Enerji Enstitüsü
Bu topluluk için Kalıcı Uri
Enstitüde, tez çalışmalarının bir kısmının endüstrinin teknik problemleri üzerine odaklanmasıyla, endüstri destekli araştırma projeleri üretilmektedir.
Gözat
Başlık ile Enerji Enstitüsü'a göz atma
Sayfa başına sonuç
Sıralama Seçenekleri
-
Öge134Cs ve 241Am biyokinetiğinin üç farklı organizma için incelenmesi ve kesikli zaman modeli ile yeni bir değerlendirme(Enerji Enstitüsü, 1999) Güngör, Nurdan ; Tuğrul, A. Beril ; 83070 ; Nükleer Araştırmalar ; Nuclear StudiesBu çalışmada, çok bilinen bir midye türü olan Mytilus galloprovincialis, bir gastrapod türü olan Patella caerulea ve makroalg türü Enteromorpha Uma biyoindikatör organizma olarak seçilmiştir. Deniz çevresinde pek çok kirleticinin izlenmesinde M. galloprovincialis biyoindikatör organizma olarak yaygın şekilde kullanılır. Gastropoda sınıfının patellidae familyasındaki P. caerulea ile yapılan radyoizotopik biyokinetik araştırmalar literatürde bulunmamaktadır. P. caerulea kayalarda yaşar. Diğer organizma ise E. linza olup Chlorophyta sınıfının ulvacea familyasındandır. Bu organizma denizlerde iki metre derinliğe kadar kayalarda yaşayabilir. Bu organizmaları seçmemizin nedeni, bunlar besin maddeleri ile bağlantı sağladığından besin zincirinde önemlidir. 134Cs ve 241Am radyoizotoptan Çernobil kazasından sonra radyoaktif kirlilikten dolayı Karadeniz'de bulunan önemli radyoizotoplardır. Bu çalışmada 134Cs ve 241Am radyoizotoptan üç farklı organizmada çift izleyici olarak biyokinetik araştırmalar için tercih edilmiştir. Böylece organizmalar ve çift izleyicilerden dolayı orjinal bir deneysel çalışma amaçlanmıştır. Bu çalışmada kullanılan 134Cs ve 241Am radyoizotoptan Amersham Radyonüklid Kimyasal Merkezi'nden temin edilmiştir. 134Cs ve 24IAm radyoizotoplarının özgül aktiviteleri sırasıyla 175 MBq.ml"1 ve 34.67 kBq.ml"1 dir. Bütün organizmalar Karadeniz Kıyısında bulunan Şile İlçesinden toplanmıştır. Numuneler 30 /. lik yeni alınmış deniz suyu içeren plastik akvaryumlara transfer edilmiş ve deneyden önce deney şartlarına alışması sağlanmıştır. Deniz suyu, deney şartlarına alıştırma sırasında ve deney sırasında havalandınlmıştır. Bütün deneyler ışık ve sıcaklık kontrollü odalarda gerçekleştirilmiştir. Biyobirikim deneyi için, 10 / kapasiteli plastik akvaryumlar 6 /. deniz suyu ile doldurulmuştur. Her bir akvaryuma konsantrasyonu ayn ayn litresinde 1000 Bq olacak şekilde 134Cs ve 241 Am radyoizotoplan ilave edilmiştir. Organizmalar akvaryuma yerleştirilmeden önce plastik bıçak kullanılarak epifaunasından (üzerinde bulunan organizmalardan) temizlenmiştir. Organizmalar haftada iki kere değiştirilen ve içerisine radyoaktif madde ilave edilen deniz suyunda denge durumuna gelinceye kadar bekletilmiştir. Deney sırasında, yumuşakçalar yaklaşık 30 dakika temiz deniz suyuna transfer edilmiş ve sağlık şartlarını sağlayabilmek için düzenli bir şekilde P. tricornutum ile beslenmiştir. X111 Midye ve patella örnekleri, biyobirikim ve kayıp deneyleri sırasında dokularına ayrılarak yumuşak doku ve kabuklarına ait radyasyon miktarları tayin edilmiştir. Farklı dokularda keza konsantrasyon ve biyolojik yan-ömür değerleri de hesaplanmıştır. 134Cs ve 241Am radyoizotoplarının sudan biyobirikimi araştırılmıştır. 134Cs ve radyoizotopunun konsantrasyon faktörü küçük midye, büyük midye, patella ve makroalg örneklerinde araştırılmış ve sırasıyla 2.80, 2.57, 2.00 ve 2.00 olarak bulunmuştur. Aynı zamanda yumuşak dokuda ise 134Cs radyoizotopunun konsantrasyon faktörü midyeler için 16.11 ve patella için ise 5.46 olarak bulunmuştur. Diğer taraftan, kabuk dokusunun konsantrasyon faktörü midye ve patella türü organizmanın bütün vücuduna nazaran önemli bir farklılık gösterir. Bu grupta en yüksek konsantrasyon faktörü M. galloprovincialis için bulunmuştur. Fakat 134Cs radyoizotopunun midyedeki biyobirikimi organizmaların büyüklüğüne bağlıdır. 241 Am radyoizotopunun konsantrasyon faktörleri farklı büyüklükteki midyelerde ve diğer organizmalarda 200, 150, 260 ve 1380 olarak bulunmuşlarda-. 241 Am radyoizotopuna ait konsantrasyon faktörünün midyelerin yumuşak dokusunda ve kabuk kısmında aynı ve 250 olduğu bulunmuştur. Bununla beraber 241 Am radyoizotopunun patellanın kabuk kısmında, aynı organizmanın yumuşak dokusuna göre 3 kere daha yüksek olduğu bulunmuştur. Biyobirikim periyodunun sonunda, organizmalar kontamine olmamış ve akan deniz suyuna transfer edilmiştir. Kontamine olmayan suyun akış hızı, saatte 1 /. olarak düzenlenmiştir. Radyoizotopların organizmalar tarafindan tutulması birkaç hafta devam etmiştir. Radyoizotop kaybı atılım deneylerinin başlangıcında, başlangıç radyoizotop aktivitesinin yüzdesi olarak ifade edilmiştir. Çok bileşenli biyoatılımın yumuşakçalarda (M galloprovincialis ve P. caerulea), her iki radyoizotop için de uygun olduğu söylenebilir. Standart matematiksel verilerin davranışı bileşenleri hesaplamak için kullanılmıştır. Küçük midye, büyük midye ve patellada I34Cs ve 241Am radyoizotoplarının biyoatılım hızlarının lineer olmadığı, iki bileşenli olduğu ve başlangıç bileşeninin ise hızlı olduğu bulunmuştur. Bu organizmalar için 134Cs radyoizotopunun yavaş bileşen için yan-ömür değerleri sırasıyla 46.8 gün, 46.5 gün ve 6.4 gündür. Diğer taraftan makroalg örneklerinde 134Cs radyoizotopunun biyoatüımının tek bileşenli olduğu ve biyolojik yan-ömür değeri ise 15.2 gün olarak bulunmuştur. Midyelerin yumuşak kısmında 134Cs radyoizotopunun biyoatüımının arttığı ve biyolojik yan-ömür değerinin 29.4 gün olduğu bulunmuştur. Farklı olarak, patellanın yumuşak kısmında 134Cs radyoizotopunun biyolojik yan-ömrünün aynı organizmanın bütün vücudu ile benzer olduğu tespit edilmiştir. Büyük midye, küçük midye ve patellada 241 Am radyoizotopunun bütün vücuttan olan atılımının çift bileşenli olduğu ve biyolojik yan-ömür değerinin ise organizmanın yavaş bileşeni için sırasıyla 72.2 gün, 75.3 gün ve 103,2 gün olarak bulunmuşlardır. Diğer taraftan macroalglerdeki biyoatılım hızı tek bileşenli olup ve biyolojik yan-ömür değeri ise 24.8 gündür. Midye ve patellanın yumuşak dokularındaki 241Am radyoizotopunun biyoatılım hızının aynı organizmanın bütün vücuduna nazaran daha hızlı olduğu tespit edilmiştir. Biyokinetik sonuçlan Karadeniz kıyısal çevresinde 134Cs radyoizotopunun izlenmesinde midye türlerinin ve 241Am radyoizotopunun izlenmesinde de patella türlerinin kullanımının yararlı olacağını göstermiştir. XIV Bu tez çalışmasında, organizmaların kayıp deneylerinin değerlendirilmesi için, yeni bir model uygulaması önerilmiştir. Bu "kesikli zaman modeli"dir. Bu model kullanılarak kayıp deneyleri hızlı ve kolay bir şekilde değerlendirilebilmektedir. Biyolojik arınma sabiti ( k ) ve biyolojik yan-ömür (tbi/2) bu şekilde hesaplanabilir. Biyokinetik deneyler için bu iki önemli parametre, ya klasik model ya da kesikli zaman modeli kullanılarak üç farklı organizmada hesaplanmıştır. Bu kesikli zaman modelini aynı zamanda farklı radyoizotoplar için de kullanabiliriz. Bunların karşılaştırılması, kesikli zaman modeli ve klasik model tarafından hesaplanan iki değer arasındaki hata değerlerinin hayli küçük ve kabul edilebilir olduğunu göstermektedir. Böylece, bu tez çalışmasında biyokinetik deneyler için orjinal olarak önerilen,"kesikli zaman modeli"nin uygulanması sonunda biyokinetik çalışmalar için uygun güvenilirlikte olduğu kanıtlanmıştır. Bundan başka, azalma faktörü kesikli zaman modeli için önemli bir faktördür. Azalma faktörü ( r ) l'e doğru gittiğinde organizmadaki kayıp işlemi yavaş olur ve biyolojik yan ömür uzun olur. Diğer taraftan biyolojik arınma sabiti (k) sıfıra gitmektedir. Kesikli zaman modeli ile hesaplanan azalma faktörü ( r ) ile kayıp işleminin kalitesi belirlenebilmektedir. Ayrıca, kayıp deneyi azalma faktörü ( r ) 1 'e doğru gittiği zaman durdurulabilir. Böylece kayıp deneyinin uygun güvenirlilikle ve hızlı bir şekilde değerlendirilebileceği bu tez çalışmasıyla mukayeseli irdelemelerle gösterilmiş olmaktadır.
-
Öge2018-2023 Yılları Arasında Türkiye'nin Yenilenebilir Enerji Yatırım Portföyünün Kurgulanması: Çok Amaçlı Doğrusal Programlama Metodu Önerisi(Enerji Enstitüsü, 2018-06-08) Berker, Bayazıt ; Gülgün, Kayakutlu ; 301141004 ; Enerji Bilim ve Teknoloji ; Energy Sciences and TechnologiesDünya enerji görünümüne bakıldığında önümüzdeki birkaç on yıl içerisinde dünya enerji piyasalarının ciddi bir dönüşüm geçireceği öngörülmektedir. Öncelikle CO2 emisyonunun azaltılması ve COP21'in getirdiği aksiyon planı ile birlikte özellikle yenilenebilir enerji üretim teknolojileri alanında yaşanan hızlı gelişmeler ülkelerin orta ve uzun vadede enerji üretim ve tüketim alışkanlıklarında etkili olacaktır. Bununla birlikte dünyada enerji tüketiminde elektrik enerjisinin payının 2040 yılında %40 oranına çıkması beklenmektedir. Elektrik enerjisinin bu gelişiminde öne çıkacak teknolojiler ve yenilikler; elektrikli araçlar, ısı pompaları, yeni elektronik cihazlar ve digital teknolojilerdir. Tüketim tarafında talep edilen bu elektrik enerjisinin karşılanması için ülkelerin elektrik enerjisinin üretim, iletim ve değıtım gibi alanlarında yeni yatırımlar yapması gerekmektedir. Özellikle CO2 salınımlarının engellenmesi ve daha ucuz elektrik enerjisine erişim için ülkelerin elektrik enerjisi üretim portföyü hayati önem taşımaktadır dolayısıyla araştırma ve geliştirme yatırımlarının ağırlıklı kısmı elektrik enerjisinin üretimi için yapılacaktır. Bu noktada bakıldığında bir ülkenin elektrik enerjisi üretiminde kaynak çeşitliliği ve kaynak planlaması gerek CO2 salınım hedeflerine ulaşmasında gerekse elektrik enerjisini makul fiyatlarla vatandaşlarına sağlaması noktasında önem arzmetkedir. Tabiki elektrik enerjisi dediğimiz zaman konuya sadece CO2 emisyonu ve ekonomik kaygılarla yaklaşmak yeterli olmayacaktır, bununla birlikte yapılan yatırımlarla yaratılan istihdam ve ülkelerin makroekonomik verilerinde yaratılan pozitif katkılar da önemli etkenlerdir. Bu çalışmada yukarıda özetlenen bilgiler çerçevesinde Türkiye'nin 2018-2023 yılları arasında yenilenebilir enerji yatırımlarının (güneş, rüzgar, jeotermal, biyogaz ve hidroelektrik) 4 farklı amaç (CO2 emisyonu, teşvikler ve elektrik fiyatları dâhil toplam yatırım miktarları, toplam istihdam miktarı ve toplan cari açığa pozitif katkı) gözetilerek nasıl kurgulanması gerektiği araştırılmıştır. Çok Amaçlı Programlama metodu kullanılarak R-Paket programında modelleme yapılmıştır. Bu metodda amaç fonksiyonlarının kullanıcı önceliği olmadan tekil hale getirilebilmesi için ise Dinkelbach'ın algoritması ve Güzel'in geliştirdiği yaklaşım kullanılmıştır. Ayrıca açıklanan mevcut hükümet politikalarıda bu çalışmanın sonuçlarına göre değerlendirilmiş ve tartışılmıştır. Yapılan çalışma sonucunda görülmektedir ki kurulu güç dağılımında teknik, ekonomik, sosyal ve çevresel etkenler doğru şekilde değerlendirildiğinde en uygun yatırım planlaması doğru ve sağlıklı bir şekilde yapılabilmektedir. Ayrıca bu çalışmanın sonucunda, rüzgâr ve güneş enerjisi için büyük güçlerde kapasite tahsisi ve yerli ekipman üretim zorunluluğu, şebeke altyapısına yatırımı ve jeotermal-biyogaz santralleri için yeniden tasarlanmış teşvik mekanizmaları gibi bazı yeni politikaların uygulanması önerilmektedir.
-
Öge50 Hz Elektromanyetik Alanlar Ve Biyolojik Etkileri(Enerji Enstitüsü, ) Güçlü, G. Gülşen ; Kaypmaz, Adnan ; Enerji Bilim ve Teknoloji ; Energy Sciences and TechnologiesTeknolojinin gelişimi ve nüfusun hızla artması ile birlikte, yaşamın her alanında kullanımı artan elektrik enerjisinin zararlı etkileri olup olmadığı bir merak konusudur. Elektrik enerjisinin iletilmesi ve kullanımı sırasında çevreyi ve insanları etkileyebilecek elektromanyetik alanlar oluşmaktadır. Çağdaş yaşamın bir gerçeği olarak evlerde, işyerlerinde ya da okulda elektriğin üretimi iletimi ve kullanılmasından kaynaklanan elektromanyetik alanlara (EMA elektrik ve manyetik alanlar ya da kısaca elektromanyetik alanlar) maruz kalırız. Biyomanyetolojinin prensipleri gereği, insan vücudunun manyetik özellikleri vardır. Tıpkı su ve hava gibi manyetik alan insan vücudunun gerekli bir parçasıdır. Dünyanın manyetik alanı ile insan vücudunun manyetik alanı arasında uyumlu bir iletişim mevcuttur. Fakat bu harmoni yüksek gerilim, cep telefonları, her türlü iletim ve yayın istasyonları gibi kaynaklar ile sık sık bozulan ve elektrosmog denilen elektromanyetik kirliliğin etkisindedir. Enerji iletim hatlarının çevresinde, akımdan dolayı manyetik alanlar meydana gelmektedir. 50 Hz frekanslı bu alanların çevredeki insanlar, hayvanlar ve bitki örtüsü üzerindeki biyolojik etkilerinin belirlenebilmesi için araştırmalar yapılmaktadır. Bu konuda yapılan araştırmalardan elde edilen sonuçlardan yararlanılarak, manyetik alanlara sınır değerler getirilmiştir. Enerji iletim hatlarının planlanmasında en uygun düzenin belirlenmesi için manyetik alan hesabının yapılması büyük önem taşımaktadır. Günümüzde elektromanyetik alanların hücre ve doku sistemleri üzerindeki biyolojik etki mekanizmasını incelemek üzere pek çok çalışma yapılmaktadır. 50-60 Hz'de kuvvetli alanlar içerisinde uzunca bir süre yaşamak zorunda olan insan, hayvan ve bitkilerdeki olası fizyolojik ve biyolojik etkileri belirlemek amacı ile hem deneysel hem de epidemiyolojik çalışmalar yapılmaktadır. Elektrik tesislerinden kaynaklanan elektromanyetik alanların civardaki canlılar üzerindeki olası olumsuz etkileri konusunda çalışmalar halen devam etmektedir. Bu konuda bazı hükümetler önemli ulusal çalışmalar başlatmıştır ve ilerleyen birkaç yılda önemli çalışma sonuçları elde etmeyi beklemektedirler. Dünya ve canlılar arasında kendiliğinden var olan (orijinal) elektromanyetik alanların bir dengesi ve bazı faydaları olmalarına karşın günümüzde EMA'ya maruz kalmanın sağlık yönünden ters etkilerinin olduğuna dair bazı bilgiler ve araştırmalar vardır. Bu tezdeki bilgiler 50 Hz elektromanyetik alana maruz kalmanın canlılara etkisi yönünden kaygıları ve belirsizlikleri anlamada bilimsel bir katkı sağlayabilecek bilgiler içermektedir. Bu tezin birinci bölümünde tezde geçen ve anlaşılmayı kolaylaştıracak bazı temel kavramlara yer verilmiştir. İkinci bölümde, manyetik alanlar ve insan sağlığı sorunları hakkında bilgi verilmiştir. Üçüncü bölümde, manyetik alan hesaplamasında kullanılan bir yöntem olan Biot-Savart Yasasından söz edilmiştir. Bu yöntem ile 34,5 kV'luk üç fazlı bir orta gerilim hattı çevresindeki manyetik dağılımların hattan akan akım değerleri ile, hattan uzaklıkta ve yerden yükseklikte değişimi hesaplanarak incelenmiştir. Dördüncü bölümde, Yüksek gerilim iletim hattı altında elektrik ve manyetik ölçüm deneyleri yapılmıştır. Beşinci bölümde, çeşitli ülkelerdeki elektromanyetik alan güvenlik standartları verilmiştir. Türkiye'deki durum değerlendirilmiş ve güvenlik seviyeleri belirtilmiştir. Son bölümde ise konu ile ilgili genel değerlendirmeler yapılmıştır.
-
ÖgeAb-initio Modelling Of Oxygen Reduction Reaction On Doped Graphene Surface İn Acidic Media(Energy Institute, 2019-05-03) Avcı, Hasan Ozan ; Tekin, Adem ; 10282947 ; Energy Sciences and Technologies ; Enerji Bilim ve TeknolojiThe accumulation of scientific knowledge resulted with the process of great technological developments in the eighteenth century, which is called Industrial Revolution. Due to the speed in production of information and technological developments, human population has increased and this increase in population has brought increasing needs. The human need can be considered as an equivalent to human intervention in nature, which usually has not been nature-friendly until today. As a result of the increase in the energy demand, fossil fuels have evolved into one of the fundamental energy sources over time. However, the emission of greenhouse gases from fossil fuel use leads to the global climate change. Therefore, it is essential to develop more sustainable and ecosystem-friendly practices and technologies in all areas, especially to reduce the greenhouse gas emissions. This necessity of sustainable and climate-friendly energy technologies has become the main motivation of this thesis. Fuel cells are one of the clean, renewable and efficient electro-chemical energy conversion systems. Usually, hydrogen is used as fuel and water & electricity is produced by its reaction with oxygen. The classification of fuel cells is dependent on the electrolyte types; the most well-known varieties are proton exchange membrane fuel cells, solid oxide fuel cells, phosphoric acid fuel cells, molten carbonate fuel cells and alkali fuel cells. Fuel cell systems, which are highly scalable for different applications, can be designed for several purposes ranging from transportation vehicles to stationary power plants. The technology of fuel cells, which dates back nearly two hundred years ago, has not been commercialized yet to the desired levels. One of the most important reasons for this situation is the noble metals used as catalysts in fuel cell electrodes. There are two reactions which establishes the basic working principle of fuel cells. The first is hydrogen evolution reaction (HER) at the anode electrode and the second one is the oxygen reduction reaction (ORR) at the cathode electrode. ORR can occur in two different ways. While the first is called two-electron ORR in which hydrogen peroxide derivatives are formed as products in the reaction chain, the second is called four-electron ORR which has a higher reversible potential than the first one. Therefore, it is preferable that ORR occurs in this way. ORR is a reaction that cannot spontaneously occur and must be supported by a catalyst. Therefore, expensive electrode materials are used to catalyse the ORR. In recent years, graphene-based materials have become prominent as catalysts in fuel cell. Although graphene has been discovered recently, it has become an important research topic due to its essential properties in many areas. Although the catalyst properties of pure graphene are not satisfactory, it has become considered as an important catalyst material through various strategies. Essentially, two strategies have become prominent in graphene catalyst research. While the first is the addition of different types of atom to graphene, the second is to create various surface deformations. The main purpose of both strategies is to increase the active sites on the surface to obtain high catalytic properties. In terms of first strategy, various transition metals are investigated in addition to non-metal dopants such as nitrogen, boron, sulphur, phosphorus. Additives can be both double/triple and metal/non-metal dopants can be doped on the same surface. It has been observed that different doping conditions positively affect the catalytic properties of the surface. In terms of second strategy, it is the most preferred to create vacancies on the surface to which dopants can be bonded. It has also been observed that the formation of voids on the surface, without any additive, increases the catalytic effect. ORR can occur in acidic and alkaline environments according to the operating principle of the fuel cell. There are several studies on ORR both in acidic and alkaline environments. In this study, N2S2V1-graphene, which contains two nitrogens, two sulphurs and two vacancies in addition to transition metals (platinum, gold, silver and manganes), is selected to investigate the four-electron ORR in acidic media. In comparison to many of other similar structures, N2S2V1-graphene has a relatively low metal binding characteristic. In general, structures which have low formation and metal binding energies are more preferred for ORR modelling. In this study, relatively high metal binding energy structure is preferred, and its effects could be compared with other studies. In this study, the performance of metal-doped and metal-free graphene-based catalyst for ORR has been investigated and compared with other studies. The process of modelling the ORR is divided into five sub-steps which are oxygen dissociation on surface, hydrogenation of the first oxygen, removal of the first water molecule, hydrogenation of the second oxygen and finally removal of the second water molecule. In the study, density functional theory (DFT) calculations together with path techniques (nudged elastic band (NEB)) are performed to determine reaction barriers. DFT is a quantum mechanical method which gives successful results in explaining the electronic properties of materials. The structures to be calculated must be in the ground state energy for the calculations made by DFT. In the thesis, all DFT calculations are performed with Quantum Espresso program. The structures in the initial and final cases were subjected to geometry optimization for the determination of each reaction barrier and the structures with the lowest energy are selected for the reaction barrier calculations. The reaction barrier between the resulting initial and final configurations is located by the NEB method. As a result of the determination of the reaction barriers, it becomes possible to compare the performance of the catalyst with other ones present in the literature. In non-metallic doped graphene all reaction barriers are obtained higher than the metallic doped graphene. Non-metallic doped graphene's first step barrier is 1.493 eV and the barrier values which belong to Ag, Au, Mn and Pt-doped structures, are 1.105 eV, 1.26 eV, 1.059 eV and 1.09 eV, respectively. The highest barriers are achieved in the oxygen dissociation step of ORR. The first water removal steps have lower barrier values rather than the second water molecule removal steps.
-
ÖgeAçık Deniz Rüzgar Enerjisi, Fizibilite Adımları İle Bozcaada Ve Gökçeada Örnek Çalışması(Enerji Enstitüsü, ) Güzel, Barış ; Önöz, Bihrat ; Enerji Bilim ve Teknoloji ; Energy Sciences and TechnologiesBu tez çalışmasında öncelikle rüzgar enerjisinin tarihsel gelişimi ile birlikte rüzgar enerjisi hakkında temel bilgiler verilmiş ve rüzgar enerjisini etkileyen temel faktörler detaylıca ele alınmıştır. Rüzgar enerjisinin Dünyadaki ve Türkiye'deki güncel durumu ortaya konduktan sonra Açık Deniz rüzgar enerjisi açıklanmıştır. Açık deniz rüzgar enerjisindeki temel faktörler incelenmiş ve Dünya'daki güncel durum belirtilmiştir. Türkiye'de açık deniz rüzgar tarlası bulunmamaktadır ve kurulması düşünülen bir tarla için yatırım öncesi yapılacak olan fizibilite çalışmasında ele alınması gereken konular ve izlenilecek adımlar detaylıca ele alınmıştır. Bu adımlar eşliğinde iki adet örnek çalışma yapılmıştır. Örnek çalışma alanları belirlenirken Elektrik Üretim A.Ş.'nin hazırladığı Rüzgar Enerjisi Potansiyel Atlası göz önünde bulundurularak rüzgar potansiyeli yüksek deniz üstü bölgeler belirlenmiş, bunlardan Gökçeada ve Bozcaada'ya ait deniz sahaları seçilmiştir. Bozcaada ve Gökçeada örnek çalışmalarında WaSP (Wind Atlas Analysis and Application Program) programı kullanılmıştır. WaSP'ta analizi yapılmak üzere Devlet Meteoroloji İşleri Genel Müdürlüğü'nün Gökçeada ve Bozcaada meteoroloji istasyonlarına ait 1999-2010 tarihleri arasındaki saatlik rüzgar hızı ve yönü verileri temin edilmiştir. Türbin yerleşimi ve ileri analizler için adalara ait sayısal topografik haritalar Shuttle Radar Topography Mission dosyalarının Global Mapper programında vektör haritasına dönüştürülmesiyle elde edilmiştir. WaSP Map Editor programında sayısal haritalar pürüzlülük, batimetri ve harici alanlar bazında işlenmiştir. İşlenen tüm veriler WaSP'a aktarılmış, rüzgar atlası ve veri haritaları oluşturulmuştur. Fizibilite çalışması için 20m'den sığ, ve 45m'den sığ tüm derinlik kategorilerini kapsayacak şekilde 2 farklı derinlik senaryosu ve her derinlik senaryosunda uygulanacak 4 farklı türbin senaryosu hazırlanmıştır. Her senaryoya göre Bozcaada ve Gökçeada'nın veri haritasında türbin yerleşimleri yapılmış, WaSP aracığıyla üretilen toplam enerji elde edilmiş, sonrasında kapsamlı bir maliyet çalışması ile fayda-maliyet analizi yapılarak en uygun senaryolar belirlenmiştir. Sonuç olarak bölgede bir Açık Deniz rüzgar tarlasının uygun olup olmadığı ve uygunsa hangi koşullar ve senaryolar altında olduğunun tespit edilmesi amaçlanmıştır.
-
ÖgeAdapazarı Merkezi Kış Dönemi Radon Ölçüm Ve Analizleri(Enerji Enstitüsü, ) Kapdan, Enis ; Altınsoy, Nesrin ; Enerji Bilim ve Teknoloji ; Energy Sciences and TechnologiesBu çalışma çerçevesinde; Sakarya ilinin önemli bir nüfus yoğunluğuna sahip Adapazarı ilçe merkezinde bina içi radon konsantrasyonlarının tespit edilmesi hedeflenmiştir. Bu amaçla bölge sınırları içinde bulunan bütün okullar, Organize Sanayi Bölgesindeki bütün fabrika ve iş yerleri ile konutların bir kısmına yerleştirilen dedektörler kullanılarak kış dönemi için karşılaştırmalı radon konsantrasyonu ölçümü ve değerlendirmesi yapılmıştır. Radon konsantrasyonlarının nükleer iz kazıma yöntemi ile belirlendiği bu çalışmada kullanılan dedektörlerin okunma işlemi Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi Sağlık Fiziği bölümünde yapılmıştır. Bu araştırma kapsamında bölgeye nüfus yoğunluğu ve akciğer kanserine yakalanma sıklıkları göz önüne alınarak 136 adet Cr-39 pasif radon dedektörü yerleştirilmiştir. Bu dedektörlerin 45 tanesi Adapazarı İlçe'sine bağlı okullara, 36 tanesi Organize Sanayi Bölgesinde bulunan fabrika ve iş yerlerine, 55 tanesi ise Adapazarı İlçesine bağlı merkez mahallelerdeki konutlara yerleştirilmiştir. Bu dedektörler önceden belirlenen bu adreslerde 70 gün bekletilerek bina içi radon konsantrasyonları belirlenmiştir. Adapazarı Merkezi Organize Sanayi Bölgesinde bulunan fabrika ve iş yerlerinde tespit edilen 222Rn konsantrasyonu ortalaması 51,00 Bq/m3, okullardaki 222Rn konsantrasyonu ortalaması 65,48 Bq/m3 ve evlerdeki 222Rn konsantrasyonu ortalaması 59,14 Bq/m3'tür. Radondan bir yılda alınan etkin doz eşdeğeri Adapazarı Merkezi Organize Sanayi Bölgesinde bulunan fabrika ve iş yerleri, okullar ve konutlar için sırasıyla 0.36, 0.47, 1.49 mSv olarak tespit edilmiştir. Her ne kadar ortalama radon konsantrasyonları WHO (Dünya sağlık Örgütü) ve diğer uluslararası kuruluşların belirlediği limit değerlerin altında çıkmış ise de, ölçüm ve analiz sonuçları tek tek değerlendirildiğinde bu limit değerlerin az da olsa aşıldığı görülmüştür. Anahtar kelimeler: Doğal radyoaktivite, Radon, Bina içi radon konsantrasyonu, Yıllık etkin doz eşdeğeri, Adapazarı radon konsantrasyonları
-
ÖgeAğaç Talaşı Ve Kömür Şlamının Briketlenmesi(Enerji Enstitüsü, 2015-06-03) İştotan, Osman Alper ; Açma, Hanzade ; 301111020 ; Enerji Bilim ve Teknoloji ; Energy Sciences and TechnologiesGünümüz dünya politikasında enerjinin önemi gitgide artmaktadır. Türkiye cari açığı enerji yüzünden sürekli büyüyen bir ülkedir. Bu yüzden Türkiye'nin çeşitli alternatif yakıtlar bularak, dış enerji bağımlılığını azaltması gerekmektedir. Yeni bulunacak alternatife yakıtlar yerli kaynaklara dayanan, elde etmesi kolay, ucuz ve sürdürülebilir olmalıdır. Bu çalışmada, bu özelliklere uyan iki farklı malzeme tipi seçilmiştir. Bunlardan biri kömür şlamı, diğeri ise ağaç talaşıdır. Kömür şlamı kömür işlemeden oluşan bir yan üründür. Ağaç talaşı ise ağaç endüstrisinin atıklarıdır. Her iki malzemede Türkiye'nin farklı bölgelerinde rahatlıkla bulunabilmektedirler. Bu iki numuneyi kullanarak üretilecek bir yakıt enerji ihtiyacımıza bir alternatife olabilir. Yakıt üretim metodu olarak düşük enerji tüketimi ve basit imalat adımları nedeniyle briketleme işlemi seçilmiştir. Türkiye'nin ana enerji kaynaklarından biri kömürdür. Kömür elektrik üretiminden metal sektörüne kadar birçok farklı sektörde kullanılmaktadır. Madenden çıkan ham kömürü birçok işlemden geçerek kullanılabilir hale gelmektedir. Bu işlemlerin başında kırma, öğütme, eleme, temizleme ve yıkama gelmektedir. Her aşamada bir miktar atık çıkmaktadır ve bu çıkan atıkların tesisten uzaklaştırılması gerekmektedir. Yıkama sırasında ortaya çıkan atıklara kömür şlamı denir. Kömür şlamı ham kömürün üzerinde bulunan ince kömür tozlarını ve topraktan gelen mineralleri içermektedir. İçeriği sebebiyle kömür şlamının enerji potansiyeli bulunmaktadır. Dolayısıyla enerji kaynağı olarak kullanılabilir ancak kullanılmadan önce işlenmesi gerekmektedir. Mevcut durumda kömür şlamları ya yeraltı kaynaklarına basılmakta ya da açık havuzlarda depolanmaktadır. Ancak iki şekilde de hem çevresel hem de depolama problemleri oluşmaktadır. Bu nedenlerden dolayı kömür şlamı hem çevresel zararları azaltmak hem de enerji ihtiyacımızın bir bölümüne çözüm olmak için kullanılabilir. Son yıllarda orman endüstrisi ve mobilya sektörü ülkemizde hızla gelişmektedir. Orman kaynaklı ürünlerin başında kereste ve işlenmiş ağaç ürünleri gelmektedir. Kereste ham şeklinde inşaattan mobilya sektörüne birçok alanda kullanılmaktadır. İşlenmiş ağaç ürünlerinin başında sunta, mdf, osb ve plyood gelmektedir. Bu ürünler plaka halinde üretilmekte ve teknik özelliklerinin belirli olması sebebiyle birçok sektörde kullanılmakdır. Özellikle mobilya sektörü sunta ve mdf kullanımında en üst sıralarda yer almaktadır. Sunta ve mdf işleme kolaylığı ve fiyat avantajları sebebiyle en çok tercih edilen ürünlerdir. Kereste işleme sırasında ağaç talaşı ortaya çıkmaktadır. Ağaç talaşı mevcut piyasa koşullarında değerlendirilebilen bir üründür. Sunta ve mdf fabrikaları ham ağaç talaşını imalat sürecinde katkı maddesi olarak kullanmaktadır. Ancak ağaç talaşının temiz ve katkısız olamsı gerekmektedir. Eğer ağaç talaşının içinde katkı maddesi veya diğer ürünlerin atıkları bulunursa imalat sürecinde yaşanabiliecek sıkıntılardan dolayı sunta ve mdf fabrikaları bu tip talaşları kabul etmemektir. İşlenmiş ağaç ürünlerinin kullanılması sırasında ortaya çıkan tozlar, bu ürünlerin imalat sürecinde içeriğine eklenen katkı maddelerinden dolayı tekrar fabrikaya geri verilip kullanılamamaktadır. Bu ürünlerin işlenmesinin her aşamasında bir miktar toz oluşmaktadır. Geri dönüşüm imkânı olmadığından dolayı, bu tozlar birçok fabrikaya depolama ve çevre problemleri yaratmaktadır. Bu çalışmada orman atıklarından piyasada mevcut durumda kullanım alanı bulunmayan iki farklı atık numunesi seçilmiştir. Bunlardan biri kalem talaşı diğeri ise mdf tozudur. Kalem talaşı imalat süresince boyama, kaplama ve mine eklenmesi gibi işlemlerden geçtiği için içerisinde farklı atıkları bulundurmaktadır. MDF tozu ise içeriğindeki bağlayıcılar nedeniyle kullanılamamaktadır. Seçtiğimiz numunelerin ısıl değerleri elde edilecek yakıtın değerini belirleyeceği için önemlidir. Eğer ısıl değerler çok düşük ise seçtiğimiz numuneler briket üretimi için uygun olmayabilir. Öncelikle kömür şlamının ısıl değeri ve yanma özellikleri incelenmiştir. Kömür şlamı kömür yıkama işleminden ortaya çıkan bir ürün olduğundan dolayı, içeriğinde nem miktarı fazladır. Bu yüzden elde edilen kömür şlam numunesi öncelikle kurutulmuştur. Kurutma işlemi sonrasında, kömür şlamı 250µm boyutundaki elekten geçirilmiş ve elde edilen numunenin ısıl değeri 4263 kcal/kg olarak elde edilmiştir. Kömür şlamının ısıl değerini arttırmak için karbonizasyon işleminden geçirilmiştir, ancak bu işlem sonrasında kömür şlamının ısıl değerinin 2793 kcal/kg olduğu görülmüştür. Sonuç olarak kömür şlamına karbonizasyon işlemini uygulamanın verimli olmadığı görülmüş ve briketleme işlemi için kömür şlamının ham halinin kullanılmasına karar verilmiştir. Orman atıklarından ilk olarak kalem talaşının özellikleri araştırılmıştır. Kömür şlamının aksine kalem talaşının numuneleri kurudur, bu yüzden kurutma işlemi yapılmamıştır. Ancak elde edilen numuneler yonga boyutunda olduğu için 250µm elekten geçirilmeden önce öğütülmüştür. Elde edilen numune ısıl değerinin 4263 kcal/kg olduğu görülmüştür. Bu değer kömür şlamının değerine yakındır. Bu yüzden kalem talaşına karbonizasyon işlemi uygulanmıştır ve işlem sonucunda kalem talaşının ısıl değeri 7669 kcal/kg olmuştur. Bu sonuçlara göre kalem talaşının karbonizasyon işlemi yapılarak briket yapımında kullanılmasına karar verilmiştir. İkinci numune olarak seçilen MDF tozuna kalem talaşına uygulanan aynı işlemler tekrarlanmıştır. Ancak MDF tozu zaten toz halde olduğu için 250µm elekten geçirme işlemi öncesinde öğütme işlemine gerek duyulmamıştır. Elekten geçirilen MDF talaşının ısıl değeri, kalem talaşının ısıl değerine yakın olarark 4269 kcal/kg elde edilmiştir. Aynı şekilde MDF talaşının ısıl değerini arttırmak amacıyla karbonizasyon işlemi uygulanmış ve ısıl değerinin 7070 kcal/kg değerine yükseldiği görülmüştür. Numuneler ve test sonuçları incelendikten sonra dört farklı nunume ile briketleme işlemi yapılmasına karar verilmiştir. İlk olarak sadece kömür şlamı kullanılarak briket yapılmıştır. Başlangıç basınç değeri olarak 5MPa denenmiş ancak sonuç alınamamıştır. Daha sonra basınç 10 MPa çıkarıldığında düzgün briketler elde edilmiştir. İkinci numune olarak kömür şlamına %10 oranında kalem talaşı yarı koku karışıtırılmıştır. Elde edilen karışım başlangıç basıncı olan 5 MPa denenmiş ama başarısız olunmuştur. Basınç 10 MPa değerine çıkarıldığında bu karışımdan briket elde edilmiştir. Üçüncü olarak kömür şlamına %10 oranında karbonize edilmiş mdf tozu eklenmiştir. Başlangıç basıncı olarak 5 MPa denenmiş ancak başarısız olunmuştur. Daha sonra basınç 10 MPa arttırıldığında briket yapımı mümkün olmuştur ancak briket kalitesi kalem talaşı karışımından daha dayanıksız olduğu gözlenmiştir. Son olarak test sonuçlarımızı karşılaştırmak amacıyla yüksek ısıl değeri nedeniyle kalem talaşı nunumesi seçilmiş ve tek başına briketlenmiştir. Kalem talaşı numunesiyle 10 MPa basınçta yapılan briketler diğer briketlere göre daha sağlam olduğu görülmüştür. Elde edilen briketlerin her birine dayanıklılıklarının belirlenmesi için deneyler yapılmıştır. Basma mukavvemeti deneyi sonrasında %100 kalem talaşı ve kömür şlamında yapılan briketlerin daha dayanıklı olduğu görülmüştür. Sadece kalem talaşı numunesinin basma mukavvemeteti 630 MPa, sadece kömür şlamının basma mukavvemeti ise 275 MPa olarak elde edilmiştir. Karışımlarda ise MDF tozu eklenen şlam kömürü briketin basıncının 310 MPa, kalem talaşı eklenen briketin basıncının ise 65 MPa olduğu gözlenmiştir. Suya dayanıklık analizlerinde ise %100 kalem talaşı ve %100 kömür şlamı briketlerinin karışım briketlerine göre daha dayanıklı oldukları görülmüştür.
-
ÖgeAktif Karbon Üretim Sürecinin Termogravimetrik Analiz İle İncelenmesi(Enerji Enstitüsü, ) Özdemir, Burcu ; Karatepe Yavuz, Nilgün ; Enerji Bilim ve Teknoloji ; Energy Sciences and TechnologiesBu çalışmada, Tunçbilek linyitinden aktif karbon üretimi, karbonizasyon ve aktivasyon kademeleri olmak üzere iki aşamada gerçekleştirilmiştir. Karbonizasyon prosesinde; inert ortam olarak azot gazı veya CO2 kullanılmış; sıcaklık ve farklı gaz ortamlarının etkisi incelenmiştir. Aktivasyon işleminde fiziksel ve kimyasal aktivasyon yöntemleri uygulanmıştır. Fiziksel aktivasyonda, aktifleyici madde olarak karbondioksit gazı (CO2) kullanılmış; CO2 gaz akış hızı, ısıtma hızı ve tane boyutunun aktivasyona etkileri araştırılmıştır. Kimyasal aktivasyon prosesinde aktifleyici madde olarak ZnCl2 kullanılmış ve aktif karbon üretimi, fiziksel aktivasyondaki gibi iki aşamada değil, tek aşamada gerçekleştirilmiştir. Tunçbilek linyiti ile ZnCl2 farklı oranlarda karıştırılmış, azot gazı ortamında gerçekleştirilen kimyasal aktivasyonda sıcaklık ve aktive edici madde oranının aktivasyona etkileri incelenmiştir. Aktif karbon üretiminde karbonizasyon aşaması çok önemlidir çünkü temel gözenek yapı bu süreçte oluşmaktadır. Bu süreç için uygun sistemlerin tasarımının yapılabilmesi için karbonizasyon kinetiğinin bilinmesi gerekmektedir. Çalışmada ayrıca, karbonizasyon prosesine ait TG eğrilerinden elde edilmiş verilerin, Coats-Redfern, Horowitz-Metzger, Dharwadkar-Karkhanavala, MacCallum-Tanner ve Van Krevelen yöntemlerine uygunlukları POLYMATH programı kullanılmak suretiyle incelenmiş ve en uygun yöntemler belirlenmiştir.
-
ÖgeAkıllı Binalardaki Tenkik-teknolojik Sistemler Ve Enerji İzleme Sisteminin Entegrasyonu(Enerji Enstitüsü, ) Sönmez, Mehmet ; Güler, Önder ; Enerji Bilim ve Teknoloji ; Energy Sciences and TechnologiesAkıllı binalar kapsamında düşünebileceğimiz ticari binalar, orta ölçekli bir endüstri kuruluşunun toplam enerji tüketimine eşdeğer düzeyde bir tüketime sahiptirler. Özellikle enerji krizlerinden sonra tüm sektörlerde olduğu gibi binalarda da enerji tüketiminin etkili bir şekilde kontrol edilmesinin önemi ortaya çıkmıştır. Bu nedenle, kullanılan teknik ve teknolojik sistemlerin verimliliğin arttırılması, kontrolü ve merkezi bir enerji izleme sistemi kurulmasının önemi artmıştır. Bu çalışmada, akıllı binalardaki teknik ve teknolojik sistemlerinin yapısı, genel enerji tüketimindeki payları verilmektedir. Bunun yanında merkezi bir enerji izleme sisteminin enerji tüketimlerinin ve enerji kalitesinin belirlenmesindeki önemi de açıklanmaktadır. Bu amaçla akıllı binalarda enerji tüketen teknik sistemler detaylı olarak anlatılmış ve teknik sistemlerin kontrolü için gerekli olan bina otomasyon sisteminin yapısı ve günümüzde kullanılan en son teknolojilere de yer verilmiştir. Anahtar Kelimeler: Akıllı Bina, Bina Otomasyon Sistemi, Enerji zleme Sistemi, Binalardaki Elektriksel ve Mekanik Sistemler
-
ÖgeAkım Ölçümü Olmayan Havzalarda Günlük Akımların Tahmini Ve Debi Süreklilik Eğrisinin Eldesi(Enerji Enstitüsü, 2015-05-25) Şengün, Pelin Lale ; Önöz, Bihrat ; 301121024 ; Enerji Bilim Ve Teknoloji ; Energy Sciences and TechnologiesHidroelektrik enerji üretim santrallerinde akış değişkenliğinin ve hidrolojik rejimin belirlenmesi, kurulu gücün hesaplanması ve nehir tipi santraller için doğru türbin seçiminde, debi süreklilik eğrileri (FDC) ve günlük akım değerleri önemli rol oynamaktadır. Bu çalışmada, "Parametreleştirme ve Ardından Genelleştirme (PG)" yönteminin debi süreklilik eğrisi tahminindeki doğruluğu, 5 ölçüm istasyonu için incelenmiştir. Murat Nehri bölgesinde yer alan bu 5 ölçüm istasyonunun akım değerleri ölçülmemiş olarak kabul edilmiştir. Parametreleştirme ve ardından genelleştirme yönteminde 5 lineer regresyon metodu uygulanmış ve bu metotların günlük akım ve debi süreklilik eğrisi tahmininde doğruluğu karşılaştırılmıştır. Metotlar sırası ile lineer, log kübik, kare ve kombinasyon3 tür. istasyonların 1969-2009 yılları arası günlük akım dataları Devlet Su işleri'nden (DSİ) sağlanmıştır. Günlük akımlar ortalama akışlara bölünerek boyutsuzlaştırılmıştır. Giriş bölümünde projenin amacından bahsedilmiştir. Farklı çözüm önerileri göz önünde bulundurularak proje için uygun görülen seçim kriterleri belirtilmiştir. İkinci bölümde çalışmanın amacını daha iyi aktarabilmek için dünyada ve Türkiye‟de enerjinin durumu hakkında bilgilendirme yapılmıştır. Ayrıca hidroelektrik santrallerden ve çeşitlerinden olan nehir tipi santrallerden kısaca bahsedilmiş ve nehir tipi santrallerin Türkiye ve dünyadaki potansiyeli değerlendirilmiştir. Üçüncü bölümde projede kullanılan parametreleştirme ve genelleştirme yöntemi detaylı olarak anlatılmıştır. Ayrıca NASH ve RMSE kriterlerinden bahsedilmiştir. Dördüncü bölümde proje verileri temel alınarak günlük akım değerlerine göre lineer regresyon yöntemi ile modelleme yapılmış ve ortalama debi değerleri hesaplanmıştır. Ortalama debi değerlerinden yararlanılarak günlük akım ve debi süreklilik eğrileri elde edilmiştir. NASH ile RMSE yöntemlerine göre günlük akım ve debi süreklilik eğrilerinin gerçek verileri ile elde edilen verileri kıyaslanmıştır. Beşinci bölümde çalışma sonuçları irdelenmiş ve çalışmanın uygulanabilir olup olmadığı tartışılmıştır.
-
ÖgeAkıs Alan Modellemesi Ve İstatistiksel Enerji Öngörüsü: Maslak Örneği(Enerji Enstitüsü, ) Rüstemoğlu, Sevinç ; Barutçu, Burak ; Enerji Bilim ve Teknoloji ; Energy Sciences and TechnologiesGünümüzde yoğunluklu olarak kullanılan birincil enerji kaynaklarının hala fosil yakıta dayalı olması, çevreye CO salınımları ve birim fiyatlarındaki orantısız dalgalanmalar ile sergilenen haksız fiyat artırımları ülke ekonomisini olumsuz yönde etkilemektedir. Yenilenebilir enerji kaynaklarından rüzgar enerjisi sektörünün son yıllarda gösterdiği gelişim ve birçok ülkenin yenilenebilir enerji politikaları, doğa dostu yatırımcıların önünü açmıştır. Bu çalışmada, İTÜ Enerji Enstitü'nde kurulan 1.8 kW ve 30 kW'lık türbinlerin Wasp ve WindPro akış alan dağılım modelleri ile yıllık üretimleri hesaplanmış ve bölgenin rüzgar ve enerji potansiyeli analizi yapılmıştır. 10 m'deki ortalama rüzgar şiddeti 2.5 m/sn ve ortalama güç yoğunluğu 28 W/m olarak bulunmuştur. 30 kW'lık türbinin yıllık üretimi Wasp modelinde yaklaşık 10 MWh olarak hesaplanmıştır. Ayrıca 1.8 kW'lık türbinin yıllık üretimi de 500 kWh olarak bulunmuştur. Bölge, İstanbul Boğazı'na olan yakınlığı ile avantajlı olmakla birlikte, bölgedeki yüksek yapılaşmalar, rüzgar enerjisi potansiyelini büyük oranda azalttığı tespit edilmiştir. Bu nedenle, incelenen bölge, ticari amaçla enerji üretimi açısından uygun bulunmamıştır. Bu çalışmada incelemesi yapılan rüzgar enerjisi sisteminin, İTÜ Enerji Enstitüsü'ndeki bazı dersliklerin aydınlatmasında ve rüzgar enerjisi uygulamalı eğitimlerinde kullanılması planlanmaktadır. Bu çalışma kapsamında, gerçekte rüzgar enerji sisteminin kurulumundan önce önemli olan rüzgar analizi ve türbinlerin yıllık üretimleri hesaplanmıştır. Ayrıca, işletim aşamasında enerji planlaması için önemli olacağı bilinen rüzgar verisi öngörüsü için AR Model, Kalman Filtresi ve Yapay Sinir Ağları ile zaman serisi analizi yapılarak başarımları değerlendirilmiştir. Bu sonuçlara göre, Yapay Sinir Ağının, hem rüzgar şiddeti ve hem de yönünün öngörüsünde en başarılı metod olduğu görülmüştür.
-
ÖgeAlmaraz2 Reaktörü İçin Dragon2 Transport-citation Nötron Difüzyon Kod Çifti Yardımıyla Nötronik Hesaplama Zincirinin Oluşturulması(Enerji Enstitüsü, 2000-06-22) Oğuzhan, Emrah ; Saygın, Hasan ; 98124 ; Nükleer Araştırmalar ; Nuclear StudiesBu Yüksek Lisans Tez Çalışması iki bölüme ayrılarak incelenebilir. Birinci bölüm hücre hesaplamaları, ikinci bölümse global kalp hesaplamalarıdır. Hücre hesaplamaları için Ecole Polytechnique de Montreal'de geliştirilen DRAGON2 nötron transport kodu, global kalp hesaplamaları için Oak Ridge Ulusal Labaratuvarlarında geliştirilen CITATION nötron difüzyon kodu kullanılmıştır. Tüm hesaplamalar PWR tipi bir reaktör olan ve 1983 yılında işletime açılan İspanya'nın Almaraz2 reaktörü yakıt hücresi, yakıt demetleri ve kalbi modellenerek gerçekleştirilmiştir. Hücre hesaplamaları Almaraz2 reaktörü yakıt hücresi ve yakıt demetleri üzerinde yapılmıştır. Hücre hesaplamaları statik hücre hesaplamaları ve tükenme hücre hesaplamaları olmak üzere ikiye ayrılır. Statik hücre hesaplamalarının amacı farklı zenginlikteki yakıt hücresi ve yakıt demetleri için K^f (sonsuz çoğaltma faktörü) değerlerini elde etmektir. Tükenme hücre hesaplamalarının amacı tükenmeyle Kkf değerlerinin, uranyum ve plütonyumun izotopik içeriğinin nasıl değiştiğini görmek ve dışarıya kaçış olmadan yamçı yutucu çubuklarda kalan boronu bulabilmek için yapılmıştır. Statik hücre hesaplamaları yapılarak yakıt hücresi ve beş değişik yakıt demeti için % 1.5, % 1.7, % 1.9, % 2.1, % 2.3, % 2.5, % 2.6, % 2.7, % 2.9, % 3.1, % 3.3, % 3.5 zenginliklerinde Kinf değerleri elde edilmiştir. Ayrıca yakıt hücresi üzerinde moderator yoğunluğu azaltılması ve Pitch/Diameter oranlarının değiştirilmesiyle, yakıt demeti üzerinde moderator yoğunluğu azaltılması ve sıcaklık arttınmıyla Kinf değerlerinin nasıl değiştiğini görmek için çalışmalar yapılmıştır. Tükenme hesaplamaları % 2.1, % 2.6, % 3.1 zenginlikte UO2 içeren yakıt demetleri için 0, 150, 2000, 4000, 6000, 8000, 10000, 140000, 18000, 22000, 26000, 30000, 34000, 38000, 42000, 46000, 50000 MWd/tU burn-up (tükenme) değerlerinde 0 ve lOOOppm'lik boron ve yamçı yutucu çubuklar katılarak yapılmıştır. Tükenme hesaplamaları 0 MWd/tU'da Xe olmadığı ve sonradan dengeye geldiği yaklaşımıyla yapılmıştır. Global kalp hesaplamalanysa Almaraz2 reaktörü 1. devri için kalp üzerinde yapılmıştır. 0 burn-up 'ta Almaraz2 reaktörü 1. devir güç dağılımı elde edilmiştir. Bu hesaplamaların büyük bir çoğunluğundan elde edilen sonuçlar daha önce altı ülkenin - İspanya, Hindistan, Hırvatistan, Sırbistan, Güney Afrika Cumhuriyeti, Türkiye (Ç.N.AE.M.)- katılımıyla gerçekleştirilen projenin sonuçlarıyla karşılaştırılmıştır. Amaç kodların etkili ve zayıf oldukları noktaların görülmesidir. Sonuçlar karşılaştırıldığında yeterli yakınlığın sağlandığı görülmüştür.
-
ÖgeBir Alüminyum Profil Fabrikasındaki Soğurmalı Soğutma Sisteminin Karşılaştırmalı Termodinamik Analizi(Enerji Enstitüsü, 2018-06-08) Erdem, Turhan ; Üner, Çolak ; 10208915 ; Enerji Bilim ve Teknoloji ; Energy Sciences and TechnologiesBu tez çalışmasında alüminyum profil fabrikasına ait bir bileşik soğutma-ısı-güç üretim sisteminin soğutma çevrimi ele alınmıştır. Tek etkili soğurmalı soğutma sisteminin termodinamik modeli oluşturulmuş ve akış şeması ortaya konulmuştur. LiBr – H2O ikilisi kullanılan soğutma çevriminde soğutucu olarak su, soğurucu madde olarak LiBr kullanılmıştır. Buharlaştırıcıdan soğutmanın sağlandığı bu sistemde, alüminyum profil fabrikası içerisinde üretilen profillerin eloksal kaplamasının yapıldığı havuzları ve fabrika ortamını soğutmak amaçlanmıştır. Gaz motorunun atık egzoz gazlarından yararlanarak, kızgın buhar üreticide su ve lityum brömür birbirinden ayrılır ve soğutucu akışkan olan su kızgın buhar üreticiden kızgın buhar olarak çıkar. Yoğuşturucuda yoğuşan soğutucu akışkan olan su daha sonra kısılma vanasından geçerek basıncı düşürülür. Sonrasında buharlaştırıcıdan geçerek eloksal kaplamanın yapılacağı havuz için gerekli olan soğutma enerjisini aktararak soğurucuya girer. Soğurucuda lityum bromür tarafından soğurulan su ile fakir eriyik oluşur. Oluşan fakir eriyik, eriyik pompası yardımıyla kızgın buhar üreticisine doğru gönderilir. Varsa eriyik eşanjöründen geçen fakir eriyik kızgın buhar üreticisine girerek su ve lityum brömür birbirinden ayrılır. Kızgın buhar üreticisinden çıkan sudan arındırılmış LiBr ise zengin eriyik olarak adlandırılır ve kısılma vanasından geçip basıncı düşürülerek, soğurucuya girer ve burada suyla karışarak fakir eriyiği oluşturur. Bu şekilde çevrimin devamlılığı sağlanır. Tezin devamında LiBr – H2O ikilisinin kullanıldığı tek etkili soğutma çevriminin soğutma performans katsayısı hem eşanjörlü durumda hem de eşanjörün olmadığı durumda, EES (Engineering Equation Solver) programı ile hesaplanmıştır. Sonrasında eşanjörsüz sistem için her bir bileşenin tasarım parametreleri yani çalışma sıcaklıkları değiştirilerek, soğutma performans katsayısı tekrar hesaplanmıştır. Her bir eleman için sıcaklık ve soğutma performans katsayısı arasındaki ilişki grafikler ile gösterilmiştir. Bu yöntem ile optimum çalışma sıcaklıkları belirlenmeye çalışılmış ve verim hangi durumlarda daha fazla arttırılabilir bulunmuştur. Son olarak soğutucu akışkan olarak su yerine amonyak kullanılarak çevrimin soğutma verimi bir daha hesaplanmıştır. Çıkan sonuçlar karşılaştırılarak hangi ikilinin belirtilen sıcaklık değerlerinde daha verimli olacağı tesbit edilmeye çalışılmıştır. Bu karşılaştırma da yapıldıktan sonra en uygun çalışma şartları belirlenerek, kızgın buhar üreticisinde ihtiyaç duyulan ısı gücüne göre kataloglardan uygun gaz motoru seçilmiş ve çalışma sonlandırılmıştır.
-
ÖgeAlüminyum-Bor-Karbür kompozit malzemelerin radyasyon karşısındaki davranışının belirlenmesi, XCOM bilgisayar programı ile incelenmesi ve yeni bir hibrit kompozit radyasyon zırh malzemesi önerisi(Enerji Enstitüsü, 2015) Akkaş, Ayhan ; Tuğrul, Asiye Beril ; 416857 ; Enerji Bilim ve Teknoloji ; Energy Sciences and TechnologiesBu doktora çalışmasında, farklı tiplerde iyonizan radyasyon çeşitlerinin zırhlanmasında kullanılmak üzere alüminyum-bor karbür kompozit malzemenin davranışının incelenmesi ve bu alanda kullanılabilecek yeni bir malzemenin önerilmesi amaçlanmıştır. İyonizan radyasyon kaynakları endüstri, tıp, tarım ve araştırma amaçlı olarak birçok alanda yaygın bir biçimde kullanılmaktadır. Radyasyon, kullanım alanına uygun olarak farklı tip ve enerjilerde olabilmektedir. Görevi gereği radyasyonla çalışan personelin ve toplum üyesi kişilerin radyasyondan korunmasının en önemli metodlarından biri radyasyon kaynağının veya kullanıldığı alanın zırhlanmasıdır. Radyasyonun tip ve enerjisinin değişmesi madde ile etkileşmesinde farklılıklar ortaya koyduğundan, zırhlama için kullanılan malzemeler de farklılık göstermektedir. Nükleer reaktörler, uzay çalışmaları gibi alanlarda aynı anda farklı tip radyasyona maruz kalınabilmektedir. Karışık radyasyon alanlarında tek bir malzeme ile etkin zırhlama yapmak, zırhlama malzemesinin kapladığı hacmin azalmasında, gerekse de maliyet açısından fayda sağlamaktadır. Bununla beraber, radyasyon zırhlamasında en yaygın kullanılan malzeme olan kurşunun toksit etkilere sahip olması, insan sağlığı açısından olumsuz etkilere neden olmaktadır. Öte yandan, Avrupa Birliğinin yayınladığı RoHS direktifleri sonucunda kurşunun birçok alanda kullanılması yasaklanmış ve ileri süreçte tamamen kurşun kullanımından vazgeçilmesi planlanmaktadır. Bu çerçeve de, bu doktora çalışmasında, kurşuna alternatif oluşturabilecek, farklı radyasyon tiplerinin zırhlanmasında etkili bir malzemenin önerilmesi benimsenmiştir Deneysel çalışmalarda öncelikle alüminyum-bor karbür (Al-B4C) malzeme bu doktora tezinin özgünlüğü içinde incelenmiştir. Bu malzemeler dört farklı hacimsel yüzde oranında, %5, %10, %15 ve %20 ve beş farklı tane boyutunda ortalama 3 µm, ortalama 53µm, 75-150 µm arası, 150-250µm arası ve ortalama 500 µm olmak üzere B4C bileşiği içermektedir. Malzemelerin tümü için gama, nötron ve beta radyasyonları karşısındaki zırhlama davranışları incelenmiştir. Bir başka deyişle, B4C bileşiğine ait tane boyutunun zırhlama davranışı üzerine etkisi ile gama, nötron ve beta radyasyonları ile yapılan çalışmalar doktora çalışmasının özgün kısımlarıdır. Alüminyum-bor karbür (Al-B4C) malzeme ile elde edilen sonuçlardan yararlanarak alüminyum-bor karbür-tungsten karbür kompozit malzemesi ile çalışılmış, gama, nötron ve beta radyasyonları karşısındaki zırhlama davranışları incelenmiştir. Bu husus, doktora tezinin malzeme seçimi konusundaki önemli özgünlüğünü oluşturmaktadır. Gama radyasyonu ile çalışmada, farklı gama radyasyon enerjilerinde yayınım yapan üç farklı radyoizotop kaynak kullanılmıştır. Bu yolla bağıl olarak Am-241 ile düşük enerjide (60 keV), Co-60 ile yüksek enerjide (1,17 ve 1,33 MeV' lik iki pik ortalaması 1,25 MeV) ve Cs-137 ile orta enerjilerde (662 keV) gama radyasyonu ile çalışma yapılmıştır. Nötron radyasyonu ile çalışmada Howitzer içerisinde bulunan Pu-Be nötron kaynağı kullanılmıştır. Bu kaynağın yaydığı nötronların ortalama enerjisi yaklaşık 4 MeV' dir. Beta radyasyonu ile yapılan çalışmada ise, kullanılan radyoizotop kaynak Sr/Y-90'dır. Söz konusu bu radyoaktif kaynaktan çıkan maksimum beta enerjisi 2,28 MeV' dir. Deneysel çalışmalar kapsamında transmisyon tekniği kullanılarak gama ve beta radyasyonları kullanılarak her bir malzeme için lineer zayıflatma ile kütle zayıflatma katsayısı değerleri, nötron radyasyonu için ise makroskopik tesir kesiti değerleri bulunmuştur. Bulunan bu değerler yardımı ile her bir malzeme için kullanılan radyasyon tipine bağlı olarak Yarı-Değer Kalınlık (YDK) değerleri bulunmuştur. Ayrıca, gama kütle zayıflatma katsayı değerlerinin teorik olarak bulunması için, uluslararası boyutta kabul gören XCOM bilgisayar programı kullanılarak teorik hesaplamalar yapılmıştır. Kompozit malzemelere ait deneysel olarak bulunan gama kütle zayıflatma katsayı değerleri, XCOM bilgisayar programından elde edilen teorik değerlerle karşılaştırılmıştır. Gama kaynakları ile yapılan deney sonuçlarına göre; Al-B4C bileşiği içerisinde B4C bileşiğine ait tane boyutunun artması, kompozit malzemenin radyasyon tutuculuğunu azaltmaktadır. Gama radyasyonu enerjisi arttıkça tane boyutunun etkisi azalmaktadır. Bununla beraber kompozit malzeme içerisindeki B4C hacimsel yüzde içeriğinin artması gama radyasyonunu tutuculuğunu azalmaktadır. Bu azalma düşük enerjili gama radyasyonunda daha belirgin, yüksek enerjili gama radyasyonu için daha düşüktür. Al-B4C-WC hibrit kompozit malzemesi için deneysel çalışmada malzeme içerisindeki WC miktarı arttıkça, gama radyasyonuna karşı malzemelerin tutuculuğu da artmıştır. Bununla beraber, gama radyasyonu karşısında XCOM programından elde edilen teorik kütle zayıflatma katsayıları ile deneysel olarak elde edilen kütle zayıflatma katsayıları birbirleri ile uyumlu çıkmıştır. İki değer arasındaki yüzde fark, büyük çoğunluğu %3'ün altında, tümü % 6' nın altında kalmıştır. Nötron deneyleri sonucunda, Al-B4C kompozit bileşiği için elde edilen sonuçlara göre kompozit malzeme içerisindeki B4C bileşiğinin hacimsel yüzde oranı ve tane boyutunun artması nötron tutuculuğunu arttırdığı saptanmıştır. Al-B4C-WC hibrit kompozit malzemeleri içinde hacimsel yüzde olarak B4C ve WC oranlarının artması nötron tutuculuğunu arttırdığı görülmüştür. Beta deneyleri sonucunda, Al-B4C kompozit bileşiği içerisindeki B4C hacimsel yüzde miktarının artması, malzemenin beta tutuculuğunu arttırdığı gözlemlenmiştir. Bununla beraber Al-B4C-WC hibrit kompozit malzemeleri içerisindeki B4C ve WC bileşiklerinin hacimsel yüzde miktarlarının beraber artışı beta tutuculuğunu arttırdığı saptanmıştır. Deneysel olarak kompozit malzemeler için bulunan kütle zayıflatma katsayıları, saf alüminyum için bulunan kütle zayıflatma katsayısı ile karşılaştırılmıştır. Al-B4C kompozit malzemeler içerisine belirli oranlarda WC bileşiğinin katılması farklı radyasyon kaynakları karşısında zırhlama etkisini arttırması ile birlikte kompozit malzemelerin yoğunluğunu da arttırmaktadır. Özellikle uzay teknolojisi, uçak teknolojisi, nano teknoloji gibi alanlarda kullanılan malzemelerin yoğunluğu da önemli bir yer tutmaktadır. Bu bağlamda bileşik içerisine katılan WC miktarı kısıtlı kalması gerekmektedir. Deneysel sonuçlar sonucunda Al-B4C kompozit malzeme içerisine %5 ve %10 oranında katılan WC ile oluşturulan hibrit kompozit malzemelerin karışık radyasyon alanlarında etkin bir zırhlama malzemesi olarak kullanılabilirliği bu doktora tezinin özgünlüğü kapsamında gösterilmiştir.
-
ÖgeAnalyses of Control Rod Worth And Reactivity Initiated Accident (RIA) Of ITU Triga Mark II Research Reactor(Energy Institute, 2019-11-15) Özkan, Fadime Özge ; Çolak, Üner ; Nuclear Studies ; Nükleer AraştırmalarThe control rod worth and RIA pulse analyses of ITU TRIGA Mark II research reactor have been done in the scope of this thesis study. ITU TRIGA Mark II is a research reactor in ITU Energy Institute and it reached the first criticality in 1979. Control rod worth is a very important concept in terms of safety of a nuclear reactor. Control rods are basically used to make changes on the power level of the reactor. Therefore, the accuracy in calculating the control rod worth value is crucial. Having a reliable computational model rather than doing experiments is a great advantage in terms of time efficiency and being able to analyze different cases without being dependent on experimental procedures. Analyses on research reactors provide opportunity to validate numerical models using the experimental data done on research reactors. One of the aims of this thesis is to estimate control rod worth values numerically and compare the results with experimental ones. ITU TRIGA Mark II research reactor has three control rods; transient, safety, and regulating rods. Transient rod is used mainly for pulse transients and regulating and safety rods are used to safely change the reactor power with transient rod. The research reactor is shut down with the control rods when it is necessary. Control rod worth is expressed in two ways; integral and differential rod worth. Integral rod worth curves are obtained using positive period method experimentally. The differential rod worth means the reactivity change per unit movement of the control rod, so the differential rod worth curve is obtained using the slope of integral rod worth curve. 3D full core MCNP model ,which is generated at the Energy Institute of ITU by Dr. Lecturer Senem Şentürk Lüle (thanks to Dr. Türkmen and Mr. Allaf for their contributions) for various calculations on ITU TRIGA Mark II research reactor, is used to create integral and differential rod worth values numerically and to compare the numerical results with experimental data. Rod insertion method is used for numerical analysis rather than positive period method as in experiment. Rod insertion method is applied for the concerned rod when the other control rods are fully withdrawn. This method is applied in two ways as source recorded and no source recorded rod insertion methods for this thesis study. The results of these two methods are so close to each other, but the shapes of integral rod worth curves are little bit closer to the experimental ones for source recorded case than no source recorded case. The reason for this is that the source output of previous step is used for source recorded analysis rather than giving an initial source for criticality calculations for MCNP. Relative error between total control rod worth values of numerical and experimental methods is less than 5% which is very low. Control rod worth analysis is carried out for fresh fuel configuration of the reactor core based on experimental data. In addition, it is observed that excess reactivity can be compensated by the control rods since it is lower than the total worth of all control rods in the reactor. RIA (Reactivity Initiated Accident) analysis is significant for the safety of nuclear reactors. It creates changes in fission rate, so in power in the reactor. Analyzing power and temperature values after RIA provides to see if safety limits for peak values are exceeded or not. PARET/ANL code couples the thermal hydraulic and point kinetics equations and it is used for transient analysis of research reactors. RIA pulse analysis has been done for $1.5, $1.81 and $2 reactivity insertions, based on experimental data, using PARET/ANL code for ITU TRIGA Mark II research reactor. Initial power is 50 W for $1.5 and $1.81 reactivity insertions and 200 W for $2 reactivity insertion. The power, fuel centerline temperature, clad surface temperature and coolant temperature versus time behaviors are analyzed after aforementioned pulse scenarios. The peak power limit for ITU TRIGA Mark II research reactor is 1200 MW for pulse. In addition, safety limits for fuel and clad temperatures are 1150°C and 760°C, respectively. It has been seen that the peak power values for $1.5 and $1.81 pulse reactivity insertions are so close to the experimental values. The power is over predicted by almost 11% for $2 pulse reactivity insertion. However, peak power values after all pulse scenarios are over predicted by PARET/ANL code which is good in terms of safety. This shows that PARET/ANL is a conservative code for the pulse analyses. If the peak temperature values do not exceed the safety limits after pulse for PARET/ANL analysis, they will not exceed safety limits in real pulse situation anyway. The peak power values are 69 MW, 180 MW and 275 MW for $1.5, $1.81 and $2 pulse reactivity insertions respectively according to PARET/ANL analysis. The peak fuel centerline temperature values are 290°C, 332°C and 376°C respectively. In addition, peak clad surface temperature values are 102°C for $1.5 reactivity insertion, 125°C for $1.81 and $2 reactivity insertions. It can be seen from the results that peak power and peak temperature values are in safety limits. The reactivity insertions higher than $2 could not be modeled using PARET/ANL, the code developers recommend that PARET/ANL should not be used in case of high reactivity insertions for natural convection models. Because of void formation in the core for high reactivity insertions, the code cannot simulate the whole transient time. Finally, all analyses for control rod worth and RIA show that the reactor will continue operating safely in case of aforementioned reactivity insertions and the worth of control rods are enough to compensate the excess reactivity and carry out the shutdown of reactor when it is needed.
-
ÖgeAnalysis Of Reactivity İnitiated Accidents For ITU Triga Mark Ii Research Reactor And The Development Of A New Analysis Code(Energy Institute, 2019-05-03) Allaf, Mohammad ; Çolak, Üner ; 10268188 ; Energy Sciences and Technologies ; Enerji Bilim ve TeknolojiSafety analyses have been performed in this study on the ITU TRIGA Mark II Research Reactor commissioned in 1979 for different reactivity initiated accidents (RIA) scenarios. The study starts by highlighting the importance of safety analysis and research reactors in nuclear industry, benchmark analysis aspect, the evolution of the computational and numerical modelling methodologies in developing codes for the utilization in safety analysis. The objective of this study has involved two phases, first phase consists of; a multi-physics model of ITU TRIGA MARK II using EUREKA-2/RR code. This is a known computer code for transient analysis of the neutronic and thermal-hydraulic behavior for safety analysis of severe accident scenarios (i.e., LOFA, RIA, and LOCA). The model has been used for safety analysis of seven different RIA events. The model development has been initiated by adapting the neutronic models developed by MCNP-V for neutronic fluxes determination and Serpent-2 for finding neutronic parameters (such as; decay constants, delayed neutron fractions, etc.) for six and eight groups. However, the EUREKA-2/RR code has fixed set of neutronic parameters related to precursors groups. Thus, no change has taken place to that respect, except for the effective delayed neutron fraction and prompt neutron generation lifetime. Besides, DISSUE, ICETEA, and PREDISCO codes have been utilized to construct the transient EUREKA-2/RR model. Due to the modelling scheme of EUREKA-2/RR, the thermal hydraulic system has been divided into five channels, each has 10 control volumes (segments) that represent the flow and the heat generation. The scenarios are: protected (with a control system delay of 0.1 second) and unprotected RIA with reactivity insertion (dk/k/step); 0.468$/step, 0.935$/step, and 1.872$/step, also unprotected RIA with slow reactivity insertion rate of 1.872$/ (0.5 seconds) and fast protected (control system delay is 0.01 second) for RIA of 1.872$/step. The second phase consists of; a completely original code developed for TRIGA MARK II with cylindrical fuel type for simulating the RIA scenarios, and the algorithm has been written using MATLAB programming language. The thermal hydraulic system represented by two channels (hot and average) and two dimensions (radial and axial), also the methodologies adapted are as following; pointwise constant function for the solution of point kinetic equations. The code has the freedom in implementing different neutronic parameters of the concerned reactor. Backward fully implicit finite different method has been adapted for solving the governing equations and heat conductivity equation, in order to escape from the stability restriction imposed by other methods, regarding time step size. Furthermore, hydraulic formulas and heat transfer package have been chosen to suit ITU TRIGA MARK II characteristics. The heat transfer package is able to predict the heat flux and heat transfer coefficient till the subcooled boiling region. The initial fields are solved analytically, which also represent the parameters of steady-state (operational) conditions. Therefore, the TM2-RIA code aims to predict the TRIGA Mark II behaviors during operational and transient accidental scenarios. The analyzed RIA scenarios with reactivity insertions; 0.468$/step, 0.935$/step, and 1.872$/step. Moreover, to investigate the capability of TM2-RIA and the influence of different sets of neutronic parameters, the analyses have been extended for each RIA scenario by implementing three sets of neutronic parameters; the fixed set utilized by EUREKA-2/RR, six groups and eight groups generated by Serpent-2 model of ITU TRIGA MARK II. Keeping in mind that the analyses consider only forced convective cooling. The safety analyses demonstrated by EUREKA-2/RR model, have shown the influence of reactivity insertion magnitude, the time between each reactivity insertion, automatic scram control and the delay of the scram action. The results have shown that how significant the influence of the reactivity insertion rate can be. For 1.872$/step; peak power reached more than 450 MW, while in case of 0.935$/step and 0.468$/step they reached around 3 MW and 0.7 MW, respectively. The protected cases have shown strong negative net reactivity, causing a sloppy and a fast increase in the DNBR after it reaches its minimum values. This ensures the safety of the reactor for the three investigated reactivity insertions. However, the bigger the magnitude of reactivity insertion is, the lower the influence of the scram becomes, especially at the reactor kinetics starting stages. The influence of scram is hardly noticed in case of 1.872$/step, especially at the longer delay, while in case of short delay 0.01 sec peak power has reached 438 MW. On the other hand, in case of 0.935$/step, the scram influences the power change behavior, where the reactor's power drops within 1 second to power level less than the operational power. Moreover, the difference in reactor's response due to slow reactivity insertion of 1.872$, when it is compared to fast (step) reactivity, has been translated into; time shifting in peak power occurrence (0.35 seconds difference between fast and slow RIA), and a lower magnitude of power (~117 MW). It has been concluded that the EUREKA-2/RR model ensures safe performance of ITU TRIGA MARK II for all the presented cases, since all values are inside the safety margins addressed by the safety analysis report and other literature sources. It should be kept in mind that the highest cladding surface temperature and minimum DNBR are around 152℃ and 1.19, respectively. That wouldn't violate the safety of the reactor for more conservative safety margins, since the time of their presence is very short. Besides, in all presented scenarios; the power, fuel and cladding temperatures start declining very rapidly afterwards due to the reactivity feedbacks features of TRIGA MARK II till it reaches a quasi-static transient region, where both external and feedback reactivities almost compensate each other. The analysis carried out using TM2-RIA code have shown promising performance since the expected trends of power, temperatures, and DNBR have been predicted during operational and transient states. The study has shown the influence of segments' size and number in the steady-state's calculations. In addition, the code doesn't fail to simulate ITU TRIGA MARK II for the presented sets of neutronic parameters. These indicate the flexibility and the advantages that TM2-RIA possess comparing to EUREKA-2/RR in these regards. Furthermore, the results extracted from TM2-RIA ensures the safety of ITU TRIGA MARK II for the unprotected RIA scenario in case of 1.872$/step. Although the minimum DNBR has been (~0.9) in two of the neutronic sets, no critical consequences have been observed due to the very short time of the reactor being at this state. That being said, the code failed to predict the 0.468/$ RIA event smoothly, where unexpected and strong sloppy decrease has been observed after 5 seconds in power behavior. This can be attributed to the adapted point kinetics solution method, therefore, more improvement in that regard should take place in the future. By the comparison of TM2-RIA and EUREKA-2/RR results, it can be observed that they show fairly good agreement for RIA scenario of 1.872$/step. Although the trends have kept their similarities throughout the full transient time, the gap between the two trends started being more noticeable with time. Investigation of coolant temperature change has been insightful in understanding the reason behind such change in behavior, which leads into change in heat transfer characteristics. This indicates the impact of the different numerical methods adapted in solving the energy equation. Furthermore, the differences between the performance of the two codes, which becomes more obvious at lower magnitude of RIA events. Can be attributed to the effect of many differences in the code's structures (point kinetics solution method, number and size of control volumes and channels that describe the thermal-hydraulic system, initialization, reactivity feedbacks calculations, etc.). The influence of neutronic parameters of precursors groups investigation is proved to be essential in understanding the impact of the neutronic parameters choice. It also proves how important it is to utilize the correct set that is also compiling with the point kinetics solution method. The results have shown how each set of neutronic parameters influence may vary with respect to the reactivity insertion rate and causing differences in predicting the concerned parameters. This can be seen by calculating the temporal location where the critical values are reached, in some cases time difference is more than 0.5 seconds. Besides, by evaluating the maximum relative differences of concerned variable (whereas the fixed set in EUREKA-2/RR selected as reference), they have been found to be; 6%, 42% and 13%, corresponding to RIA from the lowest to the highest reactivity insertion, respectively.
-
ÖgeAnkara İli Doğal Gaz Tüketiminin Yapay Sinir Ağları İle Öngörüsü(Enerji Enstitüsü, 2018-06-05) Burak, Taşkıner ; Burak, Barutçu ; 301071008 ; Enerji Bilim ve Teknoloji ; Energy Sciences and TechnologiesEnerji insanlık tarihinden günümüze kadar toplumların gelişmesinde ve sosyal yaşamlarında etkili olan en önemli etkenlerden biridir. Günümüz dünyasında enerji ihtiyacı petrol, doğal gaz, kömür gibi fosil yakıtların haricinde rüzgar, güneş, biyokütle, jeotermal gibi yenilenebilir enerji kaynaklarından da karşılanmaktadır. Yenilenebilir enerji kaynakları ile ilgili yatırımlar son yıllarda hızlanmış dahi olsa da hala dünyada kullanılan enerjinin %86'sı fosil yakıtlardan sağlanmaktadır. Dünyada enerji kaynaklarının kullanımında 1. sırada petrol gelmektedir. Petrolü kömür ve doğal gaz izlemektedir. Petrol, doğal gaz, kömür gibi kaynaklar, dünyaya eşit olarak dağılmamış olması ve sürekli olarak artan bir talebe sahip olmaları sebebiyle çok yüksek ekonomik ve stratejik değere sahiptirler. Bu sebeplede üretim ve satış süreçlerinde gerek devletler gerekse şirketler düzeyinde bir çok oyuncu bulunmaktadır. Türkiye, artan nüfusu ve gelişen ekonomisi ile sürekli olarak büyüyen bir enerji talebine sahiptir. Bulunduğu coğrafi konum gereği bir çok enerji tedarikçesine yakın olmasına karşın kendi sınırları içerisinde yeterli kaynağa sahip değildir. Bu sebeple enerji kaynakları bakımından dışa bağımlı bir ülkedir. Son yıllarda yapımı kısmi olarak gerçekleşen depolama tesisleri ile doğal gaz arz güvenliği bir nebze olsa da sağlanmaya çalışılmaktadır Türkiye'de enerji kaynakları kullanımında birinci sırada doğal gaz bulunmaktadır. Büyük çoğunluğu yurt dışından tedarik edilen doğal gazın talep tahmini ekonomik ve stratejik gerekçelerle büyük önem taşımaktadır. Tedarik edilen gazın hatalı tahmini durumunda, tahmin edilen gaz miktarından daha fazla gaza ihtiyaç duyulması halinde uluslar arası sözleşmeler kapsamında cezalı fiyatlar üzerinden ilave olarak ihtiyaç duyulan gaz tedariği gerçekleşebilir. Bu yaptırımlar uluslar arası tedarikçiler üzerinden diğer toptan doğal gaz şirketlerine de yansımaktadır. Eğer ihtiyaçtan fazla gaz talebi yapılırsa da kullanılmayan gazın bedeli ödenmek zorunda kalınabilir. Bu durumda oluşabilecek fark bedel yine uluslar arası tedarikçiler tarafından toptan doğal gaz ticareti yapan şirketlere veya dağıtım şirketlerine yansıtılabilir. Bu sebeple doğal gaz ticaretinin her aşamasında tüketim tahmini oldukça önem arz etmektedir. Bu çalışma kapsamında Ankara iline doğal gaz tüketiminin yapay sinir ağları ile ön görüsü yapılmıştır. Doğal gaz tüketim talebi bölgesel gaz dağıtımı yapan dağıtım şirketleri içinde yatırım planlama, işletmesel öngörüler gibi sebeplerle oldukça önemlidir. Doğal gaz dağıtımı, EPDK tarafından dağıtım lisansı verilmiş şirketler tarafından yürütülmektedir. Dağıtım lisansı verilirken aynı zaman ilgili şirkete dağıtım sınırları da EPDK tarafından bildirilmektedir. Bu sebeple bu çalışmada Başkent Doğal Gaz Dağıtım GYO A.Ş. lisans sınırları içerisinde bulunup 2014-2017 yılları arasındaki tüketim değerleri kullanılmıştır. Türkiye doğal gaz piyasında iki farklı doğal gaz tüketicisinden bahsedilebilir. Bunlar serbest ve serbest olmayan tüketicilerdir. Serbest olmayan tüketiciler genel olarak belirli tüketimin altındaki konut tüketicileridir. Bu çalışmada, büyük tüketimler gerçekleştiren mal ve hizmet üreten tesisler yani serbest tüketiciler dışında kalan tüketci türünün verilerinden faydalanılmıştır. Yapay sinir ağları öğrenme yetenekleri, yüksek hata toleransları, eksik veriyle işlem yapabilme özellikleri, doğrusal olmayan problemleri kolayca çözebilme becerileri sebebiyle talep tahmini süreçlerinde yaygın bir şekilde kullanılmaktadır. Yapay sinir ağlarının öğrenme süreçleri örneklerin ağa tanıtılması üzerinden yapılır. Ağa girdi olarak verilen örnek dataların çıktı ile karşılaştırılması yöntemi ile öğrenme süreci gerçekleşir. Örnekler sayesinde öğrenme işleminin tamamlanmasının test dataları ile ağı test edebiliriz. Test sonuçlarının başarılı olması sonrasında yapay sinir ağı tahmin gerçekleştirmek için hazır hale gelmektedir. Yapılan çalışma kapsamında yapay sinir ağına girdi olarak nem, ortalama sıcaklık tahmini, minumum sıcaklık tahmini, maksimum sıcaklık tahmini, hissedilen minumum sıcaklık tahmini, hissedilen maksimum sıcaklık tahmini, BBS (Bağımsız Birim Sayısı) ve ısıl değer verilmektedir. Çıktı kısmında ise tüketim bulunmaktadır. Girdi verilerinden hissedilen sıcaklık datası, matematiksel formuller yardımıyla sıcaklık tahmini verilerinden türetilmiştir. Tahmin yaparken ileriki bir tarihte gerçekleşmesi beklenen tüketim değeri için çalşma yapılıyor olması sebebiyle meteoroloji verilerinde ölçülen değil tahmin edilen sıcaklık değerleri kullanılmıştır. Yapay sinir ağlarında kullanılan veriler 2014-2017 yıllarını kapsamaktadır. Sıcaklık ve nem verileri Meteoroloji Genel Müdürlüğünden tedarik edilmiş olup, Bağımsız Birim Sayısı (BBS), ısıl değer ve tüketim değerleri ise Başkent Doğal Gaz Dağitım GYO A.Ş. 'den tedarik edilmişir. Bu verilerin 2014-2016 yılları arasındaki datalarını yapay sinir ağını eğitmek için kullanılmıştır. 2017 yılı verisi ise ağın testi için kullanılmıştır. Oluşturulan yapay sinir ağında öncelikli olarak sıcaklık tahmin verilerinin doğal gaz tüketim tahmini üzerindeki etkisi incelenmiştir. Ayrıca iki farklı aktivasyon fonksiyonunu deneyerek en iyi sonucu verecek olan yapay sinir ağının tespiti yapılmıştır.
-
ÖgeAnkara İli Toprak Ve İçme Sularının Radyolojik Ve Kimyasal Açıdan İncelenmesi, İlgili Sağlık Riskelerinin Belirlenmesi Ve Doz Dönüşüm Faktörlerinin Oluşturulması(Enerji Enstitüsü, 2019-01-28) Kapdan, Enis ; Altınsoy, Nesrin ; 10243022 ; Enerji Bilim ve Teknoloji ; Energy Sciences and TechnologiesTez çalışması iki ana amaca odaklanmıştır. Deneysel çalışmaların amacı, Ankara ilinde dış ortam radyoaktivite düzeylerinin, içme sularında radyoaktivite düzeyinin, topraktaki elementlerin birikim seviyesinin ve içme suyundaki anyon ve katyon konsantrasyonunun belirlenmesi ve ilgili sağlık risklerinin değerlendirilmesidir. Teorik çalışmaların amacı ise, topraktaki radyonüklit konsantrasyonlarını kullanarak havada (soğurulan) gama doz hızının (ADRA) belirlenmesi için kullanılan doz dönüşüm faktörlerinin elde edilmesidir. Bölgedeki radyoaktivite düzeylerini belirlemek için, toplam 341 toprak örneği laboratuvarlarda analiz edilmiş ve aynı zamanda toprak örneklerinin alındığı istasyonlarda gama doz hızı ölçümleri gerçekleştirilmiştir. Buna göre, topraktaki 40K, 226Ra, 232Th ve 137Cs radyonüklitlerinin ortalama aktivite konsantrasyonları sırasıyla 454 (23-1355) Bq/kg, 27 (6-186) Bq/kg, 33 (2-181) Bq/kg ve 3.3 (0.5-20.9) Bq/kg olarak belirlenmiştir. Ankara ili ortalama radyonüklit aktivite konsantrasyonlarının Türkiye ve Dünya ortalamalarına yakın olması ile birlikte, özellikle Evren ve Kızılcahamam ilçeleri çevresinde radyonüklit konsantrasyonlarında hayli yüksek değerler gözlenmiştir. Ayrıca, toprak yüzeyinden 1 m yükseklikte havadaki gama doz hızı (ADRA) değeri bölge için ortalama 58.5 (1.4-231) nGy/sa olarak ölçülmüş olup bu değerin 6.1 nGy/sa olan kısmının kozmik radyasyondan kaynaklandığı tespit edilmiştir. ADRA değerlerinin de temel olarak 232Th konsantrasyonuna bağlı olarak Evren ve Kızılcahamam ilçelerinde daha yüksek seviyelerde olduğu belirlenmiştir. Ayrıca, dış ortam gama radyasyon maruziyetine bağlı olarak yıllık etkin doz eşdeğeri (AEDE) ve yaşam boyu kanser riski (ELCR) değerleri, ICRP ve UNSCEAR tarafından önerilen faktörler kullanılarak bölge sakinleri için sırasıyla 71.8 µSv/y ve 2.69E-04 olarak hesaplanmıştır. İçme sularındaki toplam alfa ve toplam beta aktivite konsantrasyonunu tespit etmek için il genelinden toplam 121 adet su numunesi toplanmıştır. Ortalama toplam alfa ve toplam beta aktiviteleri bölge için sırasıyla 105 (20-495) mBq/L ve 195 (70-850) mBq/L olarak belirlenmiştir. Ayrıca, toplam alfa ve toplam beta radyoaktiviteleri nedeniyle bölge sakinleri için ortalama yıllık etkin doz, 22 (3-101) µSv/y ve 98 (4-428) µSv/y olarak tespit edilmiştir. İçme sularındaki toplam alfa ve beta aktivitesine bağlı olarak tahmin edilen ortalama kanser risk değeri, bölge halkı için ICRP 103'ün risk faktörleri kullanılarak 6.13E-04 olarak bulunmuştur. Ayrıca, içme sularındaki radyoaktivitenin bölgesel dağılımının gösterilmesi için dağılım haritaları çizilmiştir. Ankara'nın içme sularındaki ortalama toplam alfa ve beta aktivite konsantrasyonunun, ilin zengin radyolojik yeraltı yapısına bağlı olarak Türkiye'de incelenen illerin çoğundan anlamlı düzeyde yüksek olduğu anlaşılmıştır. Ek olarak, örneklerin %36'sındaki yıllık doz değerlerinin, WHO'nun içme suyu için beta aktivitesi açısından önerilen sınır değerleri aştığı ve bu durumun alfa aktivitesi için ise %0.8 olduğu görülmüştür. Ayrıca, 40K radyonüklidinin bölgenin içme sularındaki toplam beta aktivitesine katkısı %47 olarak belirlenmiştir. Türkiye'nin başkenti Ankara'da topraktaki elementlerin birikim düzeylerinin araştırılması ve ilgili sağlık risklerinin belirlenmesi için toplam 257 toprak örneği, WD-XRF yöntemi kullanılarak analiz edilmiştir. Topraktaki ortalama CaO, Ti02, V, Cr, Mn, Fe2O3, Co, Ni, Cu, Zn, Ga, As, Rb, Sr, Y, Zr, Nb, Ba, La, Ce, Nd, Pb, Th, U ve Sc konsantrasyonları sırasıyla 89462, 6176, 70.7, 142.9, 727.3, 44150, 20.1, 61.7, 21.8, 56.3, 11.3, 16.8, 63.3, 409.9, 17.1, 143.8, 11.1, 250.8, 25.6, 44.1, 31.2, 22.6, 10, 4.6 ve 3.9 ppm (μg/g) olarak belirlenmiştir. Bölgede tüm toprak örneklerinde Cd ve Hg konsantrasyonlarının dedeksiyon limitlerinden daha düşük seviyede olduğu tespit edilmiştir. Pearson R testine göre, Fe2O3 ve TiO2, Ni ve Cr, Zr ve Ga, Nb ve Ga, Pb ve Y, Nb ve Zr arasında güçlü bir korelasyon olduğu tespit edilmiş ve çizilen dağılım haritalarında da bu durum açıkça görülebilmiştir. Ayrıca, topraktaki metallerin Tehlike Katsayısı (HQ) değerlerinin bölgede Cr> As> Mn> Pb> Ni> Ba> Sr> Cu> Zn olarak sıralandığı görülmüştür. Bununla birlikte, analiz edilen her bir toprak örneğinin, ağır metal maruziyetine bağlı Tehlike İndeksi (HI) değerinin referans değer 1 den daha düşük olduğu anlaşılmıştır. Bölge genelinde ağır metale bağlı kanser risk değerlerinin Cr> Ni> As> Pb şeklinde sıralandığı gözlenmiştir. İçme sularındaki anyon ve katyon düzeylerinin araştırılması için toplam 119 numune ICP-OES ve İyon Kromatografi yöntemleriyle analiz edilmiş ve başkent Ankara için ilgili sağlık riskleri değerlendirilmiştir. Bölgedeki Ag, Al, As, Ba, Be, Ca, Cd, Co, Cr, Cu, Fe, Hg, K, Mg, Mn, Sb, Sr, V, Zn katyonlarının ortalama konsantrasyonları sırasıyla 2.08 ppb, 27.15 ppb 4.46 ppb, 55.2 ppb, 0.23 ppb, 46.76 ppb, 1.65 ppm, 1.66 ppb, 1.97 ppb, 2.31 ppb, 15.46 ppb, 0.60 ppb, 3.07 ppb, 26.46 ppb, 2.20 ppb, 2.88 ppb, 0.85 ppm, 6.51 ppm, 22.50 ppb olarak belirlenmiş ve bölgeden toplanan tüm içme suyu örneklerinde Pb ve Se konsantrasyonlarının dedeksiyon limitlerinden daha düşük seviyede olduğu görülmüştür. Ayrıca, örneklerdeki F-1, Cl-1, Br-1, NO2-1, SO4-2 anyonlarının ortalama konsantrasyon değerlerinin sırasıyla 269, 29490, 38, 20094, 66937 ppb olduğu ve NO3-1 ve PO4-3 konsantrasyonlarının dedeksiyon limitlerinden daha düşük seviyede olduğu gözlenmiştir. Ayrıca, sudaki ağır metallerin Tehlike Katsayısı (HQ) değerlerinin, bölgede As> Hg> Cd> Sr> Cr> Ba> Ni> Zn> Cu> Mn> Sb şeklinde sıralandığı görülmüştür. Bununla birlikte, analiz edilen 12 su örneğinin Tehlike İndeksi (HI) değerinin, ağır metal maruziyetine bağlı sağlık riski açısından limit değerden daha yüksek olduğu anlaşılmıştır. Pearson R testi uygulandığında, Cd ile Co ve Mg ile Sr katyonları arasındaki korelasyonların çok güçlü olduğu ve Sr ile As ve Mg ile As'in birbirleriyle anlamlı derecede ilişkili olduğu tespit edilmiştir. Bu tezin teorik bölümünde, topraktaki radyonüklit aktivite konsantrasyonları kullanılarak havada soğurulan gama doz hızının (ADRA) belirlenmesinde kullanılan doz dönüşüm faktörlerinin elde edilmesi için iki farklı metot uygulanmıştır. Bunlardan ilki 3 bilinmeyenli ve 4 değişkenli denklem sistemlerinin matris yoluyla çözümü, diğeri ise EGS-NRC kodunu kullanan yazılım yardımıyla Monte-Carlo metodu ile çözümü'dür. Matris çözümünde, 40K, 226Ra ve 232Th radyonüklidleri için doz dönüşüm faktörleri sırasıyla 0.0543 ± 0.0451, 0.485 ± 0.608 ve 0.550 ± 0.775 (nGy/sa)/(Bq/kg) olarak belirlenmiştir. Monte-Carlo çözümünde ise, 40K, 226Ra, 232Th ve 137Cs için doz dönüşüm faktörleri sırasıyla 0.0354 ± 0.0017, 0.340 ± 0.110, 0.508 ± 0.163 ve 0.117 ± 0.006 (nGy/sa)/(Bq/kg) olarak bulunmuştur.
-
ÖgeAntimon (cevheri Ve Konsantresi) Ve Demir Konsantresi Katkılı Silikon Kauçuk Malzemelerin Diagnostik X-ışınlarını Zayıflatma Özelliklerinin Belirlenmesi(Enerji Enstitüsü, 2019-05-03) Vural, Özlem ; Altınsoy, Nesrin ; 10275256 ; Nükleer Araştırmalar ; Nuclear StudiesBu yüksek lisans tez çalışmasında X-ışınlarından korunmada yaygın olarak kullanılan kurşun zırh malzemelerine alternatif olarak antimon cevheri, antimon konsantresi ve demir konsantresi katkılı silikon kauçuk malzemeler üretilmiştir. Üretilen malzemelerin X-ışınlarını zayıflatma oranları, lineer zayıflatma katsayıları ve kurşun eşdeğer kalınlıkları TS EN 61331-1 standardına uygun olarak belirlenmiştir
-
ÖgeApplication of computational intelligence methods to in-core fuel management(Enerji Enstitüsü, 2001) Erdoğan, Adem ; Geçkinli, Melih ; 104264 ; Nükleer Araştırmalar ; Nuclear StudiesBu çalışmada, basınçlı su reaktörleri için kalp-içi yakıt yönetiminde yardımcı olan, reaktörün güvenli ve verimli çalışmasını sağlayacak en uygun yakıt yükleme motiflerini belirleyen ve öneren bir bilgisayar program sistemi geliştirilmiştir. En uygun yakıt yükleme motifinin belirlenmesinde motifleri karşılaştırmak için gereken güç dağılımı gibi reaktör kalp parametrelerinin hesaplanması, difüzyon denklemini çözen genel kalp hesabı kodları ile, uzun bir hesaplama zamanı almaktadır. Birçok tekrar gerektiren bu hesaplar bir yapay sinir ağı hesaplayıcısı ile yapılarak işlem süresi kısaltılmıştır. Böylece, daha çok yakıt yükleme motifini kısa bir zaman süresinde analiz etmek ve en uygunu bulma olasılığını artırmak mümkün olmuştur. Bu amaçla, bu çalışma için örnek alman İspanya'nın basınçlı su tipi Almaraz Nükleer Güç Reaktörü'nün kalp düzeni kullanılan kalp kod sistemi için modellenmiştir. Belirlenen farklı yakıt demeti tipleri için 2 gruplu tesir kesitleri hesaplandıktan sonra gerektiğinde kullanılmak üzere saklanmıştır. Yanma etkisi gözönüne alınmamıştır. 2000 adet yakıt yükleme motifi yakıt demetlerinin gelişi-güzel yerleştirilmesi yöntemi ile üretilmiş ve bunlara ait güç dağılımı ve çoğaltma sabiti (keff), difüzyon kodu kullanarak hesaplanmıştır. Bir sonraki aşamada, bu motiflerden 500'ü yapay sinir ağının eğitilmesi için kullanılmıştır. Kalan 1500 yükleme motifi ise, yapay sinir ağının başarısının testi için değerlendirilmiştir. Ağın, belirli bir hata sınırı içerisinde, güç dağılımı ve çoğaltma sabiti hesabını yapabildiği gözlenmiştir. Sistemi tamamlamak amacı ile otomatik bir yakıt yükleme motifi üreticisi geliştirilmiştir. Bu modül, yakıt demeti tipine göre yerleştirmeyi düzenleyen birkaç kural ve bunları reaktör kalbine yerleştiren bir algoritmadan oluşmaktadır. Bununla üretilen yükleme motifleri için güç dağılımı ve çoğaltma sabiti yapay sinir ağı kullanarak hesaplanmıştır. Önceden belirlenmiş bir maksimum güç üretimi ve minimum çoğaltma sabiti kriterine uyan yükleme motifleri uygun seçenekler olarak sunulmak üzere saklanmıştır. Çalışmanın son aşamasında, alternatif bir bir yakıt yükleme motifi üreticisi olarak genetik algoritma yöntemini kullanan bir sistem geliştirilmiştir. Bu yöntemle, başlangıç olarak alınan bir yükleme motifi genetik operatörler ile geliştirilerek uygun yükleme motifleri elde edilmeye çalışılmaktadır. Daha sonra, genetik algoritma ve kurala bağlı gelişi-güzel arama yöntemi karşılaştırılmış ve genetik algoritmanın başarısı gösterilmiştir. Geliştirilen sistemle, kalp-içi yakıt yönetiminin otomatikleştirilmesinin yapay zeka teknikleri ile mümkün olduğu gösterilmiştir.