Browsing by All Authors "Turgut, Mehmet Hulusi"
Now showing 1 - 15 of 15
Results Per Page
Sort Options
Item Calibration calculations for the TR-2 Reactor(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi, 1988-04) Turgut, Mehmet Hulusi; Üstün, Gülsen; TAEK-ÇNAEMTR-2 reaktörünün ilk yükleme durumu ve o anda yapılan deneyler esas alınarak, iki boyutlu hesaplar eksenel yöndeki akıbüküm terimi değiştirilmek suretiyle kalibre edildi. Bu yeni akıbüküm değeri kullanılarak yapılan reaktivite hesapla- nnın deneylerle çok iyi uyum içerisinde olduğu gözlendi.Item Core conversion calculations for the TR-2 reactor : part a : neutronics calculations(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi, 1993-02) Turgut, Mehmet Hulusi; Türker, Tanzer; TAEK-ÇNAEMTR-2 reaktörü için kalp dönüştürme çalışmaları, 1980 yılında, uygun olabilecek yakıt tiplerinin araştırılmasıyla başlamıştır. Bunun için çeşitli yakıt tipleri analiz edilmiş ve yeni yakıt dizaynları için optimizasyon hesapları yapılmıştır. Silisli yakıtlarda kaydedilen son gelişmeler sayesinde, şimdiki yakıtlarda hiçbir geometri değişikliği gerektirmeyen U(3)Si(2) yakıtların kullanılmasına karar verilmiştir. Yüksek zenginlikli yakıtlarla aynı performansı verecek düşük zenginlikli U(3)Si(2) yakıtlar için yoğunluk araştırması yapılmıştır. En son hesaplar şimdiki kalp performansım daha da iyileştiren 4.8 gr/cm(3)'lük uranyum yoğunluğu için gerçekleştirilmiştir. Kalpteki yakıtların şu andaki yanma dağılımlarım tesbit edebilmek için üç boyutlu yanma hesapları yapılmıştır. Mevcut yüksek zenginlikli yakıtlardan azami yararlanmayı sağlıyabilmek için çeşitli denge kalbi dizaynları denenmiştir. Karışık ve tam düşük zenginlikli yakıtlarla yüklü TR-2 denge kalbi hesapları yapılmıştır.Item Density search calculations for the siliside fuels(Turkish Atomic Energy Authority, Çekmece Nuclear Research And Training Center, 1986-12) Turgut, Mehmet Hulusi; TAEK-ÇNAEMTR-2 reaktörünün "Kalp Dönüştürme" hesaplarında kullanılmak üzere bir denge koru hesap modeli geliştirilmiştir. Model iki boyutlu hesapların başlangıcında, düşünülen yakıt yerdeğiştirme şekline göre, tahmini yanma oranlarının verilmesi esasına dayanmaktadır. Bu suretle denge durumuna yakla- şmcaya kadar yapılacak iterasyon sayısı azalmakta ve dolayısıyla bilgisayar zamanından büyük ölçüde (% 70 kadar) kazanç sağlamaktadır. Modele birden fazla yakıt yerdeğiştirme şemasının verilebilmesi ayrı bir avantajını teşkil etmektedir. Bu model kullanılarak TR-2 reaktörü için alınması düşünülen düşük zenginlikli silisli yakıtların yoğunluğu araştırılmıştır. Bunun için kriter olarak yüksek zenginlikteki yakıtlara yakın bir performans sağlanması esas alınmıştır. Denge koruna ilâve edilecek Be yansıtıcıların kâlb ömrü ve atılan yakıtlardaki yanma oranına olan tesirleri incelenmiştir.Item Dose assessment around TR-2 Reactor due to maximum credible accident(Turkish Atomic Energy Authority, 2000-10) Turgut, Mehmet Hulusi; Adalıoğlu, Ulvi; Aytekin, Ayşe; TAEK-ÇNAEMThe revision of safety analysis report of TR-2 research reactor had been initiated in 1995. The whole accident analysis and accepted scenario for maximum credible accident has been revised according to the new safety concepts and the impact to be given to the environment due to this scenario has been assessed. This paper comprises all results of these calculations. The accepted maximum credible accident scenario is the partial blokage of the whole reactor core which resulted in the release of 25% of the core inventory. The DOSER code which uses very conservative modelling of atmospheric distributions were modified for the assessment calculations. Pasquill conditions based on the local weather observations, topography, and building affects were considered. The thyroid and whole body doses for 16 sectors and up to 10 km of distance around ÇNAEM were obtained. Release models were puff and a prolonged one of two hours of duration. Release fractions for the active isotopes were chosen from literature which were realistic.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 Düşük zenginlikli silisli yakıtlar için 5 gruplu tesir kesitleri kütüphanelerinin hazırlanması(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi, 1990) Aytekin, Ayşe; Turgut, Mehmet Hulusi; TAEK-ÇNAEMTR-2 reaktörü İçin alınması düşünülen % 20 zenginlikteki silisli yakıtlar için 5 gruplu tesir kesitlerini hazırlamak amacıyla, önce 200 gruplu tesir kesitleri kütüphanesinden hareket edilerek GGC-4 kod paketi ile TR-2 reaktörü yakıt özellikleri ve akıbükümü verilerek 40 gruplu tesir kesitleri kütüphanesi hazırlanmıştır. Daha sonra heterojeniteyi de gözönüne alan TR-2 reaktöründeki tüm elemanların boyut ve izotop sayısal yoğunluklarını hesaba katan, temsili hücreler alınarak, ANISN kodu ile 5 gruplu tesir kesitleri kütüphanesi hazırlanmıştır. Hesaplar, üç ayrı uranyum yogunlugu, 3.5. 4.0 ve 4.5gr/cm3, için yapılmıştır. Hesaplar sonucu elde edilen 200 ve 40 gruplu akı spektrumlari yüksek zenginlikli yakıtlara ait akı spektrumu ile karşılaştırılmıştır. Ayrıca yüksek ve düşük zenginlikteki yakıtlar için bulunan tesir kesitleri kullanılarak, TR-2 reaktörünün ilk kalbi için, iki boyutlu difüzyon hesabı yapılmış ve sonuçlar tablo halinde verilmiştir.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 HEU-LEU mixed core analysis for TR-2(National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan / Institute of Nuclear Physics, 2003) Turgut, Mehmet Hulusi; TAEK-ÇNAEMCore conversion calculations have been carried out for different core loadings of the TR-2 reactor in order to find out the optimum design for the radioisotope production. Using HEU and LEU fuel elements in the mixed core also introduced additional peaking problems to be eliminated. Five group structure is used for the burnup dependent cross-section libraries that are generated by EPRICELL code. 2D diffusion-depletion code GEREBUS is used for the reactivity and burnup calculations. New graphite and Be reflectors have been added to the periphery of the core to enhance the reactivity and the discharge burnup levels. Two water boxes have been placed inside the reactor core in order to increase the radioisotope production. The activity levels of the irradiation samples, core excess reactivities, power peaking factors, and the anti-reactivities of the control blades have been calculated for various loadings. After the optimization studies, it is found that these modifications have yielded higher production rates and a uniform distribution in the activity levels of the irradiation samples. One irradiation and two standard LEU fuel elements have already been loaded to the TR-2 core without any operational or safety related problems. The agreement between the calculations and the experiments are quite good for the operated 13 cycles.Item IBYAN - 1L iki boyutlu hızlı yanma programı(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi, 1992-02) Üstün, Gülsen; Adalıoğlu, Ulvi; Turgut, Mehmet Hulusi; TAEK-ÇNAEMİki ve bilhassa üç boyutlu difüzyon hesaplarında zamana bağlı değişimler incelenirken oldukça fazla bilgisayar zamanı harcanmaktadır. Hızlı gözlem çalışmaları için, mikroskopik tesir kesitleri kullanılarak yanma hesabı yapmak yerine, yanmaya bağlı makroskopik tesir kesitleri kullanılıp kritiklik hesabı yapacak bir kod hazırlanması düşünülmüştür. Bunun için EPRI-CELL kodu kullanılarak TR-2 reaktörü için yanmaya bağlı makroskopik tesir kesitleri kütüphanesi hazırlanmıştır. Ç.N.A.E.M. Nükleer Mühendislik Bölümünde yazılmış iki boyutlu difüzyon hesabı yapan IBD-1L koduna, hazırlanan bu tesir kesitleri kütüphanesini kullanarak akı dağılımlarını ve bölgelere bağlı yanma değerlerini hesaplayacak bir modül eklenmiştir. Geliştirilen IBYAN-1L programıyla, önce her bölge için verilen yanma değerlerine uygun makroskopik tesir kesitleri kullanılarak akı dağılımları hesaplanmakta ve bu kalp düzeni istenilen bir süre belirli bir güç seviyesinde çalıştırılarak k-etkin değerleri ve yakıtların yanma oranları yeniden bulunmaktadır. Bu program yardımıyla TR-2 reaktörünün ilk on çevrimiik kalp yüklemeleri ve çalışma programı gözönüne alınarak hesap yapılmış, her çevrim başındaki ve sonundaki k-etkin değerleri ve yakıtların yanma oranları tesbit edilerek deneysel sonuçlarla karşılaştırılmıştır. Hesaplarda tüm kontrol çubuklarının kalp dışında olduğu varsayılmıştır.Item Neutronics calculations of the TR-2 reactor present core(Turkish Atomic Energy Authority, Çekmece Nuclear Research and Training Center, 1986-09) Turgut, Mehmet Hulusi; TAEK-ÇNAEMTR-2 reaktörünün değişik yükleme şekilleri, Xe zehirlenmesi problemi ve ilave edilen kuru ışınlama tüplerinin re- aktiviteye etkisi araştırılmıştır. İlk üç yakıt çevrimi boyunca yapılan nötronik hesaplar dizayn hesapları ve deneysel sonuçlarla karş11aş 11rıİmiştır. Kalpteki Al bloklar yerine Be bloklar konulmasının etkileri incelenmiştir. Üçüncü çevrim için değişik yükleme şemaları denenmiştir.Item Optimization of the usage of the remaining HEU fuel(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi, 1987-09) Turgut, Mehmet Hulusi; TAEK-ÇNAEMTR-2 reaktörünün mevcut yüksek zenginlikteki yakıtları için optimum bir yükleme stratejisi araştırıldı. Bu çalışmanın amacı yakıtları hiçbir işletim güçlüğüne maruz kalmadan mümkün olduğu kadar uzun süre kullanmaktır. Standart ve kontrol yakıt elemanlarının değişik kombinasyonları ve değişik yükleme durumları denendi. Reaktör kalbine Be elemanları ilave edilmesi ve kalbin yavaş yavaş büyütülmesi bu çalışmanın esas adımlarını teşkil etmektedir.Item TR-2 Reactor calculations(Turkish Atomic Energy Authority, 2000-10) Turgut, Mehmet Hulusi; TAEK-ÇNAEMThe preliminary design calculations for the TR-2 research reactor has been made at France in 1974. First criticality was achieved in Dec. 10th, 1981; with the available HEU fuels. It has been operated at different power levels for different time intervals in the first cycle. After a 186.87 MWD’s of operation, the second cycle has begun. The Xe-poisoning problem has arised in the second cycle after 80 MWD’s of operation. This problem has been solved by replacing two A1 blocks with two Be ref-lectors. In the meantime, core conversion activities has been initiated with the investigation of appropriate fuel type for the TR-2 reactor in 1980’s. All possible LEU fuel types have been tested and optimization calculations have been covered for a new fuel design. The siliside fuels have been chosen on basis of these various design calculations and the recent developments in this type of fuels. No enlargement was necessary in the core loading, and especially, no modification was needed in the fuel element geometry, since the density of the siliside fuels could be very high. Density search calculations has been carried out to find a suitable density for the new (siliside) LEU fuels in order to achieve at least the same core performance obtained with the HEU fuels. An uranium density of 4.8 g/cc was preferred among many possible choises because of available production, which increased the core performance. 3D diffusion-bumup calculations have been made with the HEU fuels to update the core status. Many equilibrium core designs have been studied for the optimum utilization of the existing HEU and chosen LEU fuels. Mixed and fully converted equilibrium core calculations have been performed. Some of the LEU fuels have already been loaded to the TR-2 core without any operational or safety related problems. The agreement between the calculations and the experiments are quite good for the operated 13 cycles.Item TR-2 reaktöründe I-131 üretimi(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi, 1994-09) Aytekin, Ayşe; Turgut, Mehmet Hulusi; Adalıoğlu, Ulvi; TAEK-ÇNAEMTR-2 Reaktöründe, Te izotopunun nötronlarla ışınlanması suretiyle üretilen 1-131 izotopunun değişik kalp pozisyonlarındaki verimi hesaplanmıştır. Önce, kalp içinde ışınlanan Te numunelerinin geometrisine uygun bir hücre modeli alınarak, GGC-4 ve ANISN kodları yardımıyla 5 ve 9 gruplu mikroskopik tesir kesitleri kütüphaneleri hazırlanmıştır. 11. çevrimde reaktörün belli bir güçte, belli bir süre çalışması halinde Te’dan üretilen 1-131 izotopunun aktiviteleri iki boyutlu difüzyon hesabı yapan GEREBUS bilgisayar programı yardımıyla hesaplanmıştır. Ayrıca, değişik kalp yüklemeleri için, çeşitli kalp pozisyonlarına su kutusu konularak buralarda üretilen 1-131’in verimi karşılaştırılmalı olarak incelenmiştir.Item TR-2 reaktöründe TC-99m üretimi : Temmuz -1994(Türkiye Atom Enerjisi Kurumu, Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi, 1995-08) Aytekin, Ayşe; Turgut, Mehmet Hulusi; Adalıoğlu, Ulvi; TAEK-ÇNAEMTR-2 Reaktöründe Molibden izotopunun nötronlarla ışınlanması suretiyle üretilen Tc- 99m izotopunun değişik kalp pozisyonlarındaki verimleri daha önceki bir çalışmada araştırılmıştı. Bilhassa epitermal bölgedeki etkileri daha iyi görebilmek amacıyla, reaktör kalbinde bulunan tüm izotopların 5 ve 9 gruplu tesir kesitleri kütüphaneleri bölümümüzdeki GGC-4 ve ANI SN bilgisayar programları yardımıyla hazırlanmıştır. 9 grupla elde edilen sonuçlar, 5 gruptan elde edilenlerle karşılaştırıldığında aktiviteler biraz daha yüksek bulunmuş, fakat pozisyonlara göre izafi değişimlerin aynı kaldığı görülmüştür. Ayrıca, ışınlama tüpünde ve su kutularında yapılması mümkün olabilecek geometri değişikliklerinin verime olan etkileri incelenmiş ve uygun olabilecek dizaynlar teklif edilmiştir.Item Yanma - 1, a one dimensional nuclear burn-up code(Turkish Atomic Energy Authority, Çekmece Nuclear Research and Training Center, 1983) Turgut, Mehmet Hulusi; Adalıoğlu, Ulvi; TAEK-ÇNAEMYAHMA-1 kodu, ÇNAEM ’de sıfır boyutlu nükleer yanma kodu YANMA-0'ın yazılmasıyla başlıyan nükleer yakıt idaresi ve yanma çalışmalarının ikinci kademesini teşkil etmektedir. Çok gruplu nötron difüzyon denklemini tek boyutta çözen YANMA-1 kafes noktalarında izotop yoğunluklarını analitik çözümleri kullanarak vermektedir. Önemli fisyon ürünleri dışında kalan fisyon ürünleri hayalî bir tek ürünle temsil edilmektedir. En fazla 4 grup, 40 kafes noktası ve 20 izotop için problem çözülebilir. Program sürekli ve günde 6 saatlik yanma opsiyonlarını ihtiva etmektedir.