Dersin Ayrıntıları
YarıyılKoduAdıT+U+LKrediAKTSSon Güncelleme Tarihi
2FZK936NÖTRON DİFÜZYON PRENSİPLERİ3+0+03608.11.2025

 
Dersin Detayları
Dersin Dili Türkçe
Dersin Düzeyi Doktora
Bölümü / Programı Fizik Doktora
Öğrenim Türü Örgün Öğretim
Dersin Türü Seçmeli
Dersin Öğretim Şekli Yüz Yüze
Dersin Amacı Bu dersin amacı, nükleer reaktör fiziğinde temel bir konu olan nötron difüzyonunu kapsamlı şekilde öğretmektir. Öğrencilerin, difüzyon denklemlerini formüle edebilme, çözebilme ve çeşitli reaktör geometrilerinde uygulayabilme becerisi kazanmaları hedeflenmektedir.
Dersin İçeriği Nötron difüzyonuna giriş, tek ve çok grup difüzyon denklemleri, kaynak terimleri, sınır koşulları, kritiklik analizi, reaktör geometrilerinde çözüm yöntemleri, uygulamalı örnekler, sayısal çözümler, güvenlik ve reaktör tasarımında difüzyon uygulamaları.
Dersin Yöntem ve Teknikleri
Ön Koşulları Yok
Dersin Koordinatörü Yok
Dersi Verenler Prof. Dr. Ahmet Bülbül
Dersin Yardımcıları Yok
Dersin Staj Durumu Yok

Ders Kaynakları
Kaynaklar Lewis, E. E., & Miller, W. F. Computational Methods of Neutron Transport, American Nuclear Society.

Ders Yapısı
Matematik ve Temel Bilimler %35
Mühendislik Bilimleri %25
Mühendislik Tasarımı %20
Fen Bilimleri %20

Planlanan Öğrenme Aktiviteleri ve Metodları
Etkinlikler ayrıntılı olarak "Değerlendirme" ve "İş Yükü Hesaplaması" bölümlerinde verilmiştir.

Değerlendirme Ölçütleri
Yarıyıl Çalışmaları Sayısı Katkı
Ara Sınav 1 % 40
Yarıyıl Sonu Sınavı 1 % 60
Toplam :
2
% 100

 
AKTS Hesaplama İçeriği
İş Yükü Sayısı Süre Toplam İş Yükü (Saat)
Ders Süresi 14 3 42
Sınıf Dışı Ç. Süresi 14 3 42
Ödevler 3 6 18
Sunum/Seminer Hazırlama 1 24 24
Ara Sınavlar 1 16 16
Proje 1 18 18
Yarıyıl Sonu Sınavı 1 20 20
Toplam İş Yükü   AKTS Kredisi : 6 180

 
Dersin Öğrenme Çıktıları: Bu dersin başarılı bir şekilde tamamlanmasıyla öğrenciler şunları yapabileceklerdir:
Sıra NoAçıklama
1 Nötron difüzyon kavramlarını ve temel denklemleri açıklar.
2 Tek ve çok enerji gruplu difüzyon denklemlerini formüle eder ve çözer.
3 Difüzyon teorisini çeşitli reaktör geometrilerine uygular.
4 Sınır koşulları ve kritik durum analizlerini gerçekleştirir.
5 Difüzyon hesaplarını kullanarak reaktör tasarımı ve güvenliği ile ilgili yorumlar yapar.

 
Ders Konuları
HaftaKonuÖn HazırlıkDökümanlar
1 Nötron difüzyonuna giriş
2 Tek grup difüzyon denklemleri
3 Difüzyon katsayısı ve kaynak terimleri
4 Sınır koşulları ve refleksiyon
5 Kritiklik ve reaktör kararlılığı
6 Çok grup difüzyon denklemleri
7 Enerji grupları arası geçişler
8 Ara Sınav
9 Reaktör geometrilerinde çözümler Analitik çözüm yöntemleri
10 Sayısal çözüm teknikleri
11 Difüzyon hesaplarında hata ve doğruluk analizi
12 Difüzyon teorisinin reaktör tasarımına katkısı
13 Genel değerlendirme ve ileri konular
14 Uygulamalı örnekler ve vaka çalışmaları

 
Dersin Program Çıktılarına Katkısı
P1 P2 P3 P4 P5 P6 P7 P8
Tüm 4 4 5 4 4 4 4 3
Ö1 5 5 4 4 5 4 4 3
Ö2 5 4 4 4 4 4 3 4
Ö3 4 4 5 4 4 4 4 3
Ö4 4 4 5 4 4 3 4 4
Ö5 4 5 5 4 4 4 3 3

  Katkı Düzeyi: 1: Çok Düşük 2: Düşük 3: Orta 4: Yüksek 5: Çok Yüksek

  
  https://obs.osmaniye.edu.tr/oibs/bologna/progCourseDetails.aspx?curCourse=253789&lang=tr