions. Various reactor parameters can be calculated using the specified distribution function. It is possible to calculate the reactor parameters using the diffusion equation. But, the neutron transport equation gives better results in the boundaries of the environment and in the region of fuel rods. Our aims is to calculate these parameters for different scattering functions in plane geometry using PL, TN and HN methods.

Benzer Tezler

  1. Nötron transport denkleminin çözümünde kullanılan yarı-analitik yöntemler ve uygulamaları

    The semi analitycal methods for neutron transport equation and its applications

    DEMET TÜRECİ

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2010

    Fizik ve Fizik MühendisliğiAnkara Üniversitesi

    Fizik Ana Bilim Dalı

    YRD. DOÇ. DR. MUSTAFA ÇETİN GÜLEÇYÜZ

  2. Küresel geometride nötron transport denkleminin alternatif çözüm yolları ve kritik yarıçap hesaplamaları

    Alternative solutions of neutron transport equation in spherical geometry and calculations of critical radius

    AHMET BÜLBÜL

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2012

    EnerjiKahramanmaraş Sütçü İmam Üniversitesi

    Fizik Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. FİKRET ANLI

  3. Performance evaluation of parallel Monte Carlo method with variance reduction techniques

    Varyans azaltma teknikleri ile paralel Monte Carlo metodunda performans analizi

    KÜRŞAT BURAK BEKAR

    Yüksek Lisans

    İngilizce

    İngilizce

    1999

    Nükleer MühendislikHacettepe Üniversitesi

    DOÇ. DR. MEHMET TOMBAKOĞLU

  4. Yüksek mertebeden ı. tip Chebyshev polinomları yaklaşımı ile tek hızlı nötronlar için dilim geometride difüzyon mesafesi hesaplanması

    Calculation of the diffusion lengths for one-speed neutron in a slab using higher order first kind of the Chebyshev polynomials approximation

    BÜŞRA DURMAZ

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    2019

    Fizik ve Fizik MühendisliğiOsmaniye Korkut Ata Üniversitesi

    Fizik Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. HAKAN ÖZTÜRK

  5. Radiatif transfer problemlerinin çeşitli saçılma fonksiyonlarına uygulanması

    Applications of the radiative transfer problems on various scattering functions

    MUSTAFA BİÇER

    Doktora

    Türkçe

    Türkçe

    2019

    Fizik ve Fizik MühendisliğiAnkara Üniversitesi

    Fizik Ana Bilim Dalı

    PROF. DR. AYŞE KAŞKAŞ