Flinabe blanketli APEX hibrit reaktöründe nötron akısı hesaplamaları
Neutron flux calculations in APEX hybrid reactor with flinabe blanket
- Tez No: 268777
- Danışmanlar: YRD. DOÇ. DR. ALİ ARASOĞLU
- Tez Türü: Yüksek Lisans
- Konular: Fizik ve Fizik Mühendisliği, Physics and Physics Engineering
- Anahtar Kelimeler: APEX, MCNP-X, Flinabe, Hibrit Blanket, Nötron Akısı, Monte Carlo Yöntemi, Nöronlar, Nötron kaynağı, Nötron reaksiyonları, APEX, MCNP-X, Flinabe, Hybrid Blanket, Neutron Flux, Monte Carlo Method, Neurons, Neutron source, Neutron reactions
- Yıl: 2010
- Dil: Türkçe
- Üniversite: Yüzüncü Yıl Üniversitesi
- Enstitü: Fen Bilimleri Enstitüsü
- Ana Bilim Dalı: Fizik Ana Bilim Dalı
- Bilim Dalı: Belirtilmemiş.
- Sayfa Sayısı: Belirtilmemiş.
Özet
Bu çalışmada Flinabe (35:27:38) blanketli APEX hibrit reaktörünün MCNP-X bilgisayar programında modellemesi (simülasyonu) yapıldı. Program yardımıyla APEX hibrit reaktöründe UF ve ThF katkılı (% 0 -% 12) blanketler kullanılarak reaktör boyunca nötron akısı hesaplamaları yapıldı. Hesaplamalar sonucu nötron akısında ciddi bir artışın olmadığı gözlendi. Ayrıca nükleer reaksiyonlar sonucu nötronların blankette ve reaktör boyunca oluşturduğu radyoizotoplar ile yarı ömürleri nükleer tablolar yardımıyla tespit edildi.Sonuç olarak hibrit balanket tasarımında, reaktör yapı bileşenlerinin kullanılabilir ömürlerinin olumsuz yönde etkilenmediği belirlendi.
Özet (Çeviri)
In this study APEX Hybrid reactor with Flinabe (35:27:38) blanket was simulated by computer program of MCNP-X. By means of the program, neutron flux calculations were made throughout the reactor via using UF and ThF - doped (% 0-% 12) blankets in APEX hybrid reactor. No considerable increase in neutron flux was detected as a result of calculations. Besides, radioisotopes which were formed by neutrons ?produced in nuclear reactions- in balanket and throughout the reactor and half-life of these radioisotopes were determined by means of nuclear tables.In conclusion, it was determined that available life-times of structure components of reactor were not negatively affected in hybrid blanket design.
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
- Toryum yakıtlı bir füzyon-fisyon reaktöründe farklı lityum bileşiklerinin kullanılmasının reaktör performansına etkilerinin incelenmesi
Investigation of the effecets of a reactor performance on using different lityum compounds in a fusion-fission reactor fuelling with thoruim
OKHAN DURUKAN
Yüksek Lisans
Türkçe
2007
Makine MühendisliğiNiğde ÜniversitesiMakine Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DOÇ.DR. KADİR YILDIZ
- Bir füzyon-fisyon reaktöründe TRISO kaplamalı CANDU nükleer yakıt atıklarının nötronik analizi
Neutronic analysis of TRISO coated CANDU spent fuel in a fusion-fission hybrid reactor
HAKAN TAŞKOLU
Yüksek Lisans
Türkçe
2010
Makine MühendisliğiGazi ÜniversitesiMakine Eğitimi Ana Bilim Dalı
DOÇ. DR. ADEM ACIR
- Hibrid reaktör nükleer yakıt çubuklarındaki sıcaklık dağılımının sonlu elemanlar metodu ile sayısal analizi
Numerical analysis of temperature distribution in hybrid reactor nuclear fuel rods by finite elements method
SÜLEYMAN TAŞ
Yüksek Lisans
Türkçe
2017
Nükleer MühendislikGazi ÜniversitesiEnerji Sistemleri Mühendisliği Ana Bilim Dalı
PROF. DR. ADEM ACIR
- Bir manyetik füzyon nükleer reaktörünün nötronik analizinin yapılması
Neutronic analysis of a magnetic fusion nuclear reactor
ALPER KARAKOÇ
Yüksek Lisans
Türkçe
2019
EnerjiBaşkent ÜniversitesiEnerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
DR. ÖĞR. ÜYESİ ÖZGÜR EROL
PROF. DR. SÜMER ŞAHİN