Neutronic calculations of research reactors
Araştırma reaktörlerine dair nötronik hesaplamalar
- Tez No: 131050
- Danışmanlar: DOÇ. DR. MEHMET TOMBAKOĞLU
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Nükleer Mühendislik, Nuclear Engineering
- Anahtar Kelimeler: WIMS-ANL, CITATION, TR-2, süper hücre, nötronik hesapla malar, Yakıt Plakası Yerleştirme Metodu, tesir kesiti üretimi, reaktörlerde yanma, araştırma reaktörü, Hücreler, Nötronik hesaplar, Reaktörler, Tesir kesiti, Yanma, WTMS-ANL, CITATION, TR-2, supercell, neutronic calculations, re search reactor, rod insertion method, cross-section generation, burnup. Advisor Assoc. Prof. Mehmet Tombakoğlu, Hacettepe University, Department of Nuclear Engineering, Nuclear Engineering Section, Cells, Reactors, Cross section, Combustion
- Yıl: 2003
- Dil: İngilizce
- Üniversite: Hacettepe Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Nükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: Belirtilmemiş.
Özet
ARAŞTIRMA REAKTÖRLERİNE DAİR NÖTRONİK HESAPLAMALAR Ayhan Yüksel Hacettepe Üniversitesi, Nükleer Enerji Mühendisliği Anabilim Dalı ÖZ Bu tezin amacı, bir açık havuz tipi araştırma reaktörü olan TR-2 Araştırma Reaktörü'ne dair ayrıntılı nötronik hesaplamaları gerçekleştirmektir. Bu amaçla, tesir kesitlerinin elde edilmesi için Argon Ulusal Laboratuvan'nda özellikle araştırma reaktörleri için geliştirilen ve WIMS kodlarının yeni bir versiyonu olan WIMS-ANL transport kodu kullanılmıştır. WIMS-ANL koduna ait değişik modelleme opsiyonlan (standart ve süper hücre) kullanılarak elde edilen tesir kesitleri CITATION koduna girilmiş ve TR-2 Reaktörü yakıt çevrimi başı ço ğalma katsayısı ve güç profili üzerindeki etkileri incelenmiştir. Ayrıca CITATION'daki mod elleme için 2 ve 3 boyutlu modelleme, değişik grup yapısı kullanma gibi bazı farklı mod elleme alternatifleri kullanılmış ve elde edilen sonuçlar gerek deneysel gerekse önceden yapılan çalışmalarda elde edilen sonuçlarla karşılaştırılarak, model son halini almıştır. Bu modelin kullanılması suretiyle, TR-2'nin ilk iki yakıt çevriminin yakılmasına dair nötronik hesaplamalar gerçekleştirilmiştir. Bu hesaplamalar için WIMS-ANL ve CITATION kod lan birlikte kullanılmış ve kontrol plakasının hesap sırasında basamak basamak çekilmesi yöntemi benimsenmiştir. En son elde edilen sonuçlar yine önceden yapılan çalışmalarda elde edilen sonuçlarla karşılaştırılmak suretiyle yorumlanmıştır.
Özet (Çeviri)
NEUTRONIC CALCULATIONS OF RESEARCH REACTORS Ayhan Yüksel Hacettepe University, Nuclear Engineering Section ABSTRACT The objective of this thesis is to perform detailed neutronic analysis of a typical open pool type research reactor, Turkish Reactor II (TR-2). For this purpose, the neutron transport code WIMS-ANL which is a new form of WIMS code developed in Argonne National Labora tory especially for research reactors, is used for cross-section generation. Different modeling options of WIMS-ANL code such as standard and supercell modeling are studied. The gen erated cross-sections are used in multigroup diffusion code called CITATION. CITATION code is utilized to analyze the overall effects of generated cross sections on multiplication factor and power profile for the beginning of cycle calculations of TR-2 core. Two and three dimensional geometric models of TR2 research reactor are also used in diffusion model to study geometric effects on criticality and burnup calculations. In these analyses, mesh size and group structure dependency is studied to obtain robust diffusion model. The modeling results are compared with both experimental data and results of the preceding studies to obtain a final form of core model used in CITATION. Using this model, burnup dependent neutronic core calculations are performed for the first two cycles of TR-2. While performing these calculations, WIMS-ANL and CITATION codes are coupled and rod insertion model is developed. Final results are concluded and again compared with the results of preceding studies on TR-2.
Benzer Tezler
- Flinabe blanketli APEX füzyon reaktörlerinde nötronik hesaplar
Neutronic calculations in APEX fusion reactors with flinabe blankets
ALİ ARASOĞLU
Doktora
Türkçe
2004
Fizik ve Fizik MühendisliğiGazi ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
PROF.DR. BAŞAR ŞARER
- Triga tipi araştırma reaktörleri için bir termalizasyon yöntemi
A Thermalization method for triga-type research reactors
GÜLTEN SADULLAHOĞLU
Yüksek Lisans
Türkçe
2000
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı
PROF. DR. ATİLLA ÖZGENER
- Apex hibrid reaktör modellemesi için Monte Carlo Yöntemi kullanılarak nötron transport hesaplamalarının yapılması
Neutron transport calculations for apex hybrid reactor model by using Monte Carlo Method
AYBABA HANÇERLİOĞULLARI
Doktora
Türkçe
2003
Fizik ve Fizik MühendisliğiGazi ÜniversitesiFizik Ana Bilim Dalı
PROF. DR. BAŞAR ŞARER
- Nötron aktivasyon analizi ve tayin edilen eser elementleri kullanarak kömürlerin hava kalitesine etkisinin değerlendirilmesi
Evaluation of coal related emissions on air quality by means of trace elements determined by neutron activation analysis
EMİNE İLKİZ EĞİLLİ
Doktora
Türkçe
1999
Nükleer Mühendislikİstanbul Teknik ÜniversitesiNükleer Mühendislik Ana Bilim Dalı
PROF. DR. A. NEZİHİ BİLGE
- Determination of vapor phase mercury in mediterranean atmosphere
Akdeniz atmosferinde gaz fazındaki civanın tayini
MÜGE ÖNAL
Yüksek Lisans
İngilizce
1996
KimyaOrta Doğu Teknik ÜniversitesiKimya Ana Bilim Dalı
PROF. DR. NAMIK K. ARAS