EE- Nükleer Araştırmalar Lisansüstü Programı - Yüksek Lisans

Bu koleksiyon için kalıcı URI

Gözat

Son Başvurular

Şimdi gösteriliyor 1 - 5 / 95
  • Öge
    Sıkıştırılmış sıvı kaynaması
    (Enerji Enstitüsü, 1997) Öztürk, Fatih ; Gençay, Şarman ; 66571 ; Nükleer Araştırmalar
    Sıkıştırılmış sıvı kaynaması, (subcooled flow boiling) teknolojinin birçok alanı için önemlidir. Su soğutmalı nükleer reaktör teknolojisinde, hem soğutucu hem de yavaşlatıcı olarak kullanılan suyun buharlaşması ile oluşan buhar boşluk oranının doğru hesaplanması ayrı bir önem kazanmaktadır. Bunun nedeni oluşan boşlukların yakıtın yanma hızını, kalp basınç düşüşünü, ısıl sınırlan, nükleer reaktörün kararlı (steady-state) ve geçiş (transient) hallerindeki cevabım etkilemesidir. Isıtılan bir kanal boyunca oluşan gaz ve sıvı faz, kanal içinde farklı akış rejimlerinde bulunabilir. Bu rejimin anlaşılması akışın analizini kolaylaştırır. Isıtılan bir kanalda kabarcık oluşumu sıvı fazın ortalama sıcaklığı doyma sıcaklığına gelmeden başlayabilir. Bu durum, kanal içinde oluşan radyal sıcaklık dağılımının kanal duvarında kaynama için gerekli şartlan sağlaması ile olur. Duvar yüzeyinde meydana gelen kabarcıklara! oluşumunu, büyümesini ve sıvı faz içinde yükselişini analitik olarak tanımlamak çok zordur. Bu yüzden, büyük ölçüde deneysel çalışmalardan da faydalanılmaktadır. Buhar kabarcıkları ısıtılan yüzey üzerindeki pürüzlerde sıkışan gaz veya buharın genleşmesi ile meydana gelir. Genellikle, yüzeydeki pürüzler yüzey gerilim kuvvetleri sebebi ile bütün olarak sıvı faz ile doldurulamazlar. Tamamıyla sıvı faz ile doldurulan pürüzler kaynama bölgesi olarak rol oynamazlar. Yüzeyde oluşan kabarcığın şekli ve büyüklüğü oluştuğu pürüzün sağladığı şartların bir fonksiyonudur. Isıtılan yüzeyde oluşan kabarcıkların yüzeyden ayrılmaya başladığı nokta net buhar üretim noktası (the point of net vapor generation) olarak adlandırılır Bu noktanın doğru tahmini, buhar boşluk oranının doğru hesaplanmasına önemli bir şekilde bağlıdır. Kurulan modellerde buhar boşluk oranının ve net buhar üretim noktasının bulunması için elde edilen bağıntılar büyük farklılık gösteren sonuçlar vermektedir. Bu çalışmada farklı araştırmacılar tarafından konu ile ilgili kurulan modeller incelenmiştir. İncelenen modellerin her biri için buhar boşluk oranlan ve net buhar üretim noktalan hesaplanmış, birbirleri ile karşılaştırılmıştır Ayrıca Kanada'da Ecole Polytecnique de Montreal, Institut Genie Energetique'de yapılan deney sonuçlan ile de karşılaştırma yapılmıştır. Buhar boşluk oranlarının çeşitli modeller tarafından hesaplanmasında farklılık, dolayısıyla deney sonuçlan ile uyumlarında yetersizlik görülmüştür. Bu yetersizliğin nedenlerinden biri de net buhar üretim noktasının modeller tarafından doğru saptanmasından zorluktur. Bunu gidermek için söz konusu deney sonuçlarından, net buhar üretim noktasını veren yeni bir bağıntı (correlation) türetilmiştir. S.Y. Ahmad tarafından geliştirilen modele bir çarpan ilave edilerek modelin hesapladığı boşluk oranlarının düzeltilmesine çalışılmıştır. Bu çarpan ve net buhar üretim noktasını veren yeni bağıntı ile desteklenen S.Y. Ahmad modelinin verdiği sonuçların, orjinal modelin verdiği sonuçlara oranla, deney sonuçlan ile çok daha uyumlu olduğu gösterilmiştir.
  • Öge
    Gama geçirgenlik prensibi ile malzemelerin ağırlıklarının ölçülmesi
    (Enerji Enstitüsü, 1997) Öztürk, S. Ünal ; Bilge, Ali Nezihi ; 66613 ; Nükleer Araştırmalar
    Endüstrinin birçok dalında üretim ve kontrol aşamalarında radyasyon ile ölçüm teknikleri (radiogauging) kullanılmaktadır. Radyoaktif ışınların farklı metodlarla kullanılması ve alınan ölçümlerin yorumlanmasıyla çalışan bu sistemler yardımıyla, kalınlık, yoğunluk, ağırlık, seviye, nem, gibi ölçümler ucuz, duyarlı, güvenilir bir şekilde yapılabilmektedir. Bu çalışmanın konusu, gama geçirgenlik prensibi kullanarak farklı malzemelerin ağırlıklarının tayinini yapabilmektir. Bu amaçla Radyoizotop labaratuarında, yürüyen bant sistemlerinin deneysel bir modeli kurulmuştur. Deney düzeneği içinde Na-24 kaynağı, ağırlığı ölçülecek farklı malzemeler, dedektör, çok kanallı analizör, elektronik hassas terazi, analog terazi, malzemelerin konulduğu kap ve diğer ilgili ekipmanlar yer almıştır. İ.T.Ü. Nükleer Enerji Enstitüsü TRIGA MARK-II reaktöründe, istenen aktiviteye göre belirlenmiş ağırlıktaki Na2C03 örnekleri ışınlanmış ve Na-24 radyoizotopu(kaynak) üretilmiştir. Bu kaynak deney düzeneği içine konulmuş ve farklı malzemelerin, gama geçirgenlik prensibine göre, önceden analog terazi ile ölçülen farklı ağırlıkları için sayımlar alınmıştır. Aynı ağırlık için, yürüyen bant modeli olarak kullanılan kap hareket ettirilmek suretiyle altı noktadan ölçüm alınmıştır. Bütün malzemeler için ortalama değerler ve standart sapmaları hesaplanarak, sayımların ağırlık ile değişimlerini veren kalibrasyon eğrileri çizilmiştir. Daha sonra, deney düzeneğinde aynı malzemelerin bilinmeyen ağırlıklarının sayımlan alınmış ve bu sayımlar elde edilen kalibrasyon eğrilerine uygulanarak malzemelerin ağırlıkları hesaplanmıştır. Sonuçların duyarlı ve güvenilir olduğu görülmüştür.
  • Öge
    Nötron aktivasyon analizi yöntemi ile besin maddelerinin analizi
    (Enerji Enstitüsü, 1997) Tamadon, Mojgan B. ; Şarman, Gençay ; 66681 ; Nükleer Araştırmalar
    Bu çalışmada, son yıllarda çok geniş uygulama alanı bulan nötron aktivasyon analizinin esasları ve besin maddeleri üzerinde yapılan uygulamalar incelenmiştir. Nötron aktivasyon analizinin teorik olarak incelendiği bölümde, analizin basit teorisi, uygulanma şartlan, kullanılan deteksiyon metodları anlatılmıştır. Bu bölümün son kısmında nötron aktivasyon analizinde karşılaşılabilecek hatalara, yöntemin avantaj ve dezavantajlarına değinilmiştir. Deneysel çalışma bölümüne geçmeden evvel bir kaç değişik ülkede besin maddeleri üzerinde bu yöntem ile yapılan çalışmalar anlatılmış ve sonuçlan verilmiştir. Deneysel çalışma bölümünde ise Türkiye 'de üretilen ve tüketilen Ankara armudu, sarımsak ve semizotunda instrumental nötron aktivasyon analizi ile Mangan (Mn), Klor (Cl), Sodyum (Na), Potasyum (K) ve Alüminyum (Al) elementleri kantitativ olarak belirlenmiştir. Yapılan deneyler etraflıca anlatılmış elde edilen spektrumlar çalışmaya eklenmiştir. Alınan sonuçların ötesinde, araştırmacı öğrenci, yöntemin uygulanması sırasındaki değişik adımlarda ; örneğin, örnek hazırlama, ışınlama, sayma ve değerlendirme aşamalarında deneyim kazanmış, değerli bilgiler edinmiştir. Ayrıca bu tür analizlerin daha iyi bir şekilde yapılabilmesi için enstitünün gereksinimleri ortaya çıkmıştır.
  • Öge
    Nükleer yakıt soğutucu kanallarında birleşik taşınımla ısı transferinin sayıal çözümü
    (Enerji Enstitüsü, 1997) Serteller, Gürkan ; Baytaş, A. Cahit ; 66437 ; Nükleer Araştırmalar
    Birleşik taşınımla ısı transferi geniş kullanım alanı dolayısıyla endüstrinin bir çok alanında kullanılmaktadır. Özellikle nükleer reaktörlerin soğutma kanallarının ve nükleer mühendislikte kullanılan kanalların soğutulmasında, elektronik devrelerin monte edildiği kabinlerin soğutulmasında sık olarak kullanılmaktadır. Bu çalışmada düşey olarak konumlandırılmış paralel levha şeklindeki kanallarda birleşik taşınımla ısı transferi sayısal olarak incelenmiştir. Tüm korunum denklemleri fiziksel modele uygulanmış ve denklemler sonlu farklar metoduna göre ayrıklaştırılmıştır. Akışkan olarak su seçilmiş ve Prandtl sayısı 5.0 olarak alınmıştır. Çalışmanın sonucunda hız, sıcaklık, basınç ve Nusselt sayısının değişimi grafik olarak verilmiştir.
  • Öge
    Farklı malzemelerin radyografik yöntemle yarı-değer kalınlığının tespiti
    (Enerji Enstitüsü, 1997) Üçer, Kemal ; Bilge, Ali Nezihi ; 66554 ; Nükleer Araştırmalar
    Bu çalışmada, tahribatsız muayene metodlarından radyografik yöntem kullanılarak farklı yoğunluktaki malzemelerin yan-değer kalınlıklarının deneysel olarak tespitine çalışılmıştır. Deneysel çalışmalar sırasında yapılan tüm radyografik incelemeler, Nükleer Uygulamalar Anabilim Dalı'nda bulunan 4 mm odak boyutlu Balteau GR 300 X-ışım ve 4 mm odak boyutlu Kobalt-60 (Co-60 ) kaynaklı gama ışını cihazları ile gerçekleştirilmiştir. Yoğunlukları bilinen veya denel olarak bulunan malzemeler, deneylerin gerçekleştirileceği gama ışını ve değişik kilovoltajlardaki X-ışınlan ile radyografik çekim şartlarına uygun halde tasarlanmıştır. Tasarlanan bu örnekler, basamaklı penetremetreler haline getirilmiş, daha sonra X ve gama ışınlan kullanılarak deneyler gerçekleştirilmiştir. Tüm bu deneyler sonucu elde edilen radyograflardaki basamakların densitometre ile ölçülen yoğunluk farklılıkları incelenmiştir. Bu film yoğunluk farkları ile malzeme kalınlıkları arasındaki ilişkiden hareketle, değişik kilovoltajlardaki X ve gama ışınlan için denel olarak yan-değer kalınlıkları tespit edilmiştir.