Tez

Permanent URI for this community

https://kurumsalarsiv.tenmak.gov.tr/handle/20.500.12878/7

Browse

Now showing 1 - 7 of 7

Development of a nodal method for the solution of the neutron diffusion equation in cylindrical geometry
(Istanbul Technical University, Energy Institute, 2008-06) Mercimek, Mehmet; Özgener, Atilla; TAEK-NGD
Nükleer reaktörlerin birçok fiziksel özelliği nötron difüzyon teorisi ile anlaşılmaktadır. Difüzyon teorisinin geçerli olabilmesi için reaktör ortamını oluşturan binlerce küçük malzeme, ortalama tesir kesitleri ve difüzyon katsayıları kullanılarak homojenlestirilir. Bu homojenleştirme işlemine rağmen reaktör kalbi yine de oldukça heterojen bir ortam oluşturur. Bu heterojenlik yakıt demetleri arasındaki yakıt miktarları farkından, yanıcı zehirlerden, kontrol çubuklarından, su kanallarından, yapısal malzemelerden vs. kaynaklanır. Geleneksel sonlu farklar yönteminde ağ aralığı iki gereksinimi karşılayacak şekilde seçilmelidir: (a) kalan heterojenliği gösterebilmeli (b) termal difüzyon uzunluğundan daha kısa olmalı. Böyle bir sonlu farklar modeli 100.000 - 1.000.000 kadar bilinmeyen içerir. Bu ise bilgisayar donanımında ki gelişmeye rağmen ürkütücü bir problemdir. Bunun yerine reaktör kalplerinde nötron akı dağılımını ve etkin çoğaltma katsayısını bulmak için çok sayıda yaklaşım yöntemi geliştirilmiştir. Bunlar nodal, kaba ağ ve sentez yöntemleri olarak sınıflandırılır. Nodal yöntemlerde, reaktör kalbi nod denilen büyük homojenleştirilmiş alanlara bölünür. Genellikle bir yakıt topluluğu (asemble) ya da toplulukları bir nod olarak tanımlanır. Böylece bilgisayar zamanından ve depolama alanından kazanılır. Nodal hesaplamalar sonucu bir yakıt topluluğu için güç ya da ortalama akı ve reaktör için etkin çoğaltma katsayısı bulunur. Nodal yöntemlerin temel fikri iki nod arasındaki yüzeyde nötron akımları ve bu nodlarda ortalama nötron akıları arasında ilişki kurmaktır. Bu ilişkiyi sağlayan bir katsayı matrisi oluşturulur. Geleneksel ve dik yönde integre edilmiş nodal yöntemler olmak üzere birbirinden oldukça farklı iki sınıf nodal yöntem geliştirilmiştir. Her ikisi de aynı nodal denge denklemini kullanmalarına rağmen ayrık sistemi çözecek ek denklemleri farklı şekilde türetirler. Bu tezin teorik temelini dik yönde integrasyon yaparak elde edilen nodal açılım yöntemi oluşturur. Bu çalışmada polinom açılım yöntemlerinden biri olan nodal açılım yöntemlerinden en düşük dereceden olanı kullanılmıştır. Sistem geometrisi olarak bir boyutlu silindir alınmıştır. Açılım katsayılarının bulunmasında Fick Yasasından, ayrık nodal denge denkleminden ve normal akımın sürekliliğinden yararlanılmıştır. Her bir nod için ikisi Fick Yasasından biri ayrık nodal denge denkleminden olmak üzere üç denklem ya da bir başka ifadeyle üç vektör elde edilmiştir. Bu denklemler bir katsayı matrisini olustururlar. Çok gruplu difüzyon teorisi için yetkinlik-özdeğer hesaplamaları yapabilen bir bilgisayar programı bu matris formundan yararlanılarak geliştirilmiştir. Bu program FORTRAN 90 dilinde yazılmış ve WINDOWS isletim sisteminde koşulmuştur. Derleyici olarak FORTRAN Power Station 4.0 kullanılmıştır. Bu program çok gruplu nötron difüzyon denklemini çok bölgeli bir sistem için çözerek etkin çoğaltma katsayısını, akı ve akım dağılımını ve ortalama akımları bulma yeteneğine sahiptir. Bu FORTRAN programının ismi olarak, R yönünde nodal açılım yöntemi kelimelerinin İngilizce bas harflerinden oluşan NEMR seçilmiştir. NEMR programını doğrulamak için bir gruplu, bir grup iki bölgeli, iki gruplu problemlerin analitik çözümleri bulunmuş, bu sonuçlar hem NEMR programının sonuçları ile hem de lineer ve kuadratik sonlu elemanlar yöntemi ile karsılaştırılmıştır. Sonlu elemanlar yöntemi için QFEMR programı kullanılmıştır. Son olarak iki grup çok bölgeli bir reaktör olan TRIGA reaktörü için program koşulmuş ve bütün bu problemlerde NEMR programının tutarlı ve doğru sonuçlar verdiği gözlenmiştir. Bu tezin amacı sonsuz silindirik bir ortam için nodal yöntem programı geliştirmek ve nodal yöntemler ile sonlu elemanlar yöntemini karşılaştırmak, hangi yöntemin hangi durumlarda daha iyi sonuç verdiğini gözlemlemek olmuştur. Test problemlerinden görüleceği gibi bilgisayar programı doğrulanmış ve geliştirilen nodal yöntemin sonlu elemanlar yöntemlerine göre nod sayısının oldukça az olduğu kaba ağlarda daha iyi sonuçlar verdiği görülmüştür.
Development of a radioecological model for accidental release of radionuclides: Akkuyu and Sinop Nuclear Power Plants
(The Middle East Technical University, Department of Environmental Engineering, The Graduate School of Natural And Applied Sciences, 2014-09) Ünver, Latife Özge; Kocar, Cemil; Tuncel, Gürdal; TAEK-NGD
Bir nükleer reaktör kazası sonrası atmosfere yayılan salımlar nedeniyle maruz kalınacak radyasyon dozunu ve stokastik riskleri hesaplayan dinamik bir yazılım geliştirilmiştir. Bu model ile farklı radyasyon taşınım yollarından farklı yaş grupları için bireysel dozlar, kolektif dozlar ve stokastik riskler hesaplanabilir. Model belirli zaman aralıklarında hava konsantrasyonları ya da birikim hesaplayabilen herhangi bir uzun dönemli atmosferik taşınım modeli ile birleştirilebilir ya da ölçüm verileri modelde girdi olarak kullanılabilir. Çernobil kazasından sonra çevrede radyonüklit konsantrasyonlarının tespitine ve doz hesaplayan yazılımların kabiliyetlerini değerlendirmeye yönelik çalışmalar oldukça artmıştır. Bu nedenle Çernobil kazası sonrası ölçülen radyoaktivite verileri ile benzer modellerin doğrulama çalışmaları geliştirilen yazılımın doğruluğunu sınamak için kullanılmıştır. Doğrulanmış yazılım sonrasında, Türkiye'de kurulacak Akkuyu ve Sinop nükleer santrallerinde olabilecek ciddi bir kazanın radyolojik sonuçlarını modellemek için kullanılmıştır. Seçilen kaza senaryosu Fukuşhima Daiichi nükleer santral kazasına dayanmaktadır. Geliştirilen yazılım farklı zamanlarda çalıştırılmış ve dozlar üzerinde meteorolojik koşullar kadar bitkilerin vejetasyon döngülerinin de önemli olduğu belirlenmiştir. Akkuyu NGS'de olabilecek ciddi bir kaza senaryosuna göre, ortalama alışkanlıklara sahip yetişkinlerin dozları kazadan 1 yıl sonrasında 3.374 mSv ve ömür boyu ise 9.706 mSv olarak hesaplanmıştır. Sinop NGS'de olabilecek ciddi kazada ise dozlar daha yüksek bulunmuştur. Cs-134, Cs-137 ve I-131 doza en cok katkı yapan izotoplar olarak, tahıllar, inek sütü, tavuk eti, meyveler, koyun eti, dana eti, meyveli ve köklü sebzeler doza en çok katkı yapan gıdalar olarak tanımlanmıştır. Akkuyu nükleer santralinde meydana gelebilecek ciddi bir kaza için en fazla birikimin olduğu grit, en fazla doza katkıda bulunan radyoizotoplar ve gıda maddeleri için LHS metodu ile dozlardaki ve aktivite konsantrasyonlarındaki belirsizlikler hesaplanmıştır. Ayrıca, yukarıda bahsedilen parametreler arasından LHS metodu ile kısa dönem ve yaşam boyu dozlar üzerindeki en çok etkin olan parametreleri ortaya çıkarmaya yönelik korelasyon teknikleri kullanılarak hassasiyet analizleri de yapılmıştır. Yaşam boyu dozların üzerinde Cs'nin toprak-bitki ve inek sütündeki transfer faktörleri, harici radyasyon için azaltım faktörü, dana eti ve tahıl tüketim miktarının oldukça etkili olduğu görülmüştür. Kısa dönemli dozlar üzerinde ise iyodun inek sütündeki transfer faktörü ve çimenin radyonüklitleri tutma katsayısı da etkindir.
Economical analysis of the back end of the nuclear fuel cycle
(Hacettepe University, 1998-02) Soyer, Ali Erkan; TAEK-NGD
Kapalı nükleer yakıt çevriminin avantajları arasında değerli nükleer yakıt maddelerinin tekrar kullanımını sağlayarak kaynak israfını önlemesi ve atıkların düşük hacimde güvenli şekilde tasfiyesine imkan vererek çevresel korumaya önemli bir katkı sağlaması sayılabilir. Bu avantajlara ekonomik avantaj da eklenebilirse açık çevrime göre tercih edilmesi kaçınılmaz olacaktır. Tipik bir LWR (Hafif-Su Reaktörü) yakıt çevrimi referans alınarak; farklı uranyum fiyatları ve yeniden imleme ve MOX (Karışık Oksid) yakıt fabrikasyon maliyetleri için, kullanılmış MOX'un tasfiye edildiği ve yeniden işlendiği kapalı çevrimlerin açık çevrim ile ekonomik mukayesesi yapılmıştır. Maliyet hesaplamaları için literatürden sağlanan birim işlem maliyetleri kullanılmış ve simplex metoduna dayanan bir bilgisayar programı hazırlanmıştır. Değişik fiyat/maliyet durumları için kapalı çevrim maliyetini açık çevrim maliyetine eşit kılan yeniden imleme maliyetleri hesaplanmış ve bunun uranyum fiyatları ve MOX fabrikasyon maliyetleri ile olan ilişkisi belirlenmiştir. Ayrıca yakıt çevriminde yer alan işlemlerin toplam maliyetteki payları ve etkileri incelenmiştir.
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.
Preparation of BTS-BCT thin films by chemical solution deposition and their characterization
(Orta Doğu Teknik Üniversitesi, Fen Bilimleri Enstitüsü, Metalurji ve Malzeme Mühendisliği Fakültesi., 2015-02-05) Akbay, Berk; Özenbaş, Ahmet Macit; TAEK-NGD
Yapılan tez çalışması kurşunsuz baryum titanat esaslı Ba(Ti0.88Sn0.12)O3-0.3(Ba0.7Ca0.3)TiO3 (BTS-BCT) ince filmlerin (111)-Pt/TiO2/SiO2/(100)-Si altlıkları üzerine kimyasal çözelti biriktirme yöntemiyle büyütülmeleri ve denenen süreç parametrelerinin en uygun film üretimi üzerine etkisinin araştırılmasıdır. İdeal film üretiminin gerçekleştirilmesi amacıyla kompozisyon rombohedral-tetragonal fazların bir arada gözlemlendiği morfotropik faz sınırına yakın seçilmiştir. Bu tez çalışmasında, üretilen ince filmlerin ferroelektrik ve dielektrik özelliklerinin birbirleri ile olan ilişkisi ve sinterleme sıcaklıklarının ince filmlerin mikroyapı ve morfolojisi üzerine olan etkisi sistematik bir şekilde incelenmiştir. Uygulanan değişik sinterleme sıcaklıkları içerisinde, en uygun ferroelektrik ve dielektrik özellikler 850°C’de 1 saat süreyle sinterlenen filmlerde gözlemlenmiştir. Bütün çalışma boyunca, film kalınlığı 500 nm (on üç katmanlı film) olarak sabitlenmiştir. En iyi ferroelektrik özellikler 850°C’de 1 saat süreyle sinterlenen filmlerde elde edilmiş olup, kalıcı polarizasyon 4.11 μC/cm2 ve koersiv alan 57.8 kV/cm olarak ölçülmüştür. Bu filmlerde dielektrik sabiti ve dielektrik kaybının 600 kHz frekansta elde edilen değerleri de sırasıyla 113.4 ve % 5.46 olarak kaydedilmiştir. Bunun nedeninin 850°C’de sinterlenen filmlerde kristalizasyon neticesinde oluşan perovskit fazı, düşük yüzey porozitesi ve iri tanecik büyüklüğünden kaynaklandığı düşünülmektedir.
Studies on feasiblity of hydrochloric acid recycle and iron-II-chloride recovery in pickling operation in steel cord industry
(The Middle East Technical University, The Department Of Chemical Engıneering, 1999-09) Özdemir, Tonguç; Kıncal, N. Suzan; Öztin, Cevdet; TAEK-RSGD
Bu tez çalışması esnasında, atık pikling banyosu sıvılarının uygulanabilir geri kazanım proseslerinin, proses sentezi ve tasarımlarının yapılması amaçlanmıştır. Ayrıca uygulanabilir proseslerin ekonomiksel karşılaştırılması yapılmıştır. Seçilen uygulanabilir prosesler HCl’in FeCl(2)’ye çevrilmesi, Evaporasyon Prosesi ve FeCl(2)’ün kristalizasyonu prosesleridir. İlk olarak HCl’in FeCl(2)’ye dönüştürülmesi prosesi çalışılmıştır. Bu proseste bütün kullanılmamış HCl, Fe ile reaksiyona sokulmak suretiyle sıvı FeCl(2) çözeltisi elde etmek amaçlanmaktadır. Evaporasyon prosesinde, literatür atık pikling sıvısı kompozisyonu baz olarak alınarak, değişik akış diyagramı alternatiflerinin bilgisayar simulasyonları yapılmış ve optimum proses akış diyagramı elde edilmiştir. Elde edilen optimum proses akış diyagramına göre, endüstriyel veriler için akış diyagramı entegrasyonu yapılmıştır. Evaporasyon prosesinde geri kazanım için iki alternatif bulunmaktadır, birincisi katı oluşumuna izin vermeyen geri kazanım prosesi diğeri ise katı oluşumuna izin veren geri kazanım prosesidir. Katı oluşumuna izin vermeyen geri kazanım prosesinde, sıvı fazda kalan HCl 'i bertaraf etmenin yolu HCl’in Fe ile reaksiyona girmesi ve FeCl(2) elde edilmesidir. Çalışılman üçüncü geri kazanım alternatifi ise FeCl(2)‘ün kristalizasyonu prosesidir. Ayrıca laboratuvar ölçeğinde atık pikling banyosu sıvısındaki FeCl(3)’ün hidrojenle reaksiyonuyla FeCl2 elde edilmiş ve bu reaksiyonun olabilirliği test edilmiştir. FeCl(3)’ün FeCl(2)’e indirgenmesi geri kazanılan taze asit içindeki FeCl3 birikimini önlemek için gereklidir. Kristalizasyon prosesinde taze banyo için eklenecek HCl’in kristalizasyon ünitesinden önce eklenmesi fikri uygulanarak FeCl(2) çözünürlüğü düşürülmüştür. Bütün alternatifler için ekipman fiyatları hesaplanmıştır. Sabit yatırım maliyeti, ekipman fiyatları baz alınarak hesaplanmış ve ayrıca bütün prosesler için yıllık çalışma maliyetleride hesaplanmıştır. Proses ekonomileri açısından alternatifler kıyaslanmıştır. En ekonomik proses HCl’in FeCl(2)’e çevrilmesi prosesi olarak bulunmuştur.
Theoretical investigation of conjugate condensation heat transfer inside vertical tubes
(Middle East Technical University, Department of Mechanical Engineering, 2010-09) Köse, Serhat; Yeşin, Orhan; TAEK-TD
Düşey tüpler içerisinde film yoğuşması ile ilgili kuramsal çalışmalarda, sınır koşulu olarak tüp duvarının iç yüzeyinde bilinen bir sıcaklık dağılımı kabul edilir. Oysa, gerçekte, tüp duvarındaki ısı iletimi ile tüp içinde yoğuşan akışkan arasında ısıl bir etkileşim vardır ve tüp boyunca iç yüzey sıcaklık dağılımı önceden sınır koşulu olarak bilinmez. Bilinmeyen sıcaklık profili ise bu ısıl etkileşim göz önüne alınarak belirlenmelidir. Diğer bir deyişle, tüp duvarındaki ısı iletim eşitliği ile yoğuşan akışkanın enerji eşitliği birlikte düşünülerek bağlaşık hale getirilmelidir. Bu nedenle, bu problem “eşlenik yoğuşmalı ısı aktarımı” olarak adlandırılmıştır. Eşlenik yoğuşmalı ısı aktarımına bağlı olarak endüstriyel uygulamalarda, bir tüp ile birbirinden ayrılmış iki farklı akış vardır. Tüp içinden akan buhar yoğuşurken, tüp dışındaki akışkan ters yönde akarak ısınır. Temel uygulamalardaki ve pratikteki önemi nedeniyle, bu doktora çalışmasında, dış yüzey duvarından soğutulan düşey bir tüp içerisinden akan su buharının yoğuşması eşlenik ısı aktarım problemi olarak ele alınmıştır. Yoğuşma tüpü üzerindeki bilinmeyen duvar sıcaklık değerleri, tüp içinde yoğuşan sıvı sınır tabakası ve tüp dışındaki akış bağlaşık olarak birleştirilmiştir. Eşlenikli yoğuşma ısı aktarım modelini içeren, ZEC isimli bir bilgisayar programı FORTRAN 90 dilinde geliştirilmiştir. Bu program, çeşitli deneysel veri tabanları ile karşılaştırılarak, geliştirilen programın ve içerdiği modellerin bir değerlendirmesi de ayrıca yapılmıştır. ZEC programı ile geniş bir aralığı içeren deneysel sonuçların karşılaştırmaları yapıldığında, bu karşılaştırmalar neticesinde sonuçların tatminkar bir biçimde örtüştüğü görülmüştür. Bu nedenle, geliştirilmiş olan ZEC programı, tüp içi yoğuşturucuların öncül tasarımlarında kullanılabileceği gibi halen çalışmakta olan tüp içi yoğuşturucuların işlevlerini yerine getirme değerlendirmeleri için de kullanılması söz konusudur.

Browse

Browsing Tez by Language "eng"

Results Per Page

Sort Options