EE- Nükleer Araştırmalar Lisansüstü Programı - Yüksek Lisans

Bu koleksiyon için kalıcı URI

http://hdl.handle.net/11527/12731

Gözat

Çıkarma tarihi ile EE- Nükleer Araştırmalar Lisansüstü Programı - Yüksek Lisans'a göz atma

Dizinde bir noktaya atla:
  • Öge
    Basınçlı su soğutmalı reaktörlerde yoğuşturucu su sıcaklığının değişmesinin reaktör gücüne etkisi
    (Enerji Enstitüsü, 1993) Toysal, Nüvit ; Yavuz, Hasbi ; 28557 ; Nükleer Araştırmalar
    Bu çalışmada, basınçlı su soğutmalı reaktörlerde yoğuşturucu so ğutma suyu sıcaklığı artışının reaktör gücüne olan etkisi incelenmiş tir. Bu çalışma için Akkuyu Nükleer Güç Santralı Projesine ilişkin veriler örnek olarak alınmıştır. Birinci bölümde, Akkuyu da kurulması düşünülen Basınçlı Ağır Su Reaktörü hakkında genel bilgi verilmiş olup, santral ekipmanlarının işlevleri anlatılmıştır. Bu bölümde yüksek ve alçak basınç türbinleri, türbin by-pass sistemi, nem ayırıcı/kızdırıcı, buhar-jet hava ejektör- leri ve buhar kaçağı sistemleri incelenmiştir. İkinci bölümde, yoğuşturma ve ısı besi-suyu sistemleri hakkında genel bilgi verilmiş olup, tez konusunun esasım teşkil eden yoğuşturu cu! ar incelenmiştir. Yoğuşturucuda kullanılan yoğuşturucu tüpleri, yo ğuşturucu kabı, su akıntı kutuları, buhar-jet hava ejektörleri ve ani kalkış hava ejektörleri hakkında bilgi verilmiştir. Ayrıca ana soğut ma suyu sistemi (deniz suyu) ve deniz suyu korozyonuna karşı korunma sistemleri hakkında da bilgi verilmiştir. üçüncü bölümde, santralın bazı karakteristik noktalarında mevcut verilere göre akışkanın basınç, sıcaklık, entalpi vb. gibi termodina mik özellikleri ayrıntılı olarak hesabedi İmiştir. Santrala ait söz- konusu edilen bu noktalardaki termodinamik özellikler bir şema üzerin de gösterilmiştir. Bu sonuçlara göre entalpı-entropi (h-s) diyagramı çizilmiş olup, bölümün sonunda bulunan entalpi tablosu hazırlanarak tüm noktaların termodinamik özellikleri belirtilmiştir. Ayrıca türbin işleri, verimler ve özgül ısı oranları da hesaplanmıştır. Dördüncü bölümde yoğuşturucu hesabı ayrıntılı olarak incelenmiş tir, öncelikle yoğuşturucu boruları ve malzemesi seçimi yapılmış olup, buradan çıkan verilere göre yoğuşturucu tüp ölçüleri belirlenmiştir. Daha sonra toplam ısı transfer katsayısı hesaplanmıştır. Buradan yo la çıkılarak yoğuşturucu soğutma yüzeyi, yoğuşturucunun özgül buhar yükü tesbıt edilmiştir. Tüm bu hesaplamalardan sonra bölümün sonunda dizayn hesapları tablo halinde verilmiştir. Beşinci bölümde buhar üreteci hesabı yapılmıştır. Verilerden yo la çıkılarak reaktör kısmı ve buhar üreteci (1. devre) kısmında üreti len ısılar hesaplanmıştır. Altıncı bölümde yoğuşturucu soğutma suyu sıcaklığı artışının et kileri incelenmiştir. Santralın bulunduğu bölge Akdeniz Bölgesi olup, Akkuyu'da tesis edilmesi planlanmıştır. Akdeniz Bölgesinde deniz su yu sıcaklığı, yaz ortalamalarına göre 30 (°C) dolayında bulunduğu bi linmektedir. Bu bölümde, başlangıç deniz suyu sıcaklığı 17 (°C) ki bu değer yoğuşturucunun dizayn değeridir, bu değerden itibaren sıcaklığın artmasıyla reaktör gücüne olan etki incelenmiştir. Yedinci bölümde i- se altıncı bölümde bulunan değerler yardımı ile özgül ısı oram ve net elektrik çıkışına ait iki eğri çizilmiştir. Bu eğriler yardımı ile so ğutma suyu sıcaklığının artması ile reaktör gücünde meydana gelen deği şim hakkında yorun getirilmiştir.
  • Öge
    Nötron transmisyon tekniği ile Bor'un kantitatif analizi
    (Enerji Enstitüsü, 1993) Eren, Erdinç ; Bayülken, Ahmet ; Nükleer Araştırmalar
    Kantitatif bor analizi, kolorimetrik titrasyon gibi kimyasal metodlarla yaygın bir şekilde yapılmaktadır. Doğal bor 'un yüksek nötron yutma tesir kesitine sahip olması bor 'un analizinin absorpsiyon ölçümleriyle yapılmasını cazip kılmaktadır. Bu çalışma, bor analizinde önceki araştırmalarda kullanılan "Nötron Radyografi Tekniği" nin bir devamı niteliğindedir. Yapılan çalışmalar sonucunda, bor içeren homojen çözeltilerin nötron yutma oranı sayesinde çözeltideki bor miktarı, kantitatif olarak oldukça kısa sürede ve ppm mertebesinde bir hassaslıkta bulunabilmektedir.
  • Öge
    TR-2 reaktöründe kontrol çubuğu kalibrasyonunun karşılaştırılmalı incelenmesi
    (Enerji Enstitüsü, 1993) Bahçeci, Gülfem ; Yavuz, Hasbi ; 28556 ; Nükleer Araştırmalar
    Reaktivite ve reaktivite değişimi, reaktör dizaynında, kontrolünde ve güvenliğinde kullanılan önemli bir kavramdır. Bir reaktörün işletilmesi ve kontrolü genellikle kontrol çubukları vasıtasıyla reaktöre pozitif ve negatif reaktivite verilmek suretiyle sağlanır. Kontrol çubuklarının reaktör kalbinde bulundukları pozisyonlara göre reaktivite değerlerinin bulunması, kontrol çubuk kalibrasyonu olarak adlandırılır. Bu amaçla kullanılan reaktivite ölçme metodlarından başlıcaları pozitif peryod, çubuk düşürme, kaynak çekme, çubuk salınma, rossi alpha ve ortalamaya göre değişim, nötron darbesi, yakıt yerine zehir koyma metodlarıdır. Bu tekniklerden en yaygın olarak kullanılan pozitif peryod ve çubuk düşürme metodu, TR-2 Reaktörünün kontrol çubuklarına uygulanmıştır. Pozitif peryod metodu kullanılarak yapılan deneysel çalışmada reaktöre verilen pozitif adım reaktivite; 1- Gücün iki kat olma zamanından hesaplanan kararlı peryodun inhour eşitliğinde yerine konulmasıyla, 2- Deney sırasında bilgisayara kaydedilen nötron yoğunluğu-zaman verilerine göre çizilen eğri yardımıyla bulunan inhour denkleminin kökünün, ilgili bilgisayar programına veri olarak girilmesiyle bulunmuştur. Pozitif peryod metodunda kontrol çubuğunun her yukarı çekilişinde reaktöre verilen adım şeklindeki reaktivite değeri 30-300 pcm değerleri arasında sınırlı olup, çubuğun tümünün yukarı çekilmesine kadar bu işlem devam ettiğinden, bu metodun uygulanması uzun zaman gerektirmektedir. Bu metot alçak bir güç seviyesinde uygulanır. Çünki yüksek güç sebebiyle artan reaktör sıcaklığı, reaktivite hesabında hataya sebep olur. Çubukların gölgeleme etkilerinin azaltmak için kalibrasyonu yapılan çubuğun dışındakiler, reaktörün her kritik olması sırasında aynı seviyelere çekilmelidir. Kararlı peryodun hesabı, geçici rejim hareketinin sönümlenmesinden sonra, yapılmalıdır. Ancak reaktör güç artışından dolayı sıcaklık artışının reaktiviteyi değiştirebileceği göz önüne alınarak, çok uzun bekleme samanı sakıncalıdır. Çubuk düşürme deneyinde bir kontrol çubuğunun en üst konumundan reaktör kalbine düşürülmesiyle ortama verilen negatif reaktivite, bilgisayara kaydedilen nötron yoğunluğunun bozunum eğrisinden hesaplanmıştır. Çubuk düşürme metodunun uygulanması basit olmakla birlikte analizi karışıktır. Çubuk düştükten ve ani geçici rejim hareketinden sonraki nötron akı seviyesinin doğru tesbiti zordur. Bu da reaktivite hesabında hata kaynağıdır. Bu metotla bir kaç bin pcm mertebesinde reaktivite ölçmek mümkündür. TR-2 Reaktörünün kontrol çubuklarına uygulanan pozitif peryod ve çubuk düşürme deneyleri sonucunda bulunan reaktivite değerleri birbirine yakın olup, her iki metodun birbiriyle uyumlu olduğu söylenebilir.
  • Öge
    Numerical computation of condensation rate of vapor on an open channel using k-E turbulance model
    (Enerji Enstitüsü, 1993) Mollaoğlu, Güray ; Yavuz, Hasbi ; 28558 ; Nükleer Araştırmalar
    Nükleer reaktörlerin güvenilirlikleri özellikle Three Mile Island ve Çernobil Kazalarından sonra büyük önem kazanmıştır. Füzyon teknolojisindeki gelişmeler bir yana konursa nükleer teknolojinin geliştirilmesi için yapa. lan araştırmaların büyük bir kısmı nükleer rektörlerin güvenilirliklerini arttırmak üzerinde yoğunlaşmıştır. Böylece toplumların nükleer teknojiye karşı olan tereddüt ve korkuları giderilmeye çalışılmıştır. Bir nükleer reaktörün ısıl-hidrolik tasarımı güvenliği açısından büyük önem taşır. Reaktör kalbinde üretilen nükleer enerjinin elektrik enerjisine dönüşümünde ısıl- hidrolik sistemler önemli rol oynar. Bununla birlikte reaktör kalbinin yeterli soğutul amadıgı durumlarda güvenlik sistemlerinin önemli bir bölümü ısıl-hidrolik sistemler içindedir, örneğin, soğutucu kaybı veya akış kaybı gibi önemli kazalar söz konusu olduğunda nükleer enerjinin üremeye devam etmesinden dolayı reaktör kalbi ile beraber diğer yapıların fazla hasara uğramadan kurtarılması acil soğutma devrelerinin tasarımına bağlıdır. Üzerinde çalıştığımız problem ise su soğutmalı bir reaktördeki bu acil soğutma devrelerinin kullanılması halinde gerek acil soğutma suyunun yüksek basınçtan alçak bir basınca çıkmasından, gerekse rektör çekirdeğinde üreyen nükleer enerjiden dolayı oluşan su buharını içinden su akan kanallarda yoğuştururken buhar yoguşma hızının hesaplanması ile ilgilidir. Bu tür soğutma sistemlerinin güvenilirlikleri ise tasımlarına bağlıdır. Problemi ele alış nedenimiz ise olayı bilgisayar vasıtasıyla sayısal olarak çözümlemekti. Ancak bu çalışma bir yüksek lisans tezinin boyutlarını aşacağından problemi daha basit bir hale indirgeyip çözüm aradık. Gerçekte su ve buharın ters veya eş yönlü aktığı bu yoguşma kanallarını biz üstü açık kanallar olarak ele alıp buharın akmadığı haller için çözüm aradık. Bu çalışma bundan sonra yapılması düşünülen gerçek problemin çözümüne yönelik olan çalışmaya temel teşkil edecekti. Problem kısaca içinden su akan ve üstü açık bir kanal üzerindeki buharın yoguşması ' ve bu yoguşma miktarının hesaplanması olarak tanımlanabilir. Buharın yoguşma hızı kanalda akan suyun içindeki hız ve sıcaklık alanlarına bağlıdır. Bu nedenle problem, kanalda akan suyun içindeki hız ve sıcaklık alanlarını sınır şartlarına bağlı olarak çözmekten ibarettir. Problemi çözerken yapılan yaklaşımlar ise şöyle sıralanabilir: Problem iki boyutta çözülmüştür. Boyutlardan biri kanal uzunluğu diğeri ise kanal içinde akan suyun yüksekliğidir. Çözüm üçüncü boyut olan kanal genişliğinden bağımsızdır. viii Kanal içinde akan bu sıkıştın lamaz bir akışkandır; yoğunluk, viscosite gibi özellikleri sicaklıktan bağımsızdır. Kanal içinde akan suyun yüksekliği kanal boyunca sabittir. Bu yaklaşım her ne kadar problemin çözümüne bir kolaylık getiriyorsa da gerçek çözüme bir hata payı katmaktadır. Çözüm zamandan bağımsızdır. Turbulanslı akış için çözüm aranırken düşük Reynolds sayılı k-? turbulans modeli kullanılmıştır. Yoguşma hıza. su-buhar arasındaki yüzeyde enerji denkleminin çözümü için gerekli olan sınır şartı uygulanarak hesaplanmıştır. Su içindeki hız ve sıcaklık alanları süreklilik denklemi, Navier-Stokes denklemleri ve enerji denklemi beraber çözülerek hesaplanmıştır. Sayısal çözüm Yrd. Doç. Dr. Necdet Kurul tarafından geliştirilen FLOR ( Düşük Reynolds sayılı k-? turbulans modeli kullanan akış alanı çözücü ) kodu kullanılarak bulunmuştur. Bu program akış alanı denklemlerini SIMPLER [3] algoritmasını kullanarak çözmektedir. Denklemler sonlu farklar metodu ile ayrı ki aş tın lirken Hybride ( Melez ) şeması kullanılmıştır. Âfnklaştırma sonucu oluşan denklem takımları Crout algoritması ile çözülmüştür. Turbulanslı akış için k-6 modeli kullanılmıştır. k-? turbulans modeli günümüzde genel anlamda turbulanslı akışların çözümünde oldukça sık kullanılan bir modeldir. ix Bu model biri çalkantı enerjisi diğeri ise çalkantı sönümü için yazılan iki denklemden ibarettir. Bu denklemlerin çözülmesi ile turbulans sonucu etkisini. gösteren eddy viscosite ve eddy ısıl iletkenlik değerleri hesaplanmakta ve bu değerler Navier-Stokes denklemleri ( Momentum denklemleri ) ve enerji denklemlerine konularak hiz ve sıcaklık alanları bulunmaktadır. Sınır koşulları ise şöyle sıralanabilir: Yatay doğrultudaki momentum denklemi için giriş şartı olarak kanala sabit ve diizgün bir hızla giren suyun hızı verilir. Çıkış şartı olarak ise çıkıştaki bilinen basıncın değeri verilir. Sabit ve katı duvar yüzeyindeki sınır koşulu ise yüzey sürüklenmesi ile duvara çok yakın bir noktadaki hız, dolayısıyla yerel Reynolds sayısı, arasındaki bağıntıdır. Serbest yüzey sınır koşulu olarak ise buradaki basınç ve su kalınlığının sabit kaldığı kabul edilerek sıfır kayma gerilmesi şartı uygulanır. Düşey yöndeki momentum denklemi için ise duvar ve serbest yüzeydeki şartları yazmak yeterlidir. Düşey hiz her iki sınırda da sıfırdır. Enerji denkleminin sınır şartları ise giriş, sabit duvar ve serbest yüzey şartlarıdır. Kanal girişinde suyun sıcaklığı sabittir. Duvarda ise sıfır ısı akısı şartı uygulanabilir. Bu da buhardan suya aktarılan ısının taşı ramla alıp götürülmesi anlamına gelir. Serbest yüzeyde ise suya buhardan hem sıcaklık farkından hem de yoğuşmadan dolayı ısı geçişi vardır. Buradaki sınır şartı bu koşullar altında buhardan gelen toplam ısı. alası şartıdır. Turbulans hareket enerjisi ve turbulans sönümü için ise sınır şartları duvar fonksiyonları yöntemi ile bulunabilir.
  • Öge
    Kullanılmış bir nükleer yakıt çubuğundaki sıcaklık dağılımının sonlu eleman yöntemi ile belirlenmesi
    (Enerji Enstitüsü, 1993) Yılmaz, Neslihan ; Yavuz, Hasbi ; 28711 ; Nükleer Araştırmalar
    Bir nükleer yakxt çubuğu, reaktörde bulunduğu süre içerisinde, yapısında bir takım değişiklikler meydana gelmekte ve nonhomojen bir yapıya sahip olmaktadır. Bu yapısal değişikliklerin sonucu olarak, yakıttaki sıcaklık dağılımına ait nonlineer denklemlerin analitik çözümleri tam olarak yapılamamaktadır. Bu nedenle, böyle bir problemi çözmek için sayısal yöntemlerden birini kullanmak kaçınılmaz olmaktadır. Bu çalışmada öncelikle, çözüm için önerilebilecek sayısal yöntemler tanıtılmış ve bunların probleme uygunluğu tartışılmıştır. Ayrıca, yakıtın yapısında meydana gelen değişiklikler ve bunların nedenleri, başka bir deyişle, nonlineer lig in ve nonhomojenliğin oluşumunun sebepleri hakkında bilgi verilmiş, bu durumun yakıtın sıcaklık dağılımı üzerindeki sonuçlarından bahsedilmiştir. Reaktörde, genellikle üç farklı yapıya sahip olacak şekilde yeniden yapılanan ve merkezi boşalan, ileri safhalarda içinde yeryer çatlakların oluştuğu bir yakıt çubuğundaki nonlineer sıcaklık dağılımının belirlenmesi problemini esas alarak bir model problem seçilmiştir. Bu model, üç farklı yapıda şekillenmiş, merkezi boşalmış ve içinde halka şeklinde bir kırığın bulunduğu bir yakıt çubuğudur. Problem için, sonlu eleman yöntemi il© kararlı halde ısı iletimi denklemleri türetilmiş ve bu denklemlerden hareketle, böyle bir model problem için sıcaklık dağılımını bulan bir bilgisayar programı geliştirilmiştir.
  • Öge
    Uranyum Örneklerinde Safsızlık Verimlerinin Plazma Emisyon Spektrometresiyle Tayini
    (Enerji Enstitüsü, 1993-07-06) Albayrak, M. Serhan ; Bilge, Ali Nezihi ; 28543 ; Nükleer Araştırmalar ; Nuclear Studies
    Nükleer güç, ekonomik enerji temininde en önemli enerji kaynaklarından biri olarak kullanılmaktadır. Nükleer güç reaktörleri yapımında kullanılan, özellikle reaktör kalbi ve yakınındaki malzemelerin doğru ve güvenilir olarak belirlenmesi gerekmektedir. Nükleer saflıkta uranyum dioksit, diğer özel liklerinin yeterliliği ile birlikte, içerdiği saf3izlık ele mentleri konsantrasyonlarının toplamının 1500 ppı'i geçmemesi sağlanarak nükleer güç reaktörlerinde yakıt olarak kullanıl maktadır. Nükleer yakıt içindeki safsızl ıkların reaktör verimini düşürmesi yanında düzensiz kullanım zamanına da neden olduğu, ve ayrıca atık malzemelerinde radyoaktivite miktarını istenmeyen düzeyde artırdığı bilinmektedir. Bu çal ışmada, uranyum içindeki birçok safsızl ık elementinin belirlenmesi için uran i I nitrat % 100 Tri-n-butil fosfat (TBP) ile ekstrakte edilmiş olup uranyum organik faza alınarak beiirienen 15 safsızl ık elementinin sulu fazda kaima verimleri Endüktif Bağlantılı plazma Atomik Emisyon Spektrometresi ile incelenmiştir. Uranyumun tamamen uzaklaştırılması yanında safsızl ık ele mentlerinin maksimum verimle kalmaları için, farklı uranyum konsantrasyon ara Ilgındaki uran i I nitrat çözeltileri üç değişik metodla hazırlanmışlardır. Konsantrasyonları 70-120 gU/it ara sındaki uran i i nitirat çözeltilerinin, 2:1 Organ i k/fisi 1 1 i su(0/R) ekstraksiyon, 4:1 (0/fi) yıkama ve 1:1 (O/fi) ekstraksiyon metodu iie yapılan çalışmada, örnekde 2.5-5 ppm uranyum kalmış, ve yüksek oranda (% 85' in üzerinde) safsızl ık elementleri verimleri sağlanabilmiştir. Konsantrasyon arası 6-70 gü/lt uranı I nitrat çözeltilerinin, \:\ (0/fl) ekstraksiyon, 2:1 (Û/fi) yıkama (1:1 (0/fi) ekstraksiyon metodu ile, örnekde 0-2 ppm uranyum)ve % 95-100 arası verimle safsızl ık elementleri kalmıştır. Bu çalışmada uranyumun-TBP ekstraksiyon süresi ve sıcaklık değişikliklerinin etkisi ile ICP-flES de seçilen dalga boylarında % 95 güvenilirlik içinde tayin sınırları belirlenmiştir.
  • Öge
    Bir Nükleer Kaza Sonrası Doğal Taşınım İle Isı Çekiminin Sayısal Olarak İncelenmesi
    (Enerji Enstitüsü, 1994-02-07) Erdem, Y. Tuba ; Baytaş, Cihat ; 35656 ; Nükleer Araştırmalar ; Nuclear Studies
     Geniş kullanım alanları dolayısıyla, içinde enerji kaynağı bulunduran veya dışardan ısıtılan kapalı kaplardaki doğal taşınım problemleri üzerine yapılan çalışmalar çok önem kazanmıştır. Bu çalışmaların ilginç ve önemli odak noktalarından biri de nükleer kazalarda kalp malzemesinin eriyerek meydana getirdiği enkazın şiddetli bir ısı kaynağı gibi ve reaktör kabının da kapalı bir kap gibi davranarak oluşturduktan modeldir. Bu çalışmada başlangıç noktası olan bu model, kapalı bir kap İçersinde, bir ısı kaynağı içeren akışkan için doğal taşınım problemi olarak ele alınmaktadır. Bütün temel korunum denklemleri söz konusu fiziksel modele uyarlanmış ve sonlu farklar metoduna göre sayısal olarak çözülmüştür. Akışkan olarak ergimiş kalp malzemesi seçilmiş ve buna bağlı olarak da Pradtl sayısı 0.73 olarak alınmıştır. Tüm sonuçlar 0-106 arasında değişen farklı Rayleigh sayılan için incelenmiştir. Ayrıca ısı transferi hesabı yapılarak yerel ve ortalama Nusselt sayıları hesaplanmış, yerel Nu sayılarının duvarlar boyunca değişimi ve ortalama Nu sayılarının da, sistemin sürekli rejime ulaşmasının incelenmesi açısından, zamana göre değişimleri belirlenmiştir. Ayrıca, tüm sonuçlar sıcaklık ve hız alanları şeklinde sunulmuştur.
  • Öge
    Bir Nükleer Reaktörde Yapay Sinir Ağları Yardımıyla Durum Değişkenlerinin Kestirilmesi 
    (Enerji Enstitüsü, 1995-01-16) Köksal, Bektaş Ali ; Geçkinli, Melih ; 46307 ; Nükleer Araştırmalar ; Nuclear Studies
    Sinir ağı uygulamaları ya da alışıla gelen ismi ile Yapay Sinir Ağları birbirleri ile çok yoğun bir şekilde bağlantılandırılmış basit hesaplama birimlerinden oluşurlar. Yapay sinir mimarisi yapacağı göreve göre seçilir. Genelde nöronlar "LEGO" modülleri gibi eklenerek daha büyük yapılar oluştururlar. Paralel ve dağılmış işlemci yapısı sinir ağlarına "spread sheet" gibi bir özellik kazandırır.Sinir ağları statik örüntü tanımada, fonksiyon kestiriminde, sistem dinamiği benzeşiminde, içerik adresli bellek oluşturmada, istatistik gruplamada kullanılabilirler.Uygulama olarak, el yazısı okuma ve seslendirme, proses kontrolü, optik algılama, konuşma algılama, finans mühendisliğinde borsa trendi belirleme gibi, doğrudan nümerik yöntemlerle çözümlenmesi zor olan veya algoritması bilinmeyen popüler problemler gösterilebilir.Bellek kapasiteleri geniş olan ağlar verilen örnek problemleri öğrenip genellemek yerine ezberlemek yoluna gidebilirler. Bu durumun olup olmadığını anlamak için egğitim esnasında yeni test problemleri ile sistemin performansı sürekli olarak sınanır.
  • Öge
    Integral Fast Reactors
    (Energy Institute, 1995-01-30) Külçe, Necdet ; Gencay, Şarman ; 46305 ; Nuclear Studies ; Nükleer Araştırmalar
    The world energy demand in the future will not be under the present level, because much longer population with energy consumption less than world average. It seems impossible to solve the lack of energy problem without nuclear energy and an environmental side effect. In the 21st century, an opportunity will be for nuclear power to solve the world electric energy source problem. The rate of improvement in power reactor technology is rising which indicates that rapid technology advances will continue to be made in existing reactors designed for near future. Most of the reactors will be based on the large amount of performance experience from existing reactors. The researchers declare that new technologies should be adopted to new plants. In addition, this is the way of improving the safety of the future nuclear power plants. Because, the current nuclear technologies are not able to meet this challenge. This is the result of shortcomings in the technology that the next generation nuclear power technology must overcome. The presence of fertile materials in the core causes to create new fissionable materials. So, new fuel is created converting the fertile nuclei to fissile nuclei through neutron capture and radioactive decay. This means that it is possible to produce more Pu-239 than is burned, which is called to "breed" new fuel. The idea behind breeder idea is this fact. Metallic fuel is the key to the IFR concept. Metallic fuel has an excellent steady state performance and high burn-up potential characteristics. Metallic fuel has a much higher breeding ratio than oxide or carbide fuels. The easy fabrication of metallic fuels combined with simple, compact pyrometallurgical reprocessing promises a major cost reduction in the LMR reactor fuel cycle. The IFR idea has a number of specific technical advantages satisfying the design goals of advanced LMRs. These areas are fuel performance, inherent passive safety, economics, waste management, operability and reliability, as a system for actinide recycles program. In the actinide recycle system, the longer lived transuranic (TRU) isotopes are converted to shorter lived products by means of transmutation and fission. The basic system of this process is pyroprocess. Recently, the IFR research program is getting nearer to completion and is in the early stages of developing LWR actinide recovery for recycle in the ALMR. The core reactivity shutdown and decay heat removal without relying on devices requiring switches and outside sources of power are the main purpose of the inherent safety feature. The IFR technology development effort provides opportunities for active participation by the academic studies. First, the IFR is a next generation advanced reactor concept. Now is the right time to pursue fundamental research and development to advance its technology base. The IFR incorporates many new technologies that are different from conventional nuclear technologies; metallic fuel, reprocessing basedj^eai electrorefining, new waste forms etc.,. New emerging technologies aip&V#MfHeş innovations in the reactor design and the fuel cycle closure can be used.
  • Öge
    Investigation Of Mass Transfer At Nuclear Power Reactor Cooling Channels
    (Energy Institute, 1995-06-11) Biçer, Özkan Feza ; Gençay, Şarman ; 46493 ; Nuclear Studies ; Nükleer Araştırmalar
     In this study, mass transfer in the nuclear reactor cooling channels are simulated by the subchannel analysis code COBRA-PC4. In order to perform this simulation, the COBRA-IV-I code should be adapted into available computer media. Original COBRA-IV-I code is obtained from OECD NEA Databank in the format compatible for IBM mainframe computers. Then the adaptation work is performed to obtain an IBM PC compatible COBRA-PC4 code. After obtaining PC compatible code, simulation step is started for subchannels. Three kinds of experimental setup are simulated with fourteen different cases, and the results compared with the experimental data. As the final stage of this work, predictive experimental cases are simulated in order to give the predictive data to the future experimental studies. 
  • Öge
    Nükleer Enerjinin Roket Tahrik Sistemlerinde Kullanımı
    (Enerji Enstitüsü, 1995-06-26) Çağlar, Cem ; Edgü, Erdinç ; 46319 ; Nükleer Araştırmalar ; Nuclear Studies
     Bu çalışmada genel hatlarıyla nükleer enerjinin roket tahrik sistemlerinde kullanımı üzerinde duruluyor. Giriş bölümünde; roketlerin evrimi kısaca anlatıldıktan sonra, roket motorlarının sınıflandırılması yapılıyor. Bu bölümde ileri roket tahrik sistemlerinin yamsıra farklı teknik kullanan nükleer roketler üzerinde duruluyor. İkinci kısımda roket performans parametrelerinin nasıl oluştuğu gösteriliyor. Bu parametrelerin kullanımıyla tüm roketin performansı elde edilir. Sistem analizi bölümünde ise çeşitli dizayn değişkenlerinin optimizasyonu ve nükleer roketler için genel performans bölgelerinin tanımlanması yapılıyor. Burada önemli olan her bir bileşenin parametresinin bileşenin tüm araç performansı üzerine etkileriyle belirlenebiliri esidir. Nükleer roketlerde hedef düşük molekül ağırlıklı yakıtı kullanılabilir sıcaklıklara ısıtmaktır. Bu da en azından kullanılan ısı transferi proseslerini bilmeyi gerektirir. Bu çalışmada ısı transferinin nükleer roketlerle ilgili kısımları inceleniyor. Roket reaktörünün performansı, reaktör bileşenlerinin malzeme limitleriyle belirlenir. Maksimum performans, tüm bileşenlerin mümkün olabilen malzeme limitlerine itilmesiyle sağlanır. Bu nedenle nükleer roketlerde kullanılan malzemeler kısaca incelendi. Nükleer roketlerin kontrolünde reaktör kontrolüne ek olarak kısa zaman aralığında işletme koşullarına ulaşılması söz konusudur.Bu çalışmada roket kontrolü üzerinde genel hatlarıyla duruldu. 
  • Öge
    Gama Geçirgenlik Tekniği İle Yoğunluk Tayini
    (Enerji Enstitüsü, 1995-06-26) Baltacıoğlu, Neslihan ; Bilge, Ali Nezihi ; 46317 ; Nükleer Araştırmalar ; Nuclear Studies
    Radyasyondan yararlanılarak oluşturulmuş teknikler den endüstrinin birçok dalında, üretimin her aşamasında önemli ölçüde faydalanılmaktadır. Radyasyona duyarlı Ölçme cihazları (radiogauging) ; radyoaktif ışınlar yar dımıyla ve bu ışınlarla ölçümler yapıp, bunları yorumla yarak çalışan sistemlerdir. Bu teknikler ve tekniklerle oluşturulmuş sistemler kullanılarak kalınlık, yoğunluk, seviye, nem, v.b. ölçümler kolaylıkla yapılabilmektedir. Bu çalışmanın konusu da gama radyasyonu ile gama geçirgenlik (transmisyon) tekniği kullanarak farklı mal zemelerin yoğunluk tayinlerini yapmaktır. Bu amaçla ön ce laboratuvarlarda kaynak, yoğunluğu bilinen çeşitli maddeler, dedektör, çok kanallı analizör ve diğer ilgili aletlerden oluşan deney düzeneği kurulmuş, sonra I.T.Ü Nükleer Enerji Enstitüsü TRIGA MARK-II reaktöründe ışın lama suretiyle istenen özelliklerde gama kaynağı olan Na-24 radyoizotopu üretilmiş, deney düzeneğine eklenmiş tir. Farklı yogunluklardaki katı ve sıvı maddeler kul lanılarak gama geçirgenlik prensibine göre sayımlar a- 1 inmiştir. Yinelenen bütün sayımların her deneyde iki şer kez ölçülmesi sonucu standart sapmaları hesaplanmış tır. Bu standart sapmalar da belirtilerek yapılan öl çümlerle farklı malzemelerin daha önceden konvansiyonel şekilde ölçümlenip hesaplanan yoğunluğu arasındaki deği şimi veren grafik çizilmiş ve yorumlanmıştır. Elde edilen bu kalibrasyon grafiği; yoğunluğu bi linmeyen maddeler için de gama geçirgenlik tekniğine gö re ölçümlerin yapılmasıyla elde edilen değerlerin uygu lanmasıyla duyarlı ve güvenilir sonuçların alınmasını sağlamıştır. 
  • Öge
    İki Boyutlu İki Gruplu Nötron Difüzyon Denkleminin Çözümünde Sınır Elemanları Yönteminin Kullanılması
    (Enerji Enstitüsü, 1995-06-26) Çavdar, Şükran ; Özgener, H. Atilla ; 46571 ; Nükleer Araştırmalar ; Nuclear Studies
    Sınır Elemanları Yöntemi'ni (Boundary Element Method-BEM), iki boyutlu iki gruplu nötron diftizyon denklemine uygulamak amacıyla gerçekleştirilen bu çalışmanın ilk bölümünde, BEM'in temel kavramları gözden geçirilmiş ve diğer sayısal yöntemlerle kısa bir karşılaşürması yapılmıştır. Ardından gelen ikinci bölüm, BEM'in, iki boyutlu iki gruplu nötron diftizyon denklemine uygulanmasıdır. Nötron diftjzyon denkleminin sınır integral denklemine dönüştürülüp, ardından BEM'in uygulanması sırasında ikinci grup denkleminde değişken olarak farklı bir yaklaşım kullanılmıştır. İkinci bölümdeki bu inceleme, serbest kaynak ve her iki grup için de fısyon kaynağı olması durumları için ayrı ayrı yapılmıştır. Gerçekleştirilen formülasyonlara uygun olarak, iki boyutlu tek gruplu nötron diftizyon denklemini çözen BENffS yanlımı temel alınarak BEMG2 yazılımı geliştirilmiştir. Yazılımın doğrulanması, ele alınan problemlerin yazılımın çalıştırılmasından elde edilen sonuçlarının, analitik çözümleriyle ve uygun başka yazılımların sonuçlarıyla karşılaştırılmasıyla yapılmıştır. BEMG2 yanlımı sadece iki guplu problemlerin çözümünde değil, tek gruplu problemlerin çözümünde de kullanılabilmektedir. Bu, üçüncü bölümde test edilen uygulamalarda da görülebilmektedir. Son bölümde ise genel bir değerlendirme yapılmaktadır. BEMG2, Fortran77'de yazılmış ve tüm testler Inte1486 işlemcili kişisel bilgisayarlarda MSDOS6.2 altında yapılmıştır. Yazılım listesi ve yanlımda kullanılan değişkenlerin tablosu EK.C'de verilmiştir.
  • Öge
    İ.t.ü. Triga Mark-ıı Reaktörünün İki Boyutlu Bilgisayar Simülasyonu
    (Enerji Enstitüsü, 1995-06-26) Özkan, İsmail ; Yavuz, Hasbi ; 46572 ; Nükleer Araştırmalar ; Nuclear Studies
    Çalışmada, İ.T.Ü. Triga Mark-II Reaktör kalbi için zamanla değişen iki boyutlu bilgisayar simülasyon yazılımı hazırlanmıştır. Reaktör kalbinin simülasyonu için iki temel model kullanılmıştır. Bunlar nötronik ve termohidrolik modeldir. Nötronik model olarak yer- zaman bağımlılığım ifade etmek için küple nodal kinetik denklemler kulanılmıştır. Bu amaçla reaktör elli noda ayrılmıştır. Çalışma için kuplaj katsayıları hesaplanmıştır. Ayrıca modelde, yakıt sıcaklığı reaktivite geribeslemesi dikkate alınmıştır. Kalbe kontrol çubukları ile reaktivite girişi vardır. Termohidrolik model, nodlara ait yakıt sıcaklıkları, moderator sıcaklıkları, moderator hızlan ve yoğunluklarına ait denklemlerle ifade edilmiştir. Ayrıca yakıta ve moderatöre ait paremetrelerin sıcaklık bağımlı olduğu kabul edilmiştir. Moderator hızlan, momentum korunumu denklemlemlerinden elde edilmiştir. Nötronik ve termohidrolik modelde elde edilen diferansiyel denklemler çözümü için "Semi-Implicit " ve "Implicit " yöntem kullanılmıştır. Sonuçta, İ.T.Ü. Triga Mark-II Reaktör kalbi için etkileşimli bilgisayar simülasyon yazılımı geliştirilmiştir. Bu yazılım Turbo C++ 3.0 'da yazılmış ve PC/AT' de çalıştırılmıştır.
  • Öge
    Çeşitli Madensuyu Ve Sodaların Radyoaktivite Seviyelerinin Tayini
    (Enerji Enstitüsü, 1995-06-28) Er, Zuhal ; Tuğrul, Beril ; 46570 ; Nükleer Araştırmalar ; Nuclear Studies
    Üzerinde yaşadığımız dünyamız, bir kısım radyoizotopları doğal olarak bulundurmaktadır. Bu radyoizotopların doğal çevremizde yarattığı radyasyon etkisi esas itibariyle "Doğal Çevre Radyasyonu" olarak nitelenmektedir. Süz konusu doğal çevre radyasyonunun önemli kaynağı olan doğal radyoizotoplar, toprakta bulunabileceği gibi, atmosferde de bulunabilmektedir. Toprakta var olan radyoizotoplar, toprakla temasta olan su içinde çözünebilmek t e ve çevre sularında doğal radyasyonu oluşturmaktadır. Toprakla temasta olan sular ise yerüstü suları ve yeraltı suları olarak başlıca iki grupta incelenebilir. Yeraltı suları, toprağın farklı derinliklerindeki cegitli elementlerle temas edebi lmektedi r 1er. Genellikle, toprağın derinliklerine kadar inip daha sonra yeryüzüne çıkan, özellikle dünyamızın jeolojik yapı bozukluklarının, örneğin; fay hatları dolayındaki yeraltı suları, bazı mineralleri ve bu arada radyoizotopları, diğer sulara göre daha cok ihtiva etmektedirler. îste bu tip suları "Maden Suyu" olarak nitelemekteyiz. Ayrıca, soda içeren bir grup su da bulunmaktadır ki; bunlar halk dilinde kısaca "Soda" olarak anılmaktadırlar. Öte yandan, maden suyu ve soda özelliğini beraberce gösteren içecekler de söz konusudur. Bu durumda maden suyu ve sodalarda doğal radyoaktivite seviyesi, diğer içme sularından "bir miktar" daha yüksek olabilmektedir. Maden suyu ve sodalar, içerdikleri elemanlar nedeniyle genellikle, hazmı kolaylaştıran etkileri bulunduğundan, insanlar tarafından tercih edilen içecekler olabilmektedirler. Hatta günümüzde, doğal sodalara benzer içerikte "Yapay Soda" üretimi de yapılmaktadır. Bu Yüksek Lisans Tezi çalışmasında, doğal ve yapay soda ve maden sularında radyasyon seviyesi tayini amaçlanmıştır. Bu amaçla, piyasada satılmakta olan maden suyu ve sodalar temin edilmiş ve radyasyon seviyeleri tayin edilmiştir. ITU Nükleer Enerji Enstitüsü Nükleer Uygulamalar Anabilim Dalı labratuvarları ile TAEK-CNAEM Sağlık Fiziği olanaklarından yararlanılarak madensuyu ve sodaların alfa ve beta aktivite seviyeleri tayin edilmiştir. Üzerinde çalışılan madensularınıat 10' u kaynak yerleri Türkiye'nin batısından yer alan madensuları, 3'ü ise yabancı madens uları dır. Ayrıca, 3 yapay soda da bu Yüksek Lisans Tezi kapsamında incelenmiştir. Böylelikle, ülkemizden temin edilen toplam 16 madensuyu ve soda üzerinde çalışılarak radyoaktivite seviyeleri tayini gerceklenmistir.
  • Öge
    Endüstriyel Atık Malzemesi Olan Kağıt İle Bor Elementi Kullanılarak Nötron Zırhlamasında Etkili Bir Zırh Geliştirilmesi
    (Enerji Enstitüsü, 1996-01-29) Yiğit, Zerrin ; Bilge, Ali Nezih ; 055547 ; Nükleer Araştırmalar ; Nuclear Studies
     Radyasyon etkilerinin canlılar üzerinde yarattığı büyük tehlikeden dolayı, nükleer enerji kullanılmasında radyasyon korunmasına büyük önem verilmiş ve çeşitli zırh- lama teknikleri ile zırh malzemeleri geliştirilmiştir. Bu amaçla geliştirilen zırh malzemesi, nötronların zırhlama işleminde endüstriyel atık malzemesi olan kâğıdın kullanılmasıyla gerçekleştirilmiştir. Kâğıdın endüstriyel alanda kolayca kullanılabilen ekonomik bir malzeme oluşu ve yüksek oranda selüloz (C6H12O5) hammaddesini içermesi onu seçici kılmaktadır. Kâğıdın zırh malzemesi olarak başlı başına kullanımı zırhlama tekniğinde yetersiz kalmaktadır. Bundan dolayı katkı malzemesi olarak bor elementi gibi nötronları fazla sıyla zayıflatan yeni bir zırh malzemesi geliştirilmesi amaçlanmıştır. Katkı malzemesi olarak seçilen bor elementinin nötron yutma tesir kesidinin yüksek, yakalama reaksiyonunda yayınladıkları gama enerjisinin düşük olması kağıt ile iyi bir zırh malzemesi oluşturmasını sağlamıştır. Deneysel çalışmanın ilk aşamasında sadece kağıt mal zemesinden sayımlar alınmış ve nötronların en fazla soğu rulduğu zırh kalınlığı seçilmiştir. Bu zırhlama etkisinin aynısını veya fazlasını daha az kalınlıkta zırhlama malzemesi kullanılarak gerçekleştirmek amaçlanmıştır. Farklı konsantrasyonlarla hazırlanmış zırh malzemesinden sayı mi ar alınmış ve ideal zırh kalınlığı belirlenmiştir. Kağıt malzemeye katılan borik asidin nötronlara karşı zırhlama yeteneğinden yararlanarak daha az kalınlıkta bir zırh malzemesi geliştirilmiştir. Düşük konsantrasyonlarda borik asit kullanılarak daha ince kağıt ile oldukça etkin bir zırh malzemesini üretmenin mümkün olabileceği görülmüştür.
  • Öge
    Radyografide Farklı Ortamların Poz Süresine Etkisi
    (Enerji Enstitüsü, 1996-01-29) Büyükyıldırım, Galip ; Bilge, Ali Nezihi ; 046314 ; Nükleer Araştırmalar ; Nuclear Studies
    Bu çalışmada standart radyografi tekniğinde olageldiği gibi ışın kaynağı ve parça arasındaki ortamın hava veya boşluk dışında > daha farklı bir malzemeden olması durumunda» ( yoğunluğunun artık ihmal edilememesi hali için ) pozlandır- ma sürelerini degi^t irmeksizin film yoğunluğunun bu ara ortam kalınlığının etkisiyle değişimine bakarak bu sürelerin daha doğru olarak saptanabilmesine çalışılmıştır. Bu tür durumlar günümüzde radyografinin gittikçe genişleyen kullanım alanları içinde artan bir sıklıkla ortaya çıkmaktadır. Böyle bir durumun şartlarını belirleyebilmek için bölmeli bir kap -kullanılmış ve içerisine belirli kalınlıklarda su)tahta,cara gibi farklı yoğunlukta malzemeler konarak ortaya çıkan değişimler incelenmiştir. Görüntü elde edebilmek için iki ayrı metalden basamaklı türde penetremet- ler yaptırılıp bunların film üzerindeki yoğunluk defterlerin deki değişimler incelenmiştir. Sonuçta beklenen ve hesaplanan değerlerden farklı olarak bazı malzemelerde çok 5 bazılarında ise az zayıflama saptanmış. Bunun nedenleri belirlenmeye çalışılıp, uygulamadaki etkileri ve bunların giderilmesi için gereken poz süresi değişimleri saptanmaya çalışılmıştır. 
  • Öge
    İ.t.ü. Triga Marc Iı Reaktörünün Reactivite Sıcaklık Katsayısının Deneysel Olarak Saptanması
    (Enerji Enstitüsü, 1996-01-29) Bircan,Kenan ; Baytaş, Cihat ; 055624 ; Nükleer Araştırmalar ; Nuclear Studies
    Sıcaklığın malzemelerin bazı temel özelliklerini değiştirdiği bilinmektedir. Nükleer alanda da sıcaklık malzemelerde ve özelliklerinde bazı değişikliklere neden olur. Bunların en önemlisi reaktivite üzerindeki etkisidir. Bu özellik bazı reaktörlerde pozitif bazılarında ise negatiftir. Bu katsayının negatif olması reaktörün güvenli bir şekilde çalıştırılmasındaki temel etkenlerden bindir. Bu nedenle reaktör tasarımı sırasında bu katsayının negatif olması için gerekli düzenlemeler yapılmalıdır. Bu çalışmada bu katsayıya etki eden faktörler incelenmiş ve sonuçları yorumlanmıştır. TRIGA reaktörleri genellikle araştırma amacıyla inşa edildikleri ve çok değişik çalışma şartlarına maruz kalabileceği için güvenli çalışma özelliği çok önemlidir. Yakıtın özelliği nedeniyle bu reaktörlerde ani ve büyük pozitif reaktivite girişleri yapılabilir. Yüksek negatif reaktivite katsayısı nedeniyle reaktör bu çeşit reaktivite girişlerini frenler ve güvenli bir çalışma imkanı verir. Deneysel çalışma yapmadan önce benzer reaktörlerde yapılan çalışmalar incelenmiş ve bu bilgilerin ışığı altında İTÜ TRIGA reaktörünün sıcaklık katsayısı yapılan deneylerle saptanmıştır. Bu çalışmadan önce yapılan deney sonuçları kullanılarak ayar çubuğu kalibrasyon eğrisi elde edilmiş ve bu değerler yapılan çalışmalarda kullanılmıştır. 
  • Öge
    Yakın Geçmişteki Nükleer Reaktör Dinamik Analiz Yöntemlerine Bir Bakış
    (Enerji Enstitüsü, 1996-05-27) Algül, Murat ; Edgü, Erdinç ; 55868 ; Nükleer Araştırmalar ; Nuclear Studies
    Bu çalışmada reaktör dinamiği hesaplamalarında geliştirilmiş olan yöntemleri incelemeyi amaçladık. Bu amaç doğrultusunda çeşitli araştırmalar yaparak geliştirilen yöntemleri bulduk. Bu yöntemler arasında kontrol çubuklarının reaktivite değerlerinin ölçülmesi için yapılan çalışmalar, dik-integrasyon yöntemi akılarının açılımı ile çözüm yapan bilgisayar programlarının yapılan, bir-boyutlu çok-gruplu difüzyon denklemlerinin çözümünde geliştirilen metotlar ve üç-boyutlu çok-gruplu akıların hesaplanmasında geliştirilmiş olan programlar ve metotlar bulunmaktadır. Bu yüzden bu çalışmadan son yıllarda geliştirilmiş olan yöntemler ve programlar hakkında bilgi edinilebilir.
  • Öge
    Radyasyon Ölçüm Tekniği İle Tanklarda Akışkan Seviyesi Tayini
    (Enerji Enstitüsü, 1996-06-10) Güvendik, Mevlüt ; Tuğrul, A. Beril ; 55574 ; Nükleer Araştırmalar ; Nuclear Studies
    Radyoizotopların endüstriyel uygulamalarında önemli bir yeri, radyosyon ölçümleme ve değerlendirme prensibine dayanan teknikler tutmakta ve bu teknikler içinde de seviye ölçümü amacıyla geliştirilen uygulamalar ayrı bir önem taşımaktadır. Bu tez çalışmasında, nükleer uygulamalar içinde yaygın kullanımı olan radyoizotop kaynakla tanklarda akışkan seviyesi tayini yapılması amaçlanmıştır. Bu amaçla önce laboratuvarda kaynak-su tankı-dedektör ve ilgili malzemelerden oluşan sistem kurulmuş. noktasal ve lineer kaynak olarak Na-24. kaynağının kolimasyonu ve analitik zırhlama hesabı yapıldıktan sonra, tank içerisindeki sıvı seviyesinin sabit aralıklarla izlenmesi sağlanmıştır. Sodyumun ışınlanması ÎTU Nükleer Enerji Enstitüsündeki TRIGA Mark-II Reaktöründe gerçeklenmiştir. Bu tez içinde esas olarak, gama geçirgenlik tekniği kullanılmıştır. Deneylerde ölçümler için en basit hal olan tek kaynak - tek dedektör durumu çeşitli geometrik konfigurasyonlarıyla ile birlikte incelenmiştir. Ayrıca, tek kaynak - çift dedektör, çift kaynak tek dedektör ve çift kaynak - çift dedektör halleri yine çeşitli geometrik konfigurasyonlarıyla gözlenmiştir. Bunlardan ayrı olarak daha çok devamlı seviye ölçümlerinde kullanılan lineer kaynak kullanımı için lineer kaynak hazırlanmış ve lineer kaynağın tank içine veya dışına yerleştirilmesi hallerinde tek ve çift dedektör kullanımı geometrik konfigurasyonlarıyla incelenmiştir. Her hal için deneyler en az üç kez tekrarlanarak standart sapmaları hesaplanmıştır. Elde edilen sayımların, su seviyesine göre zamandan bağımsız grafikleri çizilerek genel bir değerlendirmeye gidilmiştir. Bu tez çalışması, ÎTU Araştırma Fonunca Yüksek Lisans Tez Araştırma Projesi olarak desteklenmiştir.