Yazar "Bircan, Muhammed Mustafa" seçeneğine göre listele

Listeleniyor 1 - 3 / 3
  • [ X ]
    Öğe
    A methodology to solve computational power issue for high fidelity loose and explicit Monte Carlo-CFD coupled multi-physics analysis for block type HTGRs
    (Pergamon-Elsevier Science Ltd, 2026) Lule, Senem Senturk; Sayin, Sefa; Kutbay, Feride; Bircan, Muhammed Mustafa; Colak, Uner
    High Temperature Gas Cooled Reactors (HTGRs) offer wide range of applications besides electricity generation therefore different designs are under development with multi-physics modeling. Although neutronic calculations of block type HTGRs are quite straight forward, thermal-hydraulic calculations are challenging due to complex heat transfer mechanism in the core. In addition, if high fidelity is applied, the computational power and time requirement is quite high. The high fidelity, loose, and explicit coupling multi-physics approach with Monte Carlo and computational fluid dynamics codes was proposed in this study that minimizes the computational power need without losing accuracy. The proposed methodology was tested with Holos Quad Core microreactor. The calculations showed that both neutronic and thermal-hydraulic simulation results of the proposed methodology are within 4% difference level with the results given for Holos microreactor therefore showing the proposed methodology's reliability.
  • [ X ]
    Öğe
    New thorium core loading patterns for high temperature gas cooled nuclear microreactors
    (Pergamon-Elsevier Science Ltd, 2025) Lule, Senem Senturk; Bircan, Muhammed Mustafa; Kutbay, Feride; Sayin, Sefa; Colak, Uner
    Ten different 50:50 vol ratio thorium core loading configurations for a chosen HTGR microreactor were compared with original uranium core loading from neutronics point of view. 2.72 x 109 individual TRISO particles except for homogeneous fuel configuration were modeled. The best configuration was achieved when fuel channels with three layer axial ThCO-UCO-ThCO seed/blanket were placed in the core as radial seed/blanket configuration with ThCO filled fuel channels. With thorium loading, initial criticality was reduced from 1.301 to 1.2619 and EFPD from 3500 days to 1775 days but power generation, power peaking factor, and maximum axial power peaking factor in the highest power producing fuel channel were increased therefore the burnable poison distribution optimization was performed to reduce these parameters. When compared with 20.35 kW, 2.13, and 1.3 values for aforementioned parameters for uranium configuration, 20.70 kW, 2.17 and 1.70 values for thorium core loading are acceptable.
  • [ X ]
    Öğe
    Sonlu hacimler yöntemi ile nötron difüzyon çözücüsü geliştirilmesi
    (Sinop Üniversitesi, 2025) Bircan, Muhammed Mustafa; Tiftikçi, Ali; Şentürk Lüle, Senem
    Bu tezde, iki gruplu nötron difüzyon denklemlerinin üç boyutlu reaktör geometrileri üzerinde sonlu hacimler yöntemiyle (SHY) çözülebilmesi için Python 3.9.4 tabanlı, modüler ve açık kaynak kodlu bir hesaplama aracı geliştirilmiştir. Çalışmanın özgün katkısı, karmaşık geometrilerde dahi otomatik olarak Serpent kodu ile grup tesir kesitleri üretebilen; bu kesitleri okuyan, SHY katsayı matrisini oluşturan ve öz değer-öz vektör problemini bellek verimli biçimde çözen bütünleşik bir iş akışı sunmasıdır. Girdi aşamasında, kullanıcı SALOME veya OpenFOAM/snappyHexMesh ile oluşturulan .vtk biçimindeki ağ dosyasını programa yükler. Yazılım, her hücre için kübik sınır yüzeyleri tanımlayarak Serpent'in surf, cell ve gcu kartlarını otomatik üretir; böylece her hücre ayrı bir "boş evren" olarak kurgulanır ve yerel grup tesir kesitleri elde edilir. Serpent'in oluşturduğu grup tesir kesitli ".m" çıktıları, yalnızca gerekli değişkenleri içerecek şekilde JSON formatına dönüştürülerek bellek kullanımı en aza indirilir. JSON verileri ve ağ geometrisi kullanılarak difüzyon, soğrulma, saçılma ve fisyon katsayıları hesaplanır; yönlü komşuluk bilgileriyle birleştirilip seyrek blok matris yapısı kurulur. Oluşturulan genelleştirilmiş öz değer problemi, SciPy'nin LU ayrıştırması ve Arnoldi tabanlı "eigs" çözücüsüyle çözümlenerek sistemin etkin çoğalma katsayısı keff ve grup bazlı nötron akısı dağılımları elde edilir. Çözüm vektörleri PyVista aracılığıyla yeniden ".vtk" dosyasına yazılarak Paraview gibi görselleştirme ortamlarında doğrudan incelenebilir hale getirilir. Geliştirilen yöntem, eşdeğer Monte Carlo analizlerine kıyasla birkaç mertebe daha kısa sürede sonuç üretmekte ve elde edilen hücre-bazlı güç dağılımları termal-hidrolik kodlarla eşleştirilerek çoklu fizik çalışmalarına zemin hazırlamaktadır. Böylece reaktör koru tasarım ve analiz süreçlerinde hızlı, esnek ve genişletilebilir bir hesaplama altyapısı sağlanmıştır. Doğrulama için öncelikle birkaç basit geometri test edilmiş ve sonrasında Yüksek Sıcaklıklı Test Reaktörü (HTTR) analizi ile karşılaştırma yapılmıştır. Sonuçlar geliştirilen hesaplama aracının kabul edilebilir sonuçlar verdiğini ortaya koymuştur.