Sonlu hacimler yöntemi ile nötron difüzyon çözücüsü geliştirilmesi

Basit Öğe Kaydı
dc.contributor.advisorTiftikçi, Ali
dc.contributor.advisorŞentürk Lüle, Senem
dc.contributor.authorBircan, Muhammed Mustafa
dc.date.accessioned2026-04-25T14:09:36Z
dc.date.available2026-04-25T14:09:36Z
dc.date.issued2025
dc.departmentEnstitüler, Lisansüstü Eğitim Enstitüsü, Nükleer Enerji Mühendisliği Anabilim Dalı
dc.description.abstractBu 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.
dc.description.abstractIn this thesis, a Python 3.9.4-based, modular, and open-source computational tool was developed to solve two group neutron diffusion equations for three-dimensional reactor geometries using the finite volume method (FVM). The original contribution of this work lies in providing an integrated workflow capable of automatically generating group cross sections with the Serpent code even for complex geometries, reading these cross sections, constructing the FVM coefficient matrix, and solving the eigenvalue-eigenvector problem in a memory efficient manner. At the input stage, the user loads a mesh file in .vtk format into the program, generated by SALOME or OpenFOAM/snappyHexMesh. The software defines cubic boundary surfaces for each cell and automatically produces Serpent surf, cell, and gcu cards, thereby modeling each cell as a separate "void universe" and obtaining localized group cross sections. The group cross-section .m outputs generated by Serpent are converted into JSON format containing only the required variables, minimizing memory usage. Using the JSON data and mesh geometry, diffusion, absorption, scattering, and fission coefficients are calculated and combined with directional neighbor information to construct a sparse block matrix structure. The resulting generalized eigenvalue problem is solved using SciPy's LU decomposition and Arnoldi-based eigs solver, yielding the system's effective multiplication factor (keff) and group-wise neutron flux distributions. Solution vectors are rewritten into .vtk files via PyVista, enabling direct inspection in visualization environments such as ParaView. Compared to equivalent Monte Carlo analyses, the developed method produces results in several orders of magnitude faster, and the obtained cell-wise power distributions can be coupled with thermal hydraulic codes, paving the way for multi-physics studies. Thus, a fast, flexible, and extensible computational infrastructure has been established for reactor core design and analysis processes. For validation, several simple geometries were first tested, followed by comparison with an High Temperature Test Reactor (HTTR) reactor analysis. The results showed that the developed computational tool provides acceptable results.
dc.identifier.endpage66
dc.identifier.startpage1
dc.identifier.urihttps://tez.yok.gov.tr/UlusalTezMerkezi/TezGoster?key=ftqJzTasnJUH9hg-S5861h1PIXlJwsNIA-RWTgiJJPS30xhLLHTG42W9XIeDy7xh
dc.identifier.urihttps://hdl.handle.net/11486/7777
dc.identifier.yoktezid962809
dc.institutionauthorBircan, Muhammed Mustafa
dc.language.isotr
dc.publisherSinop Üniversitesi
dc.relation.publicationcategoryTez
dc.rightsinfo:eu-repo/semantics/openAccess
dc.snmzKA_TEZ_20260420
dc.subjectNükleer Mühendislik
dc.subjectNuclear Engineering
dc.titleSonlu hacimler yöntemi ile nötron difüzyon çözücüsü geliştirilmesi
dc.title.alternativeDevelopment of a neutron diffusion solver using the finite volume method
dc.typeMaster Thesis

Dosyalar

Koleksiyon

Tez Koleksiyonu