Nötron taşıma

bullvar_katip · 27 Mayıs 2024

Nötron taşıma (aynı zamanda nötronik olarak da bilinir), nötronların maddelerle hareketlerinin ve etkileşimlerinin incelenmesidir. Nükleer bilimcilerin ve mühendislerin genellikle nötronların bir aparatta nerede olduğunu bilme ihtiyacı, hangi yöne doğru gittiklerini ve ne kadar hızlı hareket ettiklerini bilmeleri gerekir. Genellikle bir nükleer reaktörün ve deneysel veya endüstriyel bir nötron kirişinin davranışını belirlemek için kullanılır. Nötron taşıma, radyatif taşımanın bir tipidir. Arka planı Nötron taşınımının kökleri, 1800'lerde gazların kinetik teorisinin incelenmesinde kullanılan Boltzmann denklemine dayanır. 1940'larda zincirleme tepkimeye giren nükleer reaktörlerin icadına kadar büyük ölçekli bir gelişme göremedi. Nötron dağılımları detaylı bir şekilde incelendikçe, basit geometrilerde zarif yaklaşımlar ve analitik çözümler bulundu. Ancak, hesaplama gücü geliştikçe, nötron taşımaya sayısal yaklaşımlar daha yaygın hale geldi. Bugün, büyük ölçüde paralel bilgisayarlarla birlikte, nötron taşıma dünya genelinde akademi ve araştırma kurumlarında hala çok aktif bir şekilde geliştirilmektedir. Modern çözümler, ayrık koordinatları veya Monte Carlo yöntemlerini veya her ikisinin bir karışımını kullanır. Nötron taşıma denklemi Nötron taşıma denklemi, nötronları koruyan bir denge ifadesidir. Her terim, bir nötronun bir kazancı veya bir kaybını temsil eder ve denge, özünde, kazanılan nötronların kaybedilen nötronlara eşit olduğunu iddia eder. Şu şekilde formülize edilmiştir: Sabit bir kaynak hesaplaması, bilinen bir nötron kaynağının bir ortama empoze edilmesini ve problem boyunca ortaya çıkan nötron dağılımının belirlenmesini içerir. Bu tür bir problem, bir tasarımcının en az miktarda koruyucu malzeme kullanırken bir kalkanın dışındaki nötron dozunu en aza indirmek istediği koruma hesaplamaları için özellikle yararlıdır. Örneğin, kullanılmış bir nükleer yakıt varilini taşıyan tır sürücüsünün güvende olması için gereken beton ve çeliğin ne kadar olduğunu belirlemek için ekranlama hesaplamaları gerektirir. Taşıma denklemi, faz uzayının (zaman t, enerji E, konum ve taşımanın yönü ) belirli bir yerine uygulanabilir. İlk terim, sistemdeki nötronların değişim zaman oranını temsil eder. İkinci terim, nötronların ilgilenilen uzay hacmine girip çıkmasını tanımlar. Üçüncü terim, o faz uzayında çarpışması olan tüm nötronları açıklar. Sağ taraftaki ilk terim, fisyon nedeniyle bu faz uzayında nötron üretimi iken, sağ taraftaki ikinci terim, gecikmiş nötron öncüleri (yani kararsız çekirdekler) nedeniyle bu faz uzayında nötron üretimidir. nötron bozunmasına uğrar). Sağ taraftaki üçüncü terim saçılmadır, bunlar faz uzayının bu alanına başka bir saçılma etkileşiminin sonucu olarak giren nötronlardır. Sağ taraftaki dördüncü terim genel bir kaynaktır. Denklem genellikle , bulmak için çözülür, çünkü bu, koruma ve dozimetri çalışmalarında birincil ilgi alanı olan reaksiyon hızlarının hesaplanmasına izin verecektir. Nötron taşıma hesaplamalarının tipleri Çözülmekte olan sorunun türüne bağlı olarak birkaç temel nötron taşıma sorunu türü vardır. Sabit kaynak Sabit bir kaynak hesaplaması, bilinen bir nötron kaynağının bir ortama empoze edilmesini ve problem boyunca ortaya çıkan nötron dağılımının belirlenmesini içerir. Bu tür bir problem, bir tasarımcının en az miktarda koruyucu malzeme kullanırken bir kalkanın dışındaki nötron dozunu en aza indirmek istediği koruma hesaplamaları için özellikle yararlıdır. Örneğin, kullanılmış bir nükleer yakıt varili, onu taşıyan kamyon sürücüsünü güvenli bir şekilde korumak için ne kadar beton ve çeliğin gerekli olduğunu belirlemek için koruma hesaplamaları gerektirir. Kritiklik Fisyon, bir atom çekirdeğinin (tipik olarak iki) küçük atom çekirdeklerine ayrıldığı süreçtir. Eğer fisyon yaşanıyorsa, sistemin asimptotik davranışını bilmek genellikle ilgi çekicidir. Eğer bir reaktördeki zincirleme tepkime kendi kendine devam ediyorsa ve zamandan bağımsız ise o reaktör "kritik" olarak adlandırılır. Eğer sistem dengede değilse, asimptotik nötron dağılımı veya temel mod zaman içinde katlanarak büyüyecek veya azalacaktır. Kritiklik hesaplamaları, kritik bir nükleer reaktör gibi kararlı durum çoğalan ortamları (çoğalan ortamlar bölünebilir) analiz etmek için kullanılır. Kayıp terimler (emilme, saçılma ve sızıntı) ve kaynak terimler (saçılma ve fisyon), kaynağın akıdan bağımsız olduğu sabit kaynak problemlerinin aksine, nötron akısıyla orantılıdır. Bu hesaplamalarda, değişmezliğin varsayımı, nötron üretiminin nötron kaybına tamamen eşit olmasını gerekirtirir. Bu kritiklik yalnızca geometrinin çok ince manipülasyonları ile elde edilebileceğinden (tipik olarak bir reaktördeki kontrol çubukları aracılığıyla), modellenen geometrinin gerçekten kritik olması olası değildir. Modellerin kurulmasında bir miktar esneklik sağlamak için bu problemler, kritikliğe ulaşılana kadar bir parametrenin yapay olarak değiştirildiği özdeğer problemleri olarak formüle edilir. En yaygın formülasyonlar, aynı zamanda alfa ve k özdeğerleri olarak da bilinen zaman emilimi ve çarpma özdeğerleridir. Alfa ve k ayarlanabilir miktarlardır. K-özdeğer problemleri, nükleer reaktör analizinde en genel olanıdır. Her fisyonda üretilen nötron sayısı, baskın özdeğer tarafından çarpımsal olarak değiştirilir. Bu özdeğerin ortaya çıkan değeri, çoğalan bir ortamdaki nötron yoğunluğunun zamana bağımlılığını yansıtır. k MORET - Nükleer kurulumlardaki kritiklik riskini değerlendirmek için Fransa'da IRSN'de yazılmış bir Monte Carlo kodudur. OpenMC - Topluluk tarafından yazılmış açık kaynaklı bir Monte Carlo kodudur. RMC - Tsinghua Üniversitesi - Mühendislik Fiziği Departmanı tarafından, genel radyasyon taşınımı için geliştirilmiş bir Monte Carlo kodudur. Serpent - Finlandiya VTT Teknik Araştırma Merkezi tarafından geliştirilmiş bir Monte Carlo parçacık taşınımı kodudur. Shift/KENO - ORNL tarafından, genel radyasyon taşınımı ve kritiklik analizi için geliştirilmiş Monte Carlo kodlarıdır. TRIPOLI - CEA, Fransa tarafından geliştirilmiş bir 3 boyutlu genel amaçlı sürekli enerji Monte Carlo taşınım kodudur. Deterministik kodlar Ardra - Bir LLNL nötral parçacık taşınımı kodu Attila - Bir reklamsal taşınım kodu DRAGON - Açık kaynaklı bir kafes fiziği kodu PHOENIX/ANC - Westinghouse Electric'ten tescilli bir kafes fiziği ve küresel difüzyon kodu paketi PARTISN - LANL tarafından geliştirilmiş bir ayrık ordinat yöntemi üzerine kurulmuş bir taşınım kodu NEWT - ORNL tarafından geliştirilmiş bir iki boyutlu S kodu DIF3D/VARIANT - Argonne Ulusal Laboratuvarı tarafından orijinal olarak hızlı reaktörler için geliştirilmiş bir üç boyutlu kod DENOVO - ORNL tarafından geliştirilen, büyük ölçüde paralel bir taşıma kodu Jaguar - NNL'de geliştirilen isteğe bağlı politop ızgaraları için paralel bir 3 boyutlu Dilim Denge Yaklaşımı taşıma kodu DANTSYS RAMA - TransWare Enterprises Inc tarafından EPRI için geliştirilmiş keyfi geometri modellemeli özel bir 3 boyutlu özellik kodu yöntemi RAPTOR-M3G - Westinghouse Electric Company tarafından geliştirilen tescilli bir paralel radyasyon taşıma kodu OpenMOC - MIT tarafından geliştirilen bir özellik kodunun açık kaynak paralel yöntemi MPACT - Oak Ridge National Laboratory ve University of Michigan tarafından geliştirilmekte olan paralel bir 3 boyutlu özellik kodu yöntemi DORT - Ayrık ordinat taşınımı APOLLO - CEA, EDF ve Areva tarafından kullanılan bir kafes fiziği kodu CASMO - LWR analizi için Studsvik tarafından geliştirilen bir kafes fiziği kodu milonga - Ücretsiz bir nükleer reaktör çekirdeği analiz kodu STREAM - Bir nötron taşıma analiz kodu olan STREAM (Karakteristik Yöntemi ile Kararlı durum ve Geçici REaktör Analizi kodu), 2013'ten beri Kore Cumhuriyeti Ulsan Ulusal Bilim ve Teknoloji Enstitüsü'nde (UNIST) geliştirilmiştir. Ayrıca bakınız Nükleer reaktör Boltzmann denklemi ZBNSI Nötron saçılması Monte Carlo N-parçacıklı taşıma kodu Kaynakça Lewis, E., & Miller, W. (1993). Computational Methods of Neutron Transport. American Nuclear Society. ISBN0-89448-452-4. Duderstadt, J., & Hamilton, L. (1976). Nuclear Reactor Analysis. New York: Wiley. ISBN0-471-22363-8. Marchuk, G. I., & V. I. Lebedev (1986). Numerical Methods in the Theory of Neutron Transport. Taylor & Francis. p.123. ISBN978-3-7186-0182-0. Dış bağlantılar ANSWERS Software Service website LANL MCNP6 website LANL MCNPX website VTT Serpent website OpenMC website MIT CRPG OpenMOC website TRIPOLI-4 website Kategori:Nükleer fizik Kategori:Nötron

Ara

Ara

Foruma hoş geldin 👋, Ziyaretçi

Nötron taşıma

bullvar_katip

Administrator

Benzer konular

Tema özelleştirme sistemi

Tam ekran yada dar ekran

Izgara yada normal mod

Forum arkaplan resimleri

Sidebar blogunu kapat/aç

Yapışkan sidebar kapat/aç

Radius aç/kapat

Foruma hoş geldin 👋, Ziyaretçi