102511 İleri Nötron Ve Reaktör Fiziği (3.0.3)

 Dersin Amacı :

Nükleer Bilimlerde Yüksek Lisans veya Doktora derecesine sahip olacak öğrencinin, radyasyon kaynaklarından en önemlisi olan nötronun nükleer reaktörlerde  üretimi, enerjisinin yavaşlatılması ve fisyonu ve kontrolu ile enerji üretiminde yararlanılmasındaki fiziksel mekanizmaları, reaktör teorilerinin öğrenilmesi ve güç üretimindeki nükleer santralların çalışma prensiplerini bilgi sahibi olması amaçlanmaktadır.

Öğrencinin Kazanımları:

Bu dersten alınan bilgi ve deneyim ile öğrenci, nötron kaynaklarının ve nötron üreten sitemlerinin kullanıldığı tesis ve yerlerde (lineer veya siklotron tipi hızlandırıcılar/araştırma reaktörleri, nükleer enerji santralleri ve diğer sanayideki uygulamalarda) uzman olarak çalışabilir. Öğrenci mezun olduğunda, nötron ölçüm bilimi ve nükleer mühendislik bilgisine sahip uzman personel olarak, TAEK ve TÜBİTAK gibi Kurumlarda görev yapabilir. Ayrıca nötronun üretildiği her türlü tesisde (lineer veya siklotron tipi hızlandırıcılar/araştırma reaktörleri), Medikal merkezlerdeki radyoterapi amaçlı kullanılan cihazların zırhlanmasında, nötron problarının kullanıldığı sanayi uygulamalarında, nötron jeneratörlerinin kullanıldığı yerlerde bilgilerini kullanabilecekleri gibi, Üniversitelerin nükleer araştırma laboratuarlarında ve gelecekte kurulması düşünülen Nükleer Güç Santralının zırhlama ve nötronik hesaplar, radyasyon ve nükleer güvenlik, nükleer yakıt yönetimi gibi tüm aşamalarında görev alabilir.

Dersin İçeriği

  1. Nötron yavaşlatma mekanizmaları, bazı nötron yavaşlatıcı maddelerin etkinlikleri, esnek saçılma, esnek olmayan saçılma, ortalama logaritmik enerji azalımı (letarji) kavramı, moderator yavaşlatma oranı, moderator yavaşlatma gücü, yavaşlatma yoğunluğu, rezonanstan kaçma olayı
  2. Nötron Çoğalımı: Ani nötronlar, termal nötron fisyonu, hızlı nötron fisyonu, dört çarpan faktörü (Hızlı fisyon, rezonanstan kaçma olasılığı ve termal yararlanma katsayıları)
  3. Nötron alanları teorisi, Difüzyon teorisi: Nötron kaçağı, kararlı durumda nötron denge hesabı, sınır koşulları, difüzyon denklemi çözümleri, Nötron kritiklik denklemi, Kritiklik hesaplamaları, Genel transport denklemi
  4. Kritik reaktör, homojen reaktörlerde kritiklik, tek gruplu tek bölge ve iki gruplu tek bölge ve iki bölge difüzyon denklemiyle reaktör hesapları, heterojen reaktörler
  5. Nükleer Reaktörlerin zamana bağlı davranışı: In-hour denklemi, Nükleer YakıtYanma (Burn-up) ve yığılma (buil-up) uzun dönemdeki etkileri, Reaktiflik, reaktiflik sıcaklık katsayısı, Doppler etkisi, Yakıt zehir (poison) etkisi, reaktör kontrol gereksinimleri ve kontrol mekanizmaları, kontrol çubuğu reaktiflik değeri hesabı
  6. Nükleer reaktör sistemleri, güç reaktörleri ve reaktör malzemeleri, reaktörlerde ısı üretimi ve çekilmesi, reaktör zırhlaması ve güvenliği
  7. Nükleer Reaktörlerin Yakıt Çevrimi: Yakıt çevrimindeki karakteristik büyüklükler, yakıt çevrimi çeşitleri, yakıt çevrimi işlemleri, radyoaktif atık idaresi