Yazar "Polat, Eyyüb" seçeneğine göre listele

Listeleniyor 1 - 2 / 2
  • [ X ]
    Öğe
    Füzyon reaktörlerinde birincil duvardaki radyasyon hasarı
    (Sinop Üniversitesi, 2022) Polat, Eyyüb; Oğul, Hasan
    Füzyon enerjisi, artan enerji ihtiyacına müteveccih çözümün bir parçası ve aynı zamanda, fosil yakıtların iklim değişikliği üzerinde olumsuz etkisi ve kısıtlılığından dolayı, üretim ve iklim dostu bir yol olarak gösterilmektedir. Füzyon neredeyse sınırsız miktarda enerji sağlayabilir, yakıt kaynakları bakımından neredeyse sınırsız olabilir ve radyoaktif atık olarak fisyona benzer bir içerik oluşmaz, ancak reaktörler henüz pozitif bir net enerji çıktısı üretmeyi başaramamıştır. İşlevsel bir füzyon reaktörü inşa etmek meşakkatlidir, ancak birçok önemli araştırma projesi yürütülmektedir. Teknik yapılandırmalar ve plazma fiziği üzerine araştırmalar hala devam etmekte ve bu da füzyon enerjisi için kesin bir zaman diliminde olacağını zorlaştırmaktadır. Tokamaklar ve Stellaratörler, füzyon için başlıca reaktör modellerdir. Her iki reaktöründe avantajları ve dezavantajları vardır. Bu sebeple, bu tezde bir ITER füzyon reaktöründe, birincil duvar yapısında genel olarak kullanılan, yoğunluğu demir elementi ile fazla olan malzemelerin üzerine etki eden belli enerji aralıklarında ki radyasyonun etkileşim durumları, SRIM/TRIM yardımı ile; toplam yer değiştirmeler, iyonizasyon, iyon aralıkları, titreşimler vb. diyagramlarının incelenmesi amaçlanmıştır.
  • [ X ]
    Öğe
    Kendinden ısıtmalı çakıl yataklı nükleer reaktör deneylerinin openfoam kodu ile cebri konveksiyon ısı transfer analizleri
    (Sinop Üniversitesi, 2023) Polat, Eyyüb; Tiftikçi, Ali
    Yeni nesil nükleer reaktörlerden olan Çok Yüksek Sıcaklık Reaktörü (VHTR), yakıt elemanı cinsine göre çakıl yatağı düzeninde olabilir. Bu tipteki reaktörün yakıtı eş boyutlu kürelerdir ve reaktör koruna belli bir düzen olmaksızın yerleştirilmektedir. Reaktör, bu küreler arasında ki gözeneklerden geçen soğutucu ile ısı transferi yapabilmektedir. Korda üretilen ısıyı uzaklaştırma olayı, nükleer reaktörlerin önemli bir güvenlik sorunudur. Bu nedenle reaktör ısı transfer parametrelerinin detaylı bit şekilde, deneysel ve sayısal olarak araştırılması gerekmektedir. Literatürde, çakıl yataklı sistemler için çeşitli düzenekler kurulup veya simülasyonlar yapılıp ısı transfer verilerinin özellikleri karşılaştırılmıştır. Bu ısı transfer olaylarını tahmin etmek için teorik modeller ve yarı deneysel formüller geliştirilmiştir. Bu etkileri araştırmak, doğruluğunu saptamak için çakıl yatağı yapısını karakterize edecek verilere ihtiyaç vardır. Bu nedenle bu çalışmanın odak noktası, akışkanlar mekaniği alanında güncel olarak kullanılmakta olan bir açık kaynak kodu, OpenFOAM ile çakıl yataklı nükleer reaktör sistemlerinde ısıl akış modellemelerinin cebri konveksiyon benzeşimleri ile deneysel verilerin karşılaştırılması amaçlanmıştır. Bu tez kapsamında, TÜBİTAK - NRF (Güney Kore) İkili İşbirliği Projesi olarak yürütülen deneysel ve sayısal (simülasyon) çalışmalarında d=0,004 m, d=0,010 m küre çapları ve H/d (5,10 ve 20) oranlarında; sıcaklık, hız, türbülans kinetik enerji dağılımları ve Nusselt sayıları için cebri konveksiyon ile ısı transferi hesaplamaları gerçekleştirilmiştir. Sonuçlar, G. Kore tarafınca yapılan deneysel cebri konveksiyon sonuçları ile karşılaştırılmıştır.