KaydedilenlerDerginizi ekleyin

Dergiler / Bilecik Şeyh Edebali Üniversitesi Fen Bilimleri Dergisi / 2026 / Cilt: 8 Sayı: 1

Küresel Bir Nükleer Reaktör İçin Ana ve Alternatif Bükülmedeki Değişimlerin Kritik Yarıçapa Etkisi

The Influence of Changes in Principal and Alternate Buckling on the Critical Radius for a Spherical Nuclear Reactor

Ali İhsan Göker(BİLECİK ŞEYH EDEBALİ ÜNİVERSİTESİ)0000-0001-8645-4617
Sayfa
116–124
Yayın Tarihi
2021-06-30
🏛️Bu makalenin bibliyografik verileri ve tam metin bağlantısı DergiPark üzerinden sağlanmıştır.
DergiPark Kaydı ↗
✨

Yapay Zeka Hızlı Bakış & Çıkarımlar

AI Insight
⚡ TL;DR(1 Cümlede Hızlı Çıkarım)

Bu çalışmada, verilen bir reaktör kompozisyonu için kritikliği sağlayan reaktör yarıçapı iki gruplu kritiklik denklemini numerik olarak çözerek tespit edilmiştir.

📌 3 Maddede Bu Makale

🎯
Amaç & Hipotez:Nükleer enerjinin ticari olarak kullanılması nükleer reaktörlerde gerçekleşen kontrollü fisyon reaksiyonu yoluyla mümkün olmaktadır.
📊
Temel Bulgular & Veri:Fisyon reaksiyonun kontrollü gerçekleşmesi nötron sayısının sabit kalmasına bağlıdır.
💡
Sonuç & Katkı:Bu çalışmada, verilen bir reaktör kompozisyonu için kritikliği sağlayan reaktör yarıçapı iki gruplu kritiklik denklemini numerik olarak çözerek tespit edilmiştir.
🔬Tür:Araştırma Makalesi
📍Kapsam:Genişletilmiş Akademik Örneklem
⚙️Değişkenler:Nükller enerji · Kritiklik · Nötron difüzyonu

Özet

Nükleer enerjinin ticari olarak kullanılması nükleer reaktörlerde gerçekleşen kontrollü fisyon reaksiyonu yoluyla mümkün olmaktadır. Fisyon reaksiyonun kontrollü gerçekleşmesi nötron sayısının sabit kalmasına bağlıdır. Buna kritiklik şartı denilmektedir. En basit yaklaşımda, fisyon reaksiyonunu tetikleyen nötronlar düşük enerjili termal nötronlar ve yüksek enerjili hızlı nötronlar olmak üzere enerjilerine göre iki ayrı gruba ayrılabilir. Buna iki gruplu nötron difüzyon teorisi adı verilir. Bu çalışmada, verilen bir reaktör kompozisyonu için kritikliği sağlayan reaktör yarıçapı iki gruplu kritiklik denklemini numerik olarak çözerek tespit edilmiştir. Bu yolla, küresel geometride ana ve alternatif bükülmedeki değişimlerin kritik reaktör yarıçapı üzerindeki etkileri detaylı bir şekilde irdelenmiştir.

Abstract

Commercial utilization of the nuclear energy becomes possible through the controlled fission reaction that occurs within the nuclear reactors. Controlled realization of the fission reaction depends on the neutron number staying constant. This is called criticality condition. In the simplest approximation, the neutrons that trigger the fission reaction can be separated into two groups as low energy thermal neutrons and high energy fast neutrons. This is named two group neutron diffusion theory. In this work, the reactor radius that satisfies the criticality for a given reactor composition has been determined by solving the two group criticality equation numerically. In this manner, the effects of changes in principal and alternate buckling on critical reactor radius have been elucidated in a detailed way.

🔖

Bu Makaleye Atıf Yap

Göker, A. İ. (2021). Küresel Bir Nükleer Reaktör İçin Ana ve Alternatif Bükülmedeki Değişimlerin Kritik Yarıçapa Etkisi. Bilecik Şeyh Edebali Üniversitesi Fen Bilimleri Dergisi, Cilt: 8 Sayı: 1, 116–124. https://doi.org/10.35193/bseufbd.846417

📄 Tam Metin PDF Okuyucu

📄

PDF görüntüleyici hazırlanıyor...

Kaynakça (10)

  1. Mitchell, C. (2016). Momentum is increasing towards a flexible electricity system based on renewables. Nature Energy, 1(2), 1-6.
  2. Meckling, J., Sterner, T., & Wagner, G. (2017). Policy sequencing toward decarbonization. Nature Energy, 2(12), 918-922.
  3. Bunn, M., & Heinonen, O. (2011). Preventing the next Fukushima. Science, 333(6049), 1580-1581.
  4. Dai, J., Li, S., Bi, J., & Ma, Z. (2019). The health risk-benefit feasibility of nuclear power development. Journal of Cleaner Production, 224, 198-206.
  5. Aboanber, A. E., & Nahla, A. A. (2006). Solution of two-dimensional space–time multigroup reactor kinetics equations by generalized Padé and cut-product approximations. Annals of Nuclear Energy, 33(3), 209-222.
  6. Aboanber, A. E., & Nahla, A. A. (2007). Adaptive matrix formation (AMF) method of space–time multigroup reactor kinetics equations in multidimensional model. Annals of Nuclear Energy, 34(1-2), 103-119.
  7. Quintero-Leyva, B. (2010). The multi-group integro-differential equations of the neutron diffusion kinetics. Solutions with the progressive polynomial approximation in multi-slab geometry. Annals of Nuclear Energy, 37(5), 766-770.
  8. Maiani, M., & Montagnini, B. (1999). A boundary element-response matrix method for the multigroup neutron diffusion equations. Annals of Nuclear Energy, 26(15), 1341-1369.
  9. Lewis, E. E., & Miller, W. F. (1984). Computational methods of neutron transport.
  10. Marchuk, G. L., & Lebedev, V. I. (1986). Numerical methods in the theory of neutron transport.