Rapor
Permanent URI for this community
Browse
Browsing Rapor by All Authors "Adalıoğlu, Ulvi"
Now showing 1 - 20 of 31
Results Per Page
Sort Options
Item A modelled theory of pulsed-neutron experiments in fast subcritical assemblies(T.A.E.C., Çekmece Nuclear Research And Training Center, 1974) Adalıoğlu, Ulvi; Duderstadt, J. J.; TAEK-ÇNAEMThe time behavior of a neutron pulse in a fast subcritical assembly is modeled by approximating the spatial dependence by a single diffusion mode and using a simple model of inelastic scattering. This model allows an explicit calculation of the time response of a detector in such a system. Of particular interest is a study of the detector response in those situations in which the flux does not decay in an exponential fashion.Item ADIZIG : Değişken geometrik sınırlı ortamlar için iki boyutlu difüzyon kodu(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi, 1998-10) Adalıoğlu, Ulvi; Tunçel, R.; TAEK-ÇNAEMNötron difuzyon denkleminin çözümü için kullamlan kodlann hemen hemen hepsi sabit geometrik sınır şartlan altında çalışmaktadır. Gözönüne alman bütün ortamlar ve yapılar için bu yaklaşım yeterli doğrulukta sonuçlar vermektedir. Ağır sulu bir araştırma reaktörünün ÇNAEM Nükleer Mühendislik Bölümü’nde kavramsal dizaynı ve hesaplannın yapılması safhasında ortamların değişken sınırlannın farklı bir temsiline ihtiyaç doğmuştur. Böyle bir hesaplama aleti ile hem ortam dış sınırlan, hem de ortam içinde olabilecek kısmi materyel değişiklikleri, mesela kontrol çubuğu ithalleriyle ortaya çıkan yapıların temsili daha iyi olabilecektir. Değişken yönlü implisit metodu kullanarak difuzyon denklemlerini çözen bu kod silindirik dış yüzeyleri eşdeğer basamaklı bir yapıyla değiştirmekte ve ortamı iki boyutlu hale getirmektedir. Bu rapor kodu tanıtmakta ve giriş datasının hazırlamşı ile diğer gerekli bilgileri vermektedir.Item Ağır sulu reaktörler kısım I - dizayn, güvenlik, işletme tecrübesi ve yakıttan faydalanma(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi, 1984-12) Adalıoğlu, Ulvi; Göktepe, B. Gül; TAEK-ÇNAEMGelişmekte olan ülkelerden biri olan Türkiye'de gelecekteki enerji arz ve talep açığını karşılamak üzere uzun zamandan beri nükleer enerji alternatifi başlıca çözüm yolu olarak görülmektedir. Kurulacak bir nükleer sanayinin ilk adımının ilerdeki gelişmelere açacağı yollar ve imkânlar dolayısıyle önemi çok büyüktür. Kısıtlı ekonomik imkanlara sahip gelişmekte olan bir ülke başlangıç safhasında seçeceği nükleer teknoloji hususunda pek titiz davranmak zorundadır. Bu düşünceler ışığı altında, ticarî olarak kullanılmakta olan ağır sulu reaktörlerin, en yaygın ticari reaktör tipi olan hafif sulu reaktörler karsısındaki durumunun ortaya çıkarılması istenilmektedir. Bu çalışmada ağır sulu reaktör tipi olarak seçilen CANDU'lar, zaman zaman hafif sulu reaktörlere ait bilgilerle karşılaştırılarak - Sistemin dizaynı ve nükleer emniyet özellikleri, - Kaynaklardan faydalanma ve materyel talebi, - İşletme tecrübesi, - Tesis ve enerji maliyeti bakımından ekonomisi, - Gelişme potansiyeli konularına göre İncelenmektedir.Item AIREK-MOD kodunun yeni versiyonu ve TR-2 transiyent analizlerinde uygulanışı(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi, 1985-09) Arıkan, H. İbrahim; Adalıoğlu, Ulvi; TAEK-ÇNAEMAIREK-MOD kodu,araştırma reaktörlerinin geri beslemeli kinetiğini ele almaktadır. Termodinamik parametrelerin sıcaklıkla değişimi kod'a altprog- ramlar halinde dahil edilerek TR-2 ve TRIGA araştırma reaktörlerine uygulaması yapılmıştır.Rapor kodun yeni versiyonumu tanıtmaktadır.Item Allcut - auto : an automatic data search and fault tree evaluation program(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi, 1990-08) Azaklıoğulları, M. Ünal; Adalıoğlu, Ulvi; 141291; TAEK-ÇNAEMALLCUT AUTO; CANDU tipi reaktörlerdeki sistemlerin güvenirlik ve bağlı olarak hata ağaçları değerlendirmelerini yapmak üzere, ALLCUTS programı esas alınarak, ÇNAEM'de geliştirilmiş bir bilgisayar programıdır. Bunun için CANDU reaktörüne ait bileşen veri tabanı ve hata ağaçlarındaki temel olaylar, sistemlere, bileşenlere ve bu bileşenlerin arıza modlarına göre geliştirilen bir bilgi kodlama sistemi ile kodlanmış ve bu bilgiler VAX 11/750 bilgisayarına depolanarak çok sayıda bilgi dosyası oluşturulmuştur. Program vasıtasıyla, incelenmesi istenen sistemin oluşturulan hata ağaçlarının temel olayları için gerekli bilgiler, depolanan bilgi dosyalarından herbir bileşen için otomatik şekilde aranarak bulunmakta ve gözönüne alınan sistem, güvenilirlik açısından değerlendirilmektedir. Program, VAX 11/750 bilgisayarında çalıştırılmış ve test edilmiş durumdadır.Item Alternatif enerji kaynakları : Jeotermal enerji, güneş enerjisi, rüzgar enerjisi(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi, 1995-05) Erdoğan, Adem; Adalıoğlu, Ulvi; Alağöz, Ethem; Taylan, Sinan; Anaç, Hakan; İşyar, Arif; TAEK-ÇNAEMItem Application of bayesian analysis to the losses of offsite power for Akkuyu NPP site(Turkish Atomic Energy Authority, Çekmece Nuclear Research And Training Center, 1986-12) Adalıoğlu, Ulvi; TAEK-ÇNAEMBayes analiz tekniği kullanılarak Akkuyu santral mahalli için dış elektrik gücünün kaybına ait tekerrür sayılan ve kayıp sürelerine ait data analiz edilmiştir. Ortalama tekerrür sayısı (frekansı) ve belli bir zaman aralığında elektrik gücünün gelmemesi ihtimalleri hesaplanmıştır.Item Araştırma reaktörlerinin geri beslemeli nokta kinetik analizi üzerine bir çalışma(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi, 1984-11) Arıkan, H. İbrahim; Adalıoğlu, Ulvi; TAEK-ÇNAEMBu raporda %20 ve %93 zenginlikte uranyum yakıtıyla yüklenen TRIGA ve TR-2 araştırma reaktörlerinin sıcaklığa bağlı geri beslemeli kinetiği İncelenmektedir. Bir ve iki sıcaklık modelleriyle reaktörlerin soğuması temsil edilmektedir. Çeşitli adım şeklindeki pozitif reaktivite ithallerine göre İzafî nötron yoğunluğu, ters peryod ile yakıt ve moderatör sıcaklık artımlarının zamana göre değişimi AIREK- MOD koduyla hesap edilmiştir.Item Dar ve düşey dikdörtgen kanallarda akış ve soğuma(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi, 1997-07) Adalıoğlu, Ulvi; Arıkan, H. İbrahim; Baykal, Adnan; Yavuz, Hasbi; TAEK-ÇNAEMDar düşey kanallarda soğutucu akışkanın akışı ve kanal içinde olan ısı transferinin tesbiti gittikçe önem kazanan bir konu olmuştur. Olay öncelikle düşük eneji transferleri ve akış hızlan için, yani laminar akışlar için tetkik edilmiştir. ÇNAEM ‘de kurulu TR-2 reaktöründe soğuma 2.1 mm genişliğinde dar, düşey kanallarla olmaktadır. Yakıt plakalarının yüzeyleriyle temsil edilen her iki kanal yüzeyinden zorlamalı konveksiyonla ısı transferi olmaktadır. Kaza durumlannda tabii konveksiyonla olması gereken soğuma güvenlik bakımından çok önem kazanmaktadır. TR-2 soğuma kanallarını simüle etmek üzere kurulan deney setinde taklid yakıt plaka aralıkları ve plakaların güçü parametre olarak kabul edilip laminar bölgede bir seri ölçme yapılmıştır. Akışkan olarak hava kullanılmıştır, integral bazı değerler, mesela Nusselt sayısının değişimi elde edilmiştir. Bu deneysel çalışmanın teorik tahkikini yapmak üzere sıkıştırılamaz akışkanlara dar kanallarda serbest konveksiyonunu ifade eden basitleştirilmiş Navier-Stokes denklemleri ince ızgara üzerinde çözülmüş ve akış özellikleri ile integral değerler (yani Nusselt sayısı) elde edilmiştir. Deney ve teori karşılaştırlımıştır.Item Dar ve düşey kanallarda akış ve ısı transferinin deneysel etüdü(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi, 1998-01) Arıkan, H. İbrahim; Baykal, Adnan; Adalıoğlu, Ulvi; Yavuz, Hasbi; TAEK-ÇNAEMElektronik bordlann ve bazı tesislerin sistemlerinde bulunan düşey kanal tipi yapıların serbest konveksiyonla soğutulması son senelerde önem kazanmıştır ÇNAEM’ deki TR-2 reaktörü gibi plaka yakıtlı ve havuz tipi araştırma reaktörleri çok dar (2.1 mm genişlikte) ve düşey dikdörtgen soğutma kanallarına sahiptir. Herhangi bir kaza veya soğutma sistemi kaybı halinde bu kanallarda soğuma serbest konveksiyonla olacaktır. Serbest akış ısı transferiyle yeterli soğumanın sağlandığının ispatı güvenlik düşüncelerini gerektirmektedir. TR-2 reaktörü soğuma kanallarım simüle etmek üzere kurulan basit bir deney düzeneği çeşitli güç ve kanal aralıkları için çalıştırılmıştır. Yakıt plakaları doğru akım dirençleri ile ısıtılmakta olup kanal içinde ve civarında çeşitli noktalarda sıcaklık ölçmeleri bakır konstantan tennoçiftlerle yapılmaktadır. Kanal için hesaplanan ortalama Nu ve Ra sayılarıyla nümerik sonuçlar mukayese edilmiştir. Akışkan havadır.Item Difüzleyici ve termalize edici ortamlarda nötron transportu(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi, 1994-04) Kaya, Şadi; Adalıoğlu, Ulvi; TAEK-ÇNAEMDeğişik termalize edici ve difüzleyici ortamlarda nötron transportu tek boyutlu olarak İncelenmektedir. Ortamlara ait tesir kesitleri kütüphanesi gene tek boyutlu modellerle geometri faktörleri gözönüne alınarak elde edilmektedir. Ortamlarda toplam grup akılan ve açısal grup akılan elde edilmektedir. Bilhassa belli noktalardaki belli yöne doğru olan akıların tayini üzerinde durulmaktadır. Hesap sonuçlan deney ve başka hesap sonuçlarıyla karşılaştırmaktadır.Item DOSER-ÇNAEM : Radyolojik kazalarda çevreye verilen doz hesabı için bir kod(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi, 2004-07) Aytekin, Ayşe; Adalıoğlu, Ulvi; Turgut, Mehmet Hulusi; TAEK-ÇNAEMTR-2 reaktörü güvenlik analiz raporunun revize edilmesi için 1995 yılında başlanılan çalışma kapsamında TR-2 reaktöründe düşünülen olası en büyük kaza sonucu çevreye salıverilen radyoizotopların ortaya çıkaracağı doz değerlerinin yeni güvenlik kriterlerine göre tesbit edilmesi gerekmiştir. Bu doz hesaplan için ANL’de geliştirilmiş bir kod olan DOSER[1] kodu kullanılmıştır Kod bir çok değişikliklerle daha çok seçeneği kapsayacak hale getirilmiş ve aynca yapısı da büyük oranda değiştirilmiştir. Kod üzerinde yapılan en önemli değişiklikler bulut seyrelmesi için yeni modeller ile bulut hacminin sonlu olmasından dolayı olan sonlu bulut düzeltmeleridir.Item FUKMOD : radyoaktif izotop zincirleri hesabı için çok amaçlı bir kod(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi, 1989-12) Üstün, Gülsen; Turgut, Mehmet Hulusi; Adalıoğlu, Ulvi; TAEK-ÇNAEMNükleer reaktörlerde kalp içindeki izotop yoğunluklarının zamanla değişimi reaktör işletimi açısından hem de reaktör kazalarında çevreye intikal edecek aktivite ve doz hesapları yönünden önemidir. YANMA0 ve YANMA1 kodlarıyla uranyumla çalışan bir reaktörde belli fisil izotop ve fisyon ürünlerinin zamana bağlı sayısal yoğunlukları en fazla dört gruplu olarak hesaplanmaktadır. FUK koduyla herhangi bir fisyon ürünü zincirindeki fısyon ürünlerinin zamanla değişimi reaktörün belli bir süre belli bir güç seviyesinde çalışması durumunda bir gruplu olarak hesaplanmaktadır Reaktörün devamlı çalışması ya da belli bir zaman çalışıp belli bir zaman durması hallerinde herhangi bir fisil izotop ve/veya fisyon ürünü zincirindeki izotopların zamanla değişen sayısal yoğunluklarının hesabı için genel bir koda ihtiyaç duyulmuştur. Bu amaçla FUK’da bazı değişiklikler yapılarak kod genel bir hesaplama aleti haline getirilmiştir. FUK’un değiştirilmiş yeni şekli olan FUKMOD kodunda: - İstenilen fisil izotop veya fisyon ürünü zinciri verilerek çözüm bulunmaktadır. - Grup sayısı beşe çıkarılmıştır. - Değişik zaman adımlarında değişik akı seviyeleri için hesap yapılabilmektedir. - Reaktörde ışınlanan malzemelerde üreyen izotoplar hesaplanabilmektedir.Item IBD kodu - iki boyutlu çok gruplu nötron difüzyon kodu(T.C. Başbakanlık Atom Enerjisi Komisyonu, Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi, 1978) Tuncel, Raşit; Adalıoğlu, Ulvi; TAEK-ÇNAEMIBD kodu iki boyutlu, çok gruplu, çok bölgeli x-y ve r-z geometriklerinde ve çeşitli sınır şartlarında direk, adjoint nötron akıları ile güç dağılımını hesap etmektedir. Sonlu fark difüzyon ve adjoint akı denklemleri ileri yoketme geri, yerine koyma metodu ile çözülmektedir. Denklemlerin çözümünde iki iterasyon mevcut olup iç iterasyonda Liebman hızlandırması dış iterasyonda da Chebyshev hızlandırması kullanılmıştır. Kod FORTRAN 4 lisanı ile yazılmış olup IBM-370'e göre hazırlanmıştır.Item IBD-1 : two dimensional, multigroup neutron diffusion code(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi, 1985-10) Adalıoğlu, Ulvi; Tuncel, Raşit; TAEK-ÇNAEMÇBAEM’de yazılmış olan IBD kodu iki boyutlu çok gruplu nötron difüzyon denklemlerini çözmekte kullanılmaktadır. Programdaki iç ve dış iterasyonları Liebman ve Chebyshev metodları hızlandırmaktadır. Programın iç iterasyonunun yakınsamasını geliştirmek üzere "ardışık blok overrelaksasyon" metodundan faydalanılmıştır. Bu metodun en basiti, bir satır ardışık overrelaksasyon IBD koduna tatbik edilmiştir.Item IBD-1L : One line overrelaxation code for diffusion theory calculations (an improved version of IBD - 1 code)(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi, 1989-07) Adalıoğlu, Ulvi; Tuncel, Raşit; Hesaplamalar; TAEK-ÇNAEMBir kaç yıl önce iki boyutlu, birkaç gruplu difüzyon denklem lerinin çözümünü hızlandırmak için blok overrelaksasyon metodu IBD koduna tatbik edilmişdi. Tek satır overrelaksasyonunun iç iterasyonun yakınsamasını büyük ölçüde iyileştirdiği, fakat kullanılan algoritma dolayısıyla harcanan CPU zamanının eskisine göre arttığı görülmüşdü. Çekmece Nükleer Araştırma Merkezi'ndeki VAX/11-750 makinesinde test edilen IBD-1 kodunun yeni versiyonu CPU zamanını büyük mikyasda azaltan bir algoritmaya sahiptir. Gerçekten de IBD-1L kodunun, IBD koduna nazaran yaklaşık 1.41 kere daha hıizlı olduğu görülmüştür.Item IBD-2L : two line overrelaxation code for diffusion theory calculations(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi, 1990-10) Adalıoğlu, Ulvi; TAEK-ÇNAEMBir kaç yıl önce iki boyutlu, birkaç gruplu difüzyon denklem lerinin çözümünü hızlandırmak için bir satır blok overrelaksasyon metodu IBD koduna başarıyla tatbik edilmişdi. Aynı algoritmayı kullanarak bu sefer iç iterasyon için iki satır overrelakzasyonu uygulanmıştır. VAX/11-750 makinesinde test edilen yeni kod, IBD-2L bir satır kodundan daha hızlıdır. Problemin karmaşıklığına göre CPU zamanındaki kazanç % 12 ilâ 40 arasındadır. Ayni yakınsama kriteri için kafes yapısı büyüdükçe zaman kazancı da artıyor görünmektedir.Item IBDADI : değişken yönlü implisit difüzyon kodu(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi, 1993-01) Adalıoğlu, Ulvi; TAEK-ÇNAEMSonlu fark difüzyon denkleminin çözümü için ardışık overrelaksasyon ve Chebyshev yarı iteratif tekniğinden başka değişken yönlü implisit (ADI) tekniği kullanılabilir. Bu teknik bir çok hâllerde yakınsama hızını oldukça arttırmaktadır. Bu rapor Nükleer Mühendislik bölümünde yazılmış olan sonlu fark difüzyon koduna iç iterasyonu hızlandırmak üzere ADI tekniğinin uygulanmasını ve elde edilen neticeleri ihtiva etmektedir.Item IBIND : nokta çevrimsel chebyshev yarı iteratif difüzyon kodu(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi, 1992-01) Adalıoğlu, Ulvi; TAEK-ÇNAEMNokta ve satır bazında overrelaksasyon ile difüzyon denkleminin iç iterasyon çözümü hızlandırılmaktadır. Grup difüzyon denkleminin katsayılar matrisinin çevrimsel özelliğinden faydalanarak iç iterasyonda Chebyshev Yarı iteratif tekniği de kullanılabilir. Eğer matris difüzyon denklemi daha küçük boyutlardaki küple olmıyan denklemlere dönüştürülürse bu denklemlerin çevrimsel Chebyshev yarı iteratif tekniklerle daha hızlı çözümü mümkün olmaktadır. Bu raporda bildirilen IBIND kodu yarı iteratif tekniklerin en basiti olan nokta çevrimsel Chebyshev yarı iteratif tekniğini orijinal denklem takımına uygulamaktadır. Yarı iteratif tekniklerin teori ve tatbikatında tecrübe kazanılmış olup elde edilen neticeler nokta ardışık overrelaksasyon (hızlandırılmış Liebman) kodu IBD sonuçları ile karşılaştırılmıştır, Kod VAX 11/750 de test edilmiştir.Item IBIND1L : bir satır çevrimsel Chebyshev yarı iteratif difüzyon kodu(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi, 1992-05) Adalıoğlu, Ulvi; TAEK-ÇNAEMThe coefficient matricis of group diffusion equation are 2-cyclic and if a special grouping of mesh points is used, the reduced uncoupled equations may also be 2-cyclic, then the Chebyshev semi - iterat ive methods applied to the cyclically reduced matrix equations have same asymptotical rate of convergence with the corresponding SOR technique, but better average rates of convergences. If the coefficient matrix is symmetric, then the rate of convergences would be even better. 1-line grouping of mesh points does not produce 2-cyclic matricis. But Chebyshev semi iterative technique can also be applied to the block partitioned original equations obtained by doing so. This report summarizes the results of the Chebyshev semi-iterative technique applied to the original equations which are partitioned according to the 1-line basis. Comparisons showed good agreements between the results of IBIND1L and the similar codes, such as GEREBUS which uses same accelaration method.