D-T sürücülü hybrit blanketlerde geometri ve malzeme parametrelerinin nötronik analizi
Başlık çevirisi mevcut değil.
- Tez No: 23110
- Danışmanlar: Belirtilmemiş.
- Tez Türü: Doktora
- Konular: Makine Mühendisliği, Mechanical Engineering
- Anahtar Kelimeler: Füzyon, Hibrit blanket, Hibrit reaktörler, Nükleer reaktörler, Fusion, Hybrid blanket, Hybrid reactors, Nuclear reactors
- Yıl: 1992
- Dil: Türkçe
- Üniversite: Erciyes Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Makine Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: Belirtilmemiş.
Özet
:et Mevcut nükleer reaktörlerin (esas olarak Hafif Su Reaktörle rinin) yakıt ihtiyacını karşılayan fissile yakıt kaynaklarının tükenebilecegine dayalı olarak geliştirilen Hybrid Reaktör Sis tem çalışmaları teorik ve deneysel bazda yürütülmektedir. Yapı lan çalışmalarla bir karşılaştırma imkanı da sağlamak üzere, bir hybrid blanketin öncelikle optimum geometrisi belirlenmiş, daha sonra da, bu geometriye ait malzeme yapısı parametrik bir çalış mayı gerçekleştirmek üzere değiştirilmiştir. Blanketin yakıt bölgesinde, fissile yakıt ve fissile yakıt la birlikte enerji üretimini sağlayacak klasik nükleer yakıtla rın (ThO ve Tabii-UO") yanısıra, nükleer reaktörlerden artık olarak çıkan aktinid yakıtlar da (Am02 ve CmO ) nümerik hesapla malara sokulmuştur. Saf Li 'un trityum üretim malzemesi ve Be 'un da reflektör olarak kullanıldığı blanketler, diğerleri arasında, nötronik performans kriteri açısından en iyi durumda olanlardır. Çalışma sırasında nötronik analiz ANISN nötron transport kodu yardimıyle ve S - P, yaklaşımıyle, (30 nötron + 12 Gamma) 42 gruplu CLAW-IV data paketi kullanılarak gerçekleştirilmiştir.
Özet (Çeviri)
vi ABSTRACT Hybrid Reactor System studies improved on to exhausting fis sile fuel sources which meet fuel needs of existing nuclear reactors (mainly Light Water Reactors) have been executed theorlcally and experimentally, including the purpose of compa ring with! the other studies made till now, in this study the optimum geometry of a hybrid blanket was determined firstly and after that the material structure belonging to this geometry was changed in order to reaiilze a parametric study. In the fuel zones of the different blankets, in addition to the classical nuclear fuels (ThO" and nat-UO_) assuring fissile fuel, and energy production, whether one of them or both of them at the same time, actinid fuels (AmO and CmO_) which are waste fuels from nuclear reactors were introduced into the numerical calculations. Blankets with pure lithium as the tritium producH ing 1 material and with Beryllium as reflector are the best ones among the others regarding with neutronic performance. The neutronic analysis throughout the study has been perform- ed with the help of the ANISN neutron transport code in the S_- P3 approximation using the 42 groups (30-neutron + 12-gam- ma-ray group) data library CLAW- IV.
Benzer Tezler
- Candu tüketilmiş yakıtının gençleştirilmesi için yarı katalize füzyon sürücülü hibrid reaktörün potansiyeli
Başlık çevirisi yok
ERTUĞRUL BALTACIOĞLU
- Robot sürüşü için doğrusal asenkron motor tasarımı
Design of linear induction motor as a robot actuator
ÖZGÜR ÜSTÜN
Yüksek Lisans
Türkçe
1992
Elektrik ve Elektronik Mühendisliğiİstanbul Teknik ÜniversitesiPROF. DR. NEJAT TUNÇAY
- Brand concept and image analysis of M.E.T.U. business school: A positioning approach
O.D.T.Ü. işletme okulunun kavram ve imajının analizi: bir pozisyonlama yaklaşımı
CİHAN KIRIMLI
Yüksek Lisans
İngilizce
1993
İşletmeOrta Doğu Teknik Üniversitesiİşletme Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. UĞUR ÇAĞLI
- A Case study on how an experienced fulbright teacher of English helped her students to development communicative competence meanin making and cultural awareness in a tefl literature classroom while studying a novel at METU
O.D.T.Ü. lisesinde tecrübeli bir fulbright İngilizce öğretmeninin edebiyat derslerinde öğrencilerin dil öğrenimi açısından, iletişim kurma, anlam çıkarma ve kültür öğrenme yetilerini geliştirmesine nasıl yardımcı ....
AZİZE BOŞNAK