Browsing by All Authors "Alim, Fatih"

Now showing 1 - 13 of 13
  • Thumbnail Image
    Item
    Hayali bir nükleer tesisin fiziksel koruma programının hazırlanması ve olası senaryolar üzerinden değerlendirilmesi
    (Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, 2017-11) Akbay, Berk; Alim, Fatih; TAEK-NGD
    Bu tez çalışmasında nükleer tesislerin ve nükleer maddelerin fiziksel korunması konusunda çok önemli bir belge olan fiziksel koruma programının oluşturulması ve değerlendirilmesi çalışmalarına katkı sunulmuştur. Bu amaçla fiziksel korumanın temel öğeleri, fiziksel koruma programının özellikleri, nükleer araştırma reaktörleri özelinde tehditler, hedefler, riskler ve bu etkenlerden kaynaklanan fiziksel koruma zorlukları incelenmiş, hayali bir araştırma reaktörü için bir fiziksel koruma programı taslağı hazırlanmıştır. Nükleer güç santralleri ve nükleer araştırma reaktörlerinin fiziksel korunmasına yönelik farklar belirlenmiştir. Farklı ülkelerin fiziksel koruma uygulamaları ve düzenlemeleri üzerine araştırmalar yapılmıştır. Nükleer tesislerin fiziksel koruma sistemlerinin değerlendirilmesi ve özellikle fiziksel koruma sistemlerinin değerlendirilmesinde çok önemli bir araç olan senaryo analizleri hakkında bilgiler verilmiştir. Senaryo analizleri konusu hayali bir nükleer tesisin fiziksel koruma sisteminin, hazırlanan senaryolar ile değerlendirilmesiyle pekiştirilmiştir. Emniyet değerlendirmelerinde bulunacak ekip ve kalite yönetimi konusunda tavsiyelerde bulunulmuştur. Fiziksel koruma programında bulunması gereken tüm konular değerlendirilirken kaynak teşkil etmesi amacıyla iyi uygulamalar derlenmiştir. Düzenleyici kurumun ve uygulayıcının nükleer tesislerde fiziksel korunmanın uygun seviyede sağlandığından emin olması için tesis ömrünün her aşamasındaki sorumlulukları da tez kapsamında sunulmaktadır.
  • Thumbnail Image
    Item
    Heuristic rules embedded genetic algorithm for in-core fuel management optimization
    (The Pennsylvania State University, The Graduate School, Department of Mechanical and Nuclear Engineering, 2006-05) Alim, Fatih; Ivanov, Kostadin N.; Bölüm Yok
    The objective of this study was to develop a unique methodology and a practical tool for designing loading pattern (LP) and burnable poison (BP) pattern for a given Pressurized Water Reactor (PWR) core. Because of the large number of possible combinations for the fuel assembly (FA) loading in the core, the design of the core configuration is a complex optimization problem. It requires finding an optimal FA arrangement and BP placement in order to achieve maximum cycle length while satisfying the safety constraints. Genetic Algorithms (GA) have been already used to solve this problem for LP optimization for both PWR and Boiling Water Reactor (BWR). The GA, which is a stochastic method works with a group of solutions and uses random variables to make decisions. Based on the theories of evaluation, the GA involves natural selection and reproduction of the individuals in the population for the next generation. The GA works by creating an initial population, evaluating it, and then improving the population by using the evaluation operators. To solve this optimization problem, a LP optimization package, GARCO (Genetic Algorithm Reactor Code Optimization) code is developed in the framework of this thesis. This code is applicable for all types of PWR cores having different geometries and structures with an unlimited number of FA types in the inventory. To reach this goal, an ıv innovative GA İs developed by modifying the classical representation of the genotype. To obtain the best result in a shorter time, not only the representation is changed but also the algorithm is changed to use in-core fuel management heuristics rules. The improved GA code was tested to demonstrate and verify the advantages of the new enhancements. The developed methodology is explained in this thesis and preliminary results are shown for the VVER-1000 reactor hexagonal geometry core and the TMI-1 PWR. The improved GA code was tested to verify the advantages of new enhancements. The core physics code used for VVER in this research is Moby-Dick, which was developed to analyze the VVER by SKODA Inc. The SIMULATE-3 code, which is an advanced two- group nodal code, is used to analyze the TMI-1.
  • Thumbnail Image
    Item
    Heuristic rules embedded genetic algorithm to solve VVER loading pattern optimization problem
    (Azerbaijan National Academy of Sciences Institute of Radiation Problems ve Turkish Atomic Energy Authority, 2006) Alim, Fatih; Ivanov, K.; TAEK-NGD
    Loading Pattern (LP) optimization is one of the most important aspects of the operation of nuclear reactors. A genetic algorithm (GA) code GARCO (Genetic Algorithm Reactor Optimization Code) has been developed with embedded heuristic techniques to perform optimization calculations for in-core fuel management tasks. GARCO is a practical tool that includes a unique methodology applicable for all types of Pressurized Water Reactor (PWR) cores having different geometries with an unlimited number of FA types in the inventoiy. GARCO was developed by modifying the classical representation of the genotype. Both the genotype representation and the basic algorithm have been modified to incorporate the in-core fuel management heuristics rules so as to obtain the best results in a shorter time. GARCO has three modes. Mode 1 optimizes the locations of the fuel assemblies (FAs) in the nuclear reactor core, Mode 2 optimizes the placement of the burnable poisons (BPs) in a selected LP, and Mode 3 optimizes simultaneously both the LP and the BP placement in the core. This study describes the basic algorithm for Mode 1. The GARCO code is applied to the WER-1000 reactor hexagonal geometry core in this study. The “Moby-Dick” is used as reactor physics code to deplete FAs in the core. It was developed to analyze the WER reactors by SKODA Inc. To use these rules for creating the initial population with GA operators, the worth definition application is developed. Each FA has a worth value for each location. This worth is between 0 and 1. If worth of any FA for a location is larger than 0.5, this FA in this location is a good choice. When creating the initial population of LPs, a subroutine provides a percent of individuals, which have genes with higher than the 0.5 worth. The percentage of the population to be created without using worth definition is defined in the GARCO input. And also age concept has been developed to accelerate the GA calculation process in reaching the optimum solutions. The computing time is divided into ages. It can be stated that the classical GA has only one age. It is assumed that in each age the operators work with a group of genes instead of with all of the genes. These groups are created according to in-core fuel management heuristic rules.
  • Thumbnail Image
    Item
    Material type and safeguardability considerations for innovative sodium fast reactors fuel including different minor actinides compositions
    (Institute of Nuclear Materials Management (INMM ), 2012-07) Renda, G.; Alim, Fatih; Cojazzi, G. G. M.; Peerani, P.; Bölüm Yok
    According to the Generation IV International Forum Technology Roadmap, Sodium Fast Reactors (SFR) could be a promising technology for minor actinides management. In view of a much higher radiological barrier, the addition of minor actinides to fresh fuel assemblies would change the way in which fresh fuel can be stored and handled, impacting not only on routine operations but also on the activities carried out during international safeguards inspections. While it is generally considered that the presence of minor actinides in fresh fuel assemblies would decrease the attractiveness of this potential target for a proliferator willing to divert nuclear material - thus increasing the proliferation resistance of the entire facility -, it might have perverse repercussions on the overall safeguardability of the target. In particular, the presence of minor actinides might complicate the measurement activities performed by safeguards inspectors during physical inventory verifications (PIV). The level of impact depends on the actual composition of the available fuel and might affect the current safeguards approach. This paper will present some considerations on a) the fuel assemblies’ material composition and its attractiveness for a potential weaponisation phase, b) the potential increase of the PR of a system employing MA-bearing fresh fuel, and c) the safeguardability of MA-bearing fuel assemblies.
  • Thumbnail Image
    Item
    Modeling of existing beam-port facility at PSU breazeale reactor by using MCNP5
    (PHYSOR 2004, 2004-04) Sarıkaya, Barış; Alim, Fatih; Ivanov, Kostadin; Ünlü, Kenan; Brenizer, Jack; Azmy, Yousry; Bölüm Yok
    The Radiation Science and Engineering Center facilities at the Pennsylvania State University (PSU) include the Penn State Breazeale Reactor, gamma irradiation facilities, and various radiation detection and measurement laboratories. Due to inherited design issues with the current arrangement of beam ports and reactor core-moderator assembly, the development of innovative experimental facilities utilizing neutron beams is extremely limited. Therefore, a new core-moderator location in PSBR pool and beam port geometry was needed to be developed. A study is underway with the support of DOE-INIE funds to examine the existing beam ports for neutron output and to investigate new moderator and beam- port designs to produce more useful neutron beams. The overall system for this study consists of two major parts, the core model and beam port model. Core calculations are performed by using a three dimensional nodal diffusion code ADMARC-H. Beam port calculations are performed with the MCNP code. An interface program has been developed at PSU to link the diffusion code to the neutron transport code. The MCNP model consists of the D2O tank, graphite reflector block, and beam port tube with their surroundings. The results of the PSU package show good agreement with the experimental data.
  • Thumbnail Image
    Item
    Nükleer emniyet denetimlerinde dikkat edilmesi gereken hususlar ve cezai yaptırımlar konusunda ülkemiz uygulamalarının diğer ülke uygulamaları ile karşılaştırılması
    (Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, 2017-11) Can, Yusuf; Alim, Fatih; TAEK-NGD
    Bu tezde ülkemiz sınırları içinde barışçıl nükleer faaliyetlerde kullanılan nükleer maddeler ile nükleer tesislerin sabotaj, hırsızlık ve diğer kötü niyetli faaliyetlere karşı korunması amacıyla alınan nükleer emniyet tedbirlerinin, düzenleyici gerekliliklere uygun bir şekilde yerine getirildiğini garanti altına almak amacıyla gerçekleştirilen nükleer emniyet denetimleri ele alınmaktadır. Tezde, tespit etme sistemlerinin çalışma prensibi, kurulum kıstasları, bakım ve onarım prosedürleriyle ilgili genel bilgilere yer verilmiştir. Akabinde, bu tespit etme sistemleri aracılığıyla oluşan alarmların değerlendirmesi hususu da aynı derecede öneme sahip olması nedeniyle performansa dayalı ve kuralcı yaklaşım yöntemiyle ele alınmıştır. Denetçinin işlevselliklerini kontrol etmekle sorumlu olduğu yapı, sistem ve bileşenlerin denetiminde değerlendirilecek hususlar ele alınmıştır. Bu amaçla denetimlerde uygulanmak üzere mülakat soru listesi ve kontrol listeleri hazırlanmıştır. Bu çalışma ile nükleer emniyet denetimlerine ilişkin bir takım tavsiyelerde bulunulmuş, mevcut uygulamalar ile ilgili geliştirilmesi gereken hususlar belirtilmiştir. Düzenleyici denetimlerde tespit edilen kusur, eksiklik ve ihlallere yönelik ülkemiz yaptırım uygulamaları Amerika Birleşik Devletleri, Fransa, Japonya ve Rusya Federasyonu’nun uygulamaları ile karşılaştırılmıştır. Bu bağlamda, nükleer emniyet denetimlerinde karşılaşılabilecek muhtemel kusur, eksiklik ve ihlal örnekleri oluşturulmuş ve önem seviyelerine göre sınıflandırılarak yaptırım uygulamalarına bir referans teşkil etmesi amaçlanmıştır. Bu tez ile radyolojik sonuçlarla neticelenebilecek kötü niyetli faaliyetlerin önlenmesine ve ulusal nükleer emniyet rejiminin gelişmesine katkı sağlanması amaçlanmıştır.
  • Thumbnail Image
    Item
    Nükleer emniyet olaylarında ulusal karşılık verme planı
    (2017-11) Coşar, Miray; Alim, Fatih; TAEK-NGD
    Tez çalışmasında, Türkiye’de meydana gelebilecek nükleer emniyet olaylarına karşılık vermek üzere birden fazla kurum ve kuruluşun görev aldığı örnek bir ulusal karşılık verme planı hazırlanmıştır. Nükleer emniyet olaylarında ulusal karşılık verme planının amacı, uygulanacak müdahale faaliyetlerinin tanımlanması ve bu faaliyetleri yürütmekle görevli kurum ve kuruluşların belirlenmesidir. Bu amaçla, hazırlanan ulusal planda yer alan yetkili kurum ve kuruluşların yasal düzenlemeleri incelenerek olaylara müdahale süreci tanımlanmıştır. Ayrıca müdahale süreci oluşturulurken Uluslararası Atom Enerjisi Ajansı tarafından yayımlanan konu ile ilgili dokümanlardan da faydalanılmıştır. Müdahale sürecinde, kurumlararası koordinasyondan sorumlu olan ulusal kurumlar belirlenmiştir. Nükleer emniyet olaylarında karşılık verme planına ilişkin, olayın tespit edilmesi, olay hakkında ilk bildirimin yapılması ve bildirim süresi, olay yeri yönetimi, iletişim merkezleri, uluslararası kuruluşlara bildirim ve olay soruşturması olmak üzere yürütülecek tüm müdahale faaliyetleri tezde tanımlanmıştır. Çalışma sonucunda, oluşturulan örnek ulusal müdahale planı ile birlikte diğer ülkelerin mevzuatı doğrultusunda ulusal mevzuata öneriler getirilmiştir.
  • Thumbnail Image
    Item
    Nükleer güvence denetimlerini planlama, yürütme, değerlendirme ve Uluslararası Atom Enerjisi Ajansına raporlama sürecinde dikkat edilecek unsurlar
    (Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, 2019-01) Mermer, Taha Hüseyin; Alim, Fatih; TAEK-NGD
    Bu tezde uluslararası nükleer silahsızlanma çabaları sonucunda, Türkiye’nin de taraf olduğu Nükleer Silahların Yayılmasının Önlenmesi Antlaşması’nın yürürlüğe girmesiyle birlikte Güvence Denetimi Anlaşması ve sonrasında bu Anlaşma’ya ilave Ek Protokol kapsamına giren yükümlülüklere ve denetim faaliyetlerine detaylı olarak yer verilmiştir. Güvence Denetimi Anlaşması ve Ek Protokol gereği gerçekleştirilen nükleer güvence denetimlerine ek olarak nükleer madde sayım ve kontrol sisteminin de bir bölümünü oluşturan nükleer madde sayım raporları ve bildirimleri kapsamlı bir şekilde incelenmiştir. Tez çalışması ile nükleer madde sayım raporlarının ve bildirimlerin uluslararası geçerliliği olan düzende, eksiksiz ve zamanında hazırlanıp Uluslararası Atom Enerjisi Ajansı’na sunulmasına yönelik yol gösterici bir doküman geliştirilmesi hedeflenmiştir. Tez kapsamında nükleer güvence ile ilgili temel kavramlar, Uluslararası Atom Enerjisi Ajansı tarafından yürütülen nükleer güvence denetimleri ve bu denetimlerde kullanılan ekipman ele alınmıştır. Akabinde, nükleer madde sayım kontrol sistemi tüm hatlarıyla incelenerek ilgili raporlar ve bildirimlerin nasıl hazırlanacağı örnek uygulamalarla desteklenerek açıklanmıştır. Açık kaynaklarda yer aldığı kadarıyla Amerika Birleşik Devletleri, Rusya Federasyonu, Finlandiya ve Japonya’nın nükleer güvence uygulamalarına değinilmiştir. Tez çalışması sonucunda nükleer güvence denetimlerinin uygulanmasına ilişkin bir takım tavsiyelerde bulunulmuş, mevcut uygulamalar ile ilgili geliştirilmesi gereken hususlar belirtilmiştir. Bu kapsamda hâlihazırda planlanan nükleer güç santrali projeleri de göz önünde bulundurularak mevcut nükleer güvence sistemine ve Türkiye mevzuatına öneride bulunulmuştur.
  • Thumbnail Image
    Item
    Nükleer santrallerde sismik tehlike analizi
    (Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, 2018-06) Öney, Kevser; Alim, Fatih; TAEK-NGD
    Nükleer güç santrallerinin hasar yapıcı depremlere karşı dayanıklı bir şekilde tasarımlanmaları sahaya özel sismik tehlike analizi sonuçlarına göre yapılmaktadır. Bu tez çalışmasında nükleer santral sahalarında deprem kaynaklı oluşabilecek yer hareketinin nicel olarak değerlendirilmesi amacıyla yapılan sismik tehlike analizinin temel uygulamaları sunulmaktadır. Bu amaçla Uluslararası Atom Enerjisi Ajansı’nın konuya ilişkin yaklaşımı ve kılavuzları başta olmak üzere akademik yayınlar ve nükleer düzenleyici kurumların konuya dair rapor ve kılavuzları ayrıntılı bir biçimde incelenmiştir. İncelenen dokümanlardaki teknik bilgiler derlenerek deterministik ve olasılıksal sismik tehlike analizi yöntemlerinde uygulanması gereken temel aşamalar açıklanmış ve bu iki yöntem farklı açılardan karşılaştırılmıştır. Ayrıca sismik tehlike analizi uygulamalarının iki temel bileşeni olan sismik kaynak ve yer hareketi karakterizasyonu açıklanarak sismik kaynak geometrisi, deprem kataloğu, magnitüd-sıklık ilişkisi, depremlerin zaman içinde oluşum modelleri, ampirik yer hareketi tahmin denklemleri (azalım ilişkileri), Türkiye için geliştirilen azalım ilişkileri ve yeni nesil azalım modelleri açıklanmıştır. Çalışmanın ülke uygulamaları bölümünde Amerika Birleşik Devletleri, Japonya, Fransa, Almanya, Güney Kore, Finlandiya, Rusya ve İsviçre gibi ülkelerin konuya olan yaklaşımı tartışılmış ve Türk mevzuatı ile karşılaştırılması yapılmıştır. Çalışma sonucunda diğer ülkelerin mevzuatı doğrultusunda Türk mevzuatının yeterliliği sorgulanmış ve Türk mevzuatına önerilerde bulunulmuştur.
  • Thumbnail Image
    Item
    Nükleer tesislerde siber emniyet, siber saldırı senaryoları, sonuçları ve savunma sistemleri
    (Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, 2017-11) Çetin, Merve; Alim, Fatih; TAEK-NGD
    Günümüzde internetin yaygınlaşması ile birlikte sürekli gelişen ve değişen bilgi ve iletişim teknolojilerinin hayatımızın her alanında var olması yeni tehditleri de beraberinde getirmektedir. Bu yeni tehditler karşımıza siber silahlar olarak çıkmakta ve bize yeni yüzünü zararlı yazılımlar ile göstermektedir. Siber uzaydaki bu tehditler geliştikçe, emniyet ve savunma konusu da önem kazanmaya başlamıştır. Bu çalışmada nükleer tesislerde siber emniyet ve savunma konusu ayrıntılı olarak araştırılmış, gerek uluslararası alanda yaşanmış siber saldırıların incelenmesiyle, gerek yeni senaryoların oluşturulmasıyla olası siber tehditler değerlendirilmiş ve Türkiye Atom Enerjisi Kurumu (TAEK) için alınması gereken tedbirler tezde belirtilmiştir. Türkiye’de kritik altyapılarla ilgili siber çalışmalara dair yapılan yasal düzenlemeler ve siber emniyetle ilgili yapılan faaliyetler incelenmiş, kamu kurumlarını ve özel sektörü ilgilendiren siber emniyet çalışmaları hakkında bilgi verilmiştir. TAEK’in görev alanına giren nükleer tesislerin ve nükleer maddelerin emniyeti için siber alanda karşılaşılabilecek tehditlere karşı yapılması gereken başlıca kontroller ve önlemler değerlendirilerek, TAEK için öneriler getirilmiştir. Yapılan literatür araştırması sonucu mevzuatta yapılması gereken iyileştirmeler bulunduğu değerlendirilmiştir. Elde edilen bulgulara göre düzenleyici ve denetleyici kurum olarak TAEK, ilk olarak bir siber emniyet politikası, uygulama ve yürütme planı oluşturmalıdır. Ulusal Siber Olaylara Müdahale Merkezine(USOM) ile koordineli bir şekilde nükleer tesislere yönelik düzenli risk değerlendirmesi çalışmalarını gerçekleştirmelidir. Nükleer tesislere veya nükleer maddelere yönelik bir siber saldırı olması halinde bağlı bulunduğu Sektörel Siber Olaylara Müdahale Ekibi (Sektörel SOME)aracılığı ile veya doğrudan USOM’a olayı bildirmelidir. Ayrıca siber emniyet ile ilgili düzenleyici gereksinimleri belirlemeli ve nükleer tesislerin bu gereksinimlere uyumlu olup olmadığını düzenli ve resmi denetimlerle kontrol etmelidir. Bununla birlikte yetkilendirdiği kişi aracılığı ile tesise yapılan denetimlerde tesisin bilgi varlıklarını tanımlayıp sınıflandırdığını denetlemeli, yasal risk analizlerinin gerçekleştirilip gerçekleştirilmediğini göz önünde bulundurmalıdır. Siber emniyet olaylarının anlık analizi ve uygun raporlanıp raporlanmadığını denetlemeli ve gerekli tedbirleri almalıdır.
  • Thumbnail Image
    Item
    Proliferation resistance considerations within the collaborative project for a European sodium fast reactor
    (Publications Office of the European Union, 2013) Alim, Fatih; Cojazzi, Giacomo G. M.; Renda, Guido; Bölüm Yok
    The collaborative project for a European Sodium Fast Reactor (CP-ESFR) is an international project where 25 European partners developed R&D solutions and concepts for a European sodium fast reactor. The project was funded by the 7th EU Framework Programme and covered topics such that the fuel, the fuel element and the fuel cycle, the safety concepts, the reactor architectures and components and the balance of plant. Within sub-project 3, dedicated to safety, a task addressed proliferation resistance considerations. The Generation IV International Forum (GIF) Proliferation Resistance & Physical Protection (PR&PP) Evaluation Methodology has been selected as the general framework for this work, complemented by punctual aspects of IAEA-INPRO Proliferation Resistance (PR) assessment methodology and other literature studies in particular for material type characterization. In the paper the main core characteristics and the so called working horses, for a loop and a pool Sodium fast reactor concept are firstly presented, by highlighting those features more relevant for the proliferation resistance. Selected activities carried out in the project for its proliferation resistance considerations are then illustrated.
  • Thumbnail Image
    Item
    SESEE: A soft error simulation and estimation engine
    (2004 MAPLD International Conference, 2004) Degalahal, V.; Vijaykrishnan, N; Irwin, M. J.; Çetiner, S.; Alim, Fatih; Unlu, K.; Bölüm Yok
    Soft errors are radiation induced ionization events that upset the logic state of the circuit. The sources of these radiations are cosmic in origin; hence traditionally these upsets affected the space and aviation electronics. Due to technology scaling, these upsets are manifesting as errors in general off-the-shelf electronics circuits and hence a good simulation and error estimation tool is needed. In this work we present a new tool called Soft Error Simulation and Estimation Engine (SESEE). In this tool we simulate neutron induced soft error from basic principles, and use this information along with the information from circuit layout and spice-level simulation to calculate the circuit’s soft error rate (SER). Also as a case study the soft error rate of a custom SRAM array is evaluated.
  • Thumbnail Image
    Item
    The collaborative project on the European sodium fast reactor and its proliferation resistance evaluation
    (ENC 2012, European Nuclear Conference, 2012) Alim, Fatih; Cojazzi, G. G. M.; Renda, G.; Bölüm Yok
    The collaborative project on the sodium fast reactor (CP-ESFR) is an international project where 25 European partners develop R&D solutions for a European Sodium Fast Reactor concept. The Project is funded by the 7th EU Framework Programme and covers topics such that the fuel, the fuel element and the fuel cycle, the safety concepts, the reactor architectures and components and the balance of plant. Within the sub-project 3, dedicated to safety, a task, addresses proliferation resistance issues. In the paper some of the core features and the so called working horses, for a loop and a pool Sodium fast reactor concept are presented, by highlighting those more relevant for the proliferation resistance aspects. Some of the activities carried out in the project for its proliferation resistance evaluation are then illustrated, in particular those related to material type considerations on the possible diversion targets.