LEE- Radyasyon Bilim ve Teknoloji-Yüksek Lisans
Bu koleksiyon için kalıcı URI
Gözat
Son Başvurular
1 - 3 / 3
-
ÖgeİTÜ Triga Mark II araştırma reaktörü için genetik algoritma kullanarak kalp konfigürasyon optimizasyonu(Lisansüstü Eğitim Enstitüsü, 2023)Nükleer güç santralleri reaktörde gerçekleşen fisyon reaksiyonu sonucu ortaya çıkan enerjiyi elektrik enerjisine dönüştüren sistemlerdir. Bu kapsamda elektrik üretimi yapan ticari nükleer reaktörlerin yanı sıra elektrik üretmeyip araştırma ve geliştirme alanında kullanılan araştırma reaktörleri de mevcuttur. Ticari reaktörlere göre daha küçük olan araştırma reaktörleri malzeme testleri, tıbbi ve endüstriyel radyoizotop üretimi, nötrongrafi ve eğitim-öğretim gibi çok çeşitli araştırma ve geliştirme amaçları için kullanılmaktadır. Yüksek nötron akılı araştırma reaktörleri hem malzeme testleri hem de radyoizotop üretimi olanağı sunmaktadır. Bu olanakları sağlayamayan düşük nötron akılı reaktörlerin nötron akısını mümkün olabilecek en yüksek değere çıkarmak önem arz etmektedir. Bu tez çalışmasında, güvenlik limitleri aşılmadan ve reaktör çevrim uzunluğunu arttırarak merkezi ışınlama kanalında termal nötron akısının maksimizasyonunu amaçlayan bir optimizasyon algoritması olan genetik algoritma (GA) ile optimum kalp konfigürasyonunun belirlenmesi amaçlanmıştır. Bu doğrultuda, İTÜ TRIGA Mark II araştırma reaktörü için penaltı fonksiyonuna dayalı genetik algoritma ile kalp konfigürasyon optimizasyon çalışması gerçekleştirilmiştir. Optimizasyon işleminde, merkezi ışınlama kanalındaki termal nötron akısının ve fazlalık reaktivitenin maksimizasyonu hedeflenmiştir. Kalp konfigürasyonunun optimizasyon işleminde nötronik verilerin belirlenmesi için penaltı fonksiyonuna dayalı GA, MCNP6.2 Monte Carlo kodu ile kuplajlanmıştır. Optimizasyon işlemi ile elde edilen optimum kalp konfigürasyonunun, İTÜ TRIGA Mark II araştırma reaktörünün güvenlik kriterlerini sağlayıp sağlamadığı nötronik ve termal-hidrolik açıdan değerlendirilmiştir. Ayrıca mevcut kalp konfigürasyonu ile optimum kalp konfigürasyonu hem nötronik hem de termal-hidrolik açıdan karşılaştırılmıştır. Nötronik analizler için İTÜ TRIGA Mark II araştırma reaktörü tasarım parametrelerine uygun olacak şekilde MCNP6.2 Monte Carlo kodu ile modellenmiştir. Hem kalp içi hem de kalp dışı tüm bileşenler modellemeye dahil edilmiştir. Reaktörün nötronik modeli hem optimizasyon işlemi sırasında ihtiyaç duyulan nötronik veriler için hem optimizasyon sonrasında nötronik güvenlik kriterlerinin analizi hem de termal-hidrolik analizler için ihtiyaç duyulan ısı akısı profillerinin elde edilmesi amacıyla oluşturulmuştur. Nötronik model ile reaktör işletme kayıt defteri verilerine göre yanma analizleri MCNP6.2 Monte Carlo kodu ile gerçekleştirilmiştir. Böylece mevcut durumu temsil eden kısmen yanmış yakıt elemanlarının içeriği elde edilmiştir. Merkezi ışınlama kanalındaki nötron akısı ve fazlalık reaktivite değerini maksimize etmek çok amaçlı bir optimizasyon problemidir. Bu çok amaçlı optimizasyon problemi bir penaltı fonksiyonu ile tek amaçlı bir optimizasyon problemine dönüştürülmüştür. Fazlalık reaktivite bu fonksiyonda penaltı terimi olarak tanımlanmıştır. Penaltı fonksiyonuna dayalı GA, 40 jenerasyon ile 2000 eşsiz kalp konfigürasyonunu değerlendirmiştir. MCNP6.2 Monte Carlo kodu ile gerçekleştirilen simülasyon sonuçlarına göre mevcut kalp konfigürasyonu, merkezi ışınlama kanalında 1,028×10^13 n/cm2-s termal akı değerine ve 0,83 $ fazlalık reaktiviteye sahiptir. Optimizasyon ile elde edilen optimum kalp konfigürasyonu ise merkezi ışınlama kanalında 1,285×10^13 n/cm2-s termal akı değerine ve 2,85 $ fazlalık reaktiviteye sahiptir. Böylece optimizasyon işlemi ile hem merkezi ışınlama kanalındaki termal nötron akısı hem de fazlalık reaktivite değeri, bu tez çalışmasında amaçlandığı gibi arttırılmıştır. Ayrıca, mevcut durumda reaktörün tam güçte 7/24 çalışması durumunda sahip olduğu 29 günlük işletme süresi optimizasyon sonucu elde edilen kalp konfigürasyonu ile 286 güne çıkarılmıştır. Dolayısıyla, reaktör çevrim uzunluğu net olarak 202 gün artmıştır. Optimum kalp konfigürasyonunda reaktörün güvenli kapanmasını tek başına sağlaması gereken darbe kontrol çubuğunun 3,50 $ kontrol çubuğu değeri ile bu gerekliliği yerine getirebildiği görülmüştür. Akı ve çevrim uzunluğu arttırılırken nükleer güvenlikten ödün verilmemiştir. Termal-hidrolik analizler için yakıt elemanları, kontrol çubukları, grafit elemanlar, alt ve üst plakalar, ışınlama kanalları, grafit reflektör ve termal kolon gibi kalp yapılarının detaylı geometrisi, reaktörün Ansys Fluent hesaplamalı akış dinamiği kodu ile hazırlanan termal-hidrolik modeline dahil edilmiştir. Bu model 10 milyondan fazla çözüm ağına sahip olup maksimum yüzey boyutu 5 cm olacak şekilde yapılandırılmıştır. Nötronik ve termal-hidrolik olayların fiziği birleşik olduğundan termal-hidrolik sınır koşulları nötronik analizlerden alınmıştır. Fluent hesaplamalı akış dinamiği kodu ile gerçekleştirilen simülasyon sonuçlarına göre mevcut kalp konfigürasyonunda maksimum zarf sıcaklığı 78,60 ℃'dir. Optimizasyon ile elde edilen optimum kalp konfigürasyonu için bu değer 81,55 ℃'dir. Yakıt zarf sıcaklığındaki 2,95 ℃'lik artışa rağmen optimum konfigürasyon ile zarf sıcaklığı güvenlik limiti aşılmamıştır. Tez çalışmasının devamında bu tez kapsamında ele alınan optimizasyon problemi çok amaçlı genetik algoritma (MOGA) gibi farklı algoritma tipi ve koşullarında incelenebilir. Ayrıca, optimizasyon parametrelerini değiştirerek, bu parametrelerin optimizasyon işlemindeki etkileri incelenebilir. Bunlara ek olarak, dış ışınlama portlarındaki nötron akısı değerleri, Bor nötron yakalama terapisi (BNCT) gibi farklı uygulamalar için optimize edilebilir.
-
ÖgeSimulation of betavoltaic batteries with geant4(Graduate School, 2022-06-13)This thesis has a simulation study with the Geant4 toolkit, which uses the Monte Carlo method in its background. The materials used were decided as a result of literature research. The simulation study compares the deposited energy on the battery body using different semiconductors and radioactive sources. Silicon (Si), silicon carbide (SiC), gallium nitride (GaN), gallium arsenide (GaAs), and aluminium gallium arsenide (AlGaAs) are used as semiconductor transducers, and Nickel-63 (Ni-63) and Tritium (H-3) are used as beta sources. The deposited energy value is in descending order in the materials SiC, Si, GaN, AlGaAs and GaAs with %90.78, %88.18, %81.90, %79.45 and %77.15 energy deposition efficiencies when using a tritium source. It is observed that using SiC semiconductor and tritium source has higher energy deposition efficiency. The deposited energy value is in descending order in the materials GaN, SiC, GaAs, Si and AlGaAs with %80.53, %76.30, %74.73, %66.85 and %61.48 energy deposition efficiencies when using a Nickel-63 source. It is observed that using GaN semiconductor and Nickel-63 source has higher energy deposition efficiency. The semiconductor converter designed for this simulation has the shape of a rectangular prism with a thickness of 10 μm and 1x1 mm2 surface area. 10 μm total thickness is divided into 0.2 μm layers for a total of 50 slices to determine the range of peak energy deposition in semiconductors. Beta particles emitted from the Tritium source lose most of their energy in the first 1 μm thickness, while beta particles emitted from the Nickel-63 source consume their energy by releasing their energy to the semiconductor at the first 5 μm thickness.
-
ÖgeBir nötron jeneratörünün çoklu folyo analizi ile nötronik özelliklerinin belirlenmesi(Lisansüstü Eğitim Enstitüsü, 2023)Nötron parçacığı 1932 yılında James Chadwick tarafından bulunmuştur. Daha sonrasında 1934 yılında ise Frédéric Joliot ve Iréne Curie tarafından, alüminyumun alfa parçacıklarıyla ışınlanması ile yapay radyoaktivite bulunmuştur. 1935 yılında nötron parçacığı ilk kez Enrico Fermi tarafından radyonüklit üretebilmek için kullanılmıştır. Aynı yıl içerisinde George de Hevesy ve Hilder Levy nadir toprak elementleri üzerinde nötronlar ile çalışmalar yapmış ve nötron aktivasyon analizinin temellerini oluşturmuştur. Bu gelişmelerle beraber nötronlar uzun yıllardır birçok alanda ve yöntemlerde kullanılmaktadır. Bu alanlardan başlıcaları tıp, jeoloji, tarım, endüstriyel uygulamalardır. Nötron uygulamalarında ki en önemli kısıt, ölçüm düzeneği, spektrum analizi veya numune hazırlanmasından ziyade doğru nötron kaynağına ulaşımdır. Günümüzde nötronlar, nükleer reaktörler, nötron jeneratörleri, yüksek enerjili fotonlar veya radyoizotoplar kullanılarak elde edilebilmektedir. ThermoFisher MP320 nötron jeneratörü cihazı da hızlı nötron kaynakları arasında önemli bir yere sahiptir. Bu çalışmada İTÜ TRIGA Mark II reaktörü sınırlandırılmış sahasında kurulan deney düzeneğinde ThermoFisher marka MP320 model nötron jeneratörü cihazının ortalama nötron enerjisi ve nötron akısı deneysel olarak çoklu folyo analiz yöntemi ile belirlenmiş ve literatürdeki diğer çalışmalarla karşılaştırılmıştır. Nötron aktivasyon analizi, maddelerin içindeki elementleri tayin etmekte kullanılan analitik bir yöntemdir. Element çekirdeklerinin nötronu absorbe etmesi sonucu karakteristik gama ışını yayınlamasını kullanarak element analizi yapılır. Nötron bombardımanına maruz bırakılan numune içindeki elementlerin çekirdekleri, nötron parçacığı ile reaksiyona girerek radyoaktif hale gelir ve yarılanma süreleri boyunca gama ışını radyasyonu yayınlar. Bu yöntemin avantajları olarak; aynı anda birçok folyoya uygulanabilmesi, analiz edilen madde de tahribat meydana getirmemesi, teorik olarak basitliği, güvenilir sonuçlar vermesi, hızlı bir yöntem olması sayılabilir. Folyo tercihi yaparken dikkat edilmesi gereken bazı hususlar mevcuttur. Bunlar, oluşacak nötron reaksiyonunu belirlemek, ürün elementin yarılanma ömrü, nötron reaksiyonu tesir kesiti değerinin yüksek hassasiyetle bilinmesi ve buna uygun deney düzeneğinin hazırlanması ve kullanılacak dedeksiyon sistemini belirlemektir. Ek olarak, çoklu folyo analizinde öncelikle folyolar nötronla ışınlanıp sonrasında gama ışını sayımı için dedektöre koyulup ölçüm alındığı için dolaylı bir metoddur. Yapılan deneyde 3 adet folyo seti kullanılmıştır. Bu folyolar; Alüminyum, Neobyum ve Zirkonyum folyolarıdır. Folyolar 0,5" çaplı disk formundadır.