Geri Dön

Nötron transport teori üzerine yeni bir nümerik çözümleme

A New numerical solution for neutron transport theory

  1. Tez No: 105893
  2. Yazar: ALİ ARSLAN
  3. Danışmanlar: YRD. DOÇ. DR. FİKRET ANLI
  4. Tez Türü: Yüksek Lisans
  5. Konular: Fizik ve Fizik Mühendisliği, Physics and Physics Engineering
  6. Anahtar Kelimeler: SN nötron transport denklemi, SGF metodu, Anizotropik Saçdma, Anizotropi, Nötron transport denklemi, Sayısal çözüm, Saçılma, SN Neutron Transport Theory, SGF method, Anisotropic scattering II, Anisotropy, Neutron transport equation, Numerical solution, Scattering
  7. Yıl: 2001
  8. Dil: Türkçe
  9. Üniversite: Kahramanmaraş Sütçü İmam Üniversitesi
  10. Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
  11. Ana Bilim Dalı: Fizik Ana Bilim Dalı
  12. Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
  13. Sayfa Sayısı: Belirtilmemiş.

Özet

ÖZET YÜKSEK LİSANS TEZİ Nötron Transport Teori Üzerine Yeni Bir Nümerik Çözümleme Durmuş ARSLAN K.S.U. FEN BİLİMLERİ ENSTİTÜSÜ FİZİK ANABİLİM DALI DANIŞMAN: Yard. Doç. Dr. Fikret ANLI Yü: 2001, Sayfa: 35 Jüri: Yard. Doç. Dr. Fikret ANLI Doç. Dr. Adnan KÜÇÜKÖNDER Yard. Doç. Dr. Hüseyin BİLGİÇ SGF(Spektral Green Fonksiyonu) metodu kullanılarak anizotropik saçılmak Sn nötron transport denkleminin Gauss-Chebyshev Kuadratür seti ile sayısal çözümlemesi yapılmıştır. Karşılaştırma amacı ile aynı problem bir kez de Gauss - Legendre Kuadratür seti ile çözülmüştür. Homojen ve heterojen problemler için her iki kuadratür seti kullanılarak, hücre kenarı skaler akdarı sayısal olarak hesaplanmıştır. Tüm hesaplamalarda yakınsaklık kriteri ? = 10"7 olarak alınmıştır. Sonuçlar çizelgeler halinde sunulmuştur.

Özet (Çeviri)

ABSTRACT MSc THESIS A New Numerical Solution for Neutron Transport Theory Durmuş ARSLAN DEPARTMENT OF PHYSICS INSTITUTE OF NATURAL AND APPLffiD SCffiNCE UNIVERSITY OF KAHRAMANMARAŞ SÜTÇÜ İMAM Supervisor: Assist Prof. Dr. Fikret ANLI Year: 2001, Pages: 35 Jury: Assist Prof. Dr. Fikret ANLI Assoc. Prof. Dr. Adnan KÜÇÜKÖNDER Assist. Prof. Dr. Hüseyin BİLGİÇ The numerical solution of SN neutron transport equation for one-group and one dimensional slab-geometry with anisotropic scattering is studied by using Chebyshev quadrature sets and Spectral Green's Function (SGF) method. The unknowns in the method are the cell-edge and cell-average angular fluxes, and numerical values for these quantities are obtained by using two different quadrature sets. Finally, tabulated numerical results of cell-edge scalar fluxes are provided.

Benzer Tezler

  1. L'evaluation des alternatives de paiement electronique avec des methodes floues d'aide a la decisions

    Elektronik ödeme alternatiflerinin bulanık çok ölçütlü karar verme yöntemleriyle değerlendirilmesi

    GÜLFEM IŞIKLAR

    Yüksek Lisans

    Fransızca

    Fransızca

    2003

    Endüstri ve Endüstri MühendisliğiGalatasaray Üniversitesi

    Endüstri Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. H. ZİYA ULUKAN

  2. Sonlu elemanlar yöntemi ile ek akı hesabı

    Adjoint flux calculation by finite element method

    ÖZER GÜLCE

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    1999

    Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik Üniversitesi

    PROF. DR. ATİLLA ÖZGENER

  3. Cross section generation and neutronic calculations with nodal methods

    Nodal yöntemler ile tesir kesit üretimi ve nötronik hesaplamalar

    METİN KÖKSAL

    Yüksek Lisans

    İngilizce

    İngilizce

    2006

    Nükleer MühendislikHacettepe Üniversitesi

    Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    DOÇ. DR. MEHMET TOMBAKOĞLU

  4. U3O8 yakıt ve değişik soğutucular kullanarak bir hibrid reaktördeki yakıt zenginleştirme performansının nötronik analizi

    Neutronic analysis of the rejuvenation performance by using and vorions coolants in a hybrid reaktor

    A. UĞUR ALTINDAĞ

    Yüksek Lisans

    Türkçe

    Türkçe

    1999

    Makine MühendisliğiSüleyman Demirel Üniversitesi

    Makine Mühendisliği Ana Bilim Dalı

    YRD. DOÇ. DR. OSMAN İPEK