Nötron transport denkleminin çözümünde PL, TN, HN yöntemleri ve uygulamalar
The solution of the neutron transport equation with PL, TN, HN methods and applications
- Tez No: 569660
- Danışmanlar: PROF. DR. MUSTAFA ÇETİN GÜLEÇYÜZ
- Tez Türü: Doktora
- Konular: Fizik ve Fizik Mühendisliği, Physics and Physics Engineering
- Anahtar Kelimeler: Belirtilmemiş.
- Yıl: 2019
- Dil: Türkçe
- Üniversite: Ankara Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Fizik Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- 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
- 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
2010
Fizik ve Fizik MühendisliğiAnkara ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
YRD. DOÇ. DR. MUSTAFA ÇETİN GÜLEÇYÜZ
- 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
2012
EnerjiKahramanmaraş Sütçü İmam ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
PROF. DR. FİKRET ANLI
- 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 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
2019
Fizik ve Fizik MühendisliğiOsmaniye Korkut Ata ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
PROF. DR. HAKAN ÖZTÜRK
- Radiatif transfer problemlerinin çeşitli saçılma fonksiyonlarına uygulanması
Applications of the radiative transfer problems on various scattering functions
MUSTAFA BİÇER
Doktora
Türkçe
2019
Fizik ve Fizik MühendisliğiAnkara ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
PROF. DR. AYŞE KAŞKAŞ
