Please use this identifier to cite or link to this item: https://cuir.car.chula.ac.th/handle/123456789/29165
Title: การคำนวนการลดของนิวตรอนและแกมมาในเกราะกำบังรังสี
Other Titles: Calculation of neutrons and gamma attenuation in radation shields
Authors: มยุรพันธุ์ เกษมทรัพย์
Advisors: ธัชชัย สุมิตร
Other author: จุฬาลงกรณมหาวิทยาลัย. บัณฑิตวิทยาลัย
Issue Date: 2527
Publisher: จุฬาลงกรณ์มหาวิทยาลัย
Abstract: วิทยานิพนธ์ฉบับนี้กล่าวถึงการคำนวณการลดจำนวนนิวตรอนและแกมมาในเกราะกำบังรังสี ตามหลักการของรีมูฟเวล-ดีฟิวชั่น โดยเลือกใช้โปรแกรมคอมพิวเตอร์สำเร็จรูป SABINE-3 โปรแกรมนี้แบ่งระดับช่วงพลังงานของรีมูฟเวลนิวตรอนไว้ 19 กลุ่มพลังงาน (จาก 18-0.5 เมกกะอิเลคตรอนโวลต์) และช่วงพลังงานของดีฟิวชั่นนิวตรอน 26 กลุ่มพลังงาน (จาก 15-0 เมกกะอิเลคตรอนโวลต์) เลือกวัสดุที่นำมาเป็นเกราะกำบังรังสีได้ 33 ธาตุ ชนิดรูปทรงของแหล่งกำเนิดและเกราะกำบังรังสีเป็นระนาบ ทรงกระบอก ทรงกลมและจาน โดยคำนวณรีมูฟเวลนิวตรอนฟลักซ์ซึ่งจะเป็นตนกำเนิดของดีฟิวชั่นนิวตรอนฟลักซ์ด้วย จะได้ฟลักซ์ตลอดเกราะกำบังรังสี แล้วนำไปคำนวณนิวตรอนโดสเรท ส่วนแกรมมาในการคำนวณแบ่งเป็น 7 กลุ่มพลังงาน (จาก 10-0 เมกกะอิเลคตรอนโวลต์) ต้นกำเนิดแกมมาคำนวนจากปฏิกิริยาฟิชชั่นอันตรกิริยาการดูดจับนิวตรอนและ inelastic scattering โดยพิจารณาจากนิวตรอนฟลักซ์ ค่าบิลอับเฟคเตอร์เลือกคำนวณได้ 3 วิธี คำนวณแกมมาโดสเรทและความร้อนที่สะสมในเกราะกำบังรังสี ในการศึกษานี้ได้ทำการคำนวณเกราะกำบังรังสีสำหรับแหล่งกำเนิดนิวตรอน Cf-252 เครื่องปฏิกรณ์แบบใช้แกสเป็นตัวหล่อเย็น (GCR) ขนาด 180 เมกกะวัตต์ เครื่องปฏิกรณ์แบบใช้น้ำธรรมดาเป็นตัวหล่อเย็น (LWR) ขนาด 272 เมกกะวัตต์ และต้นกำเนิดนิวตรอน Pu-Be ขนาด 5 คูรี่ จากการคำนวณในกรณีปัญหาแบบต่าง ๆ โปรแกรม SARINE-3 ให้ผลการคำนวณอยู่ในเกณฑ์ถูกต้องพอสมควรเมื่อเทียบกับการคำนวนเกราะกำบังรังสีในลักษณะนี้ และเหมาะที่จะใช้คำนวนปัญหาเกี่ยวกับเกราะกำบังรังสีในลักษณะดังกล่าวโดยใช้เวลาการคำนวนไม่มากนัก ทำให้ค่าใช้จ่ายน้อยพอสมควร
Other Abstract: This thesis present the calculations of neutron and gamma-ray attenuation in radiation shielding problems by using the Removal-Diffusion Method. The program used in the study was the SABINE-3 which is applicable in practical bulk shielding problems in plane, spherical, cylindrical and disk geometries. The energy range between 0.5 and 18.0 MeV has been divided into 19 removal groups, having roughly constant energy width. The calculation of the total neutron flux is performed in a 26-diffusion groups scheme, that covers the energy range between 0 and about 15.0 MeV, with lethargy intervals of 0.5-1. Space distribution of the gamma-ray fluxes are performed for 7 energy groups with energy ranging 0 to about 10.0 MeV. Three options calculating the build-up factors, namely, interpolation, Broder’s formula and Kitazume’s formula, are available. Shielding calculations for a Cf-252 neutron source, a-189 MW.Gas Cooled Power Reactor, a 272 MW.Light-Water Cooled Power Reactor and a 5 Ci Pu-Be neutron source have been performed. The results obtained were found to be reasonably accurate. It could be concluded that this method could be used fairly well for practical shielding problems. The computer time required is coparatively short and the program could be considered as an economical research tool.
Description: วิทยานิพนธ์ (วศ.ม.)--จุฬาลงกรณ์มหาวิทยาลัย, 2527
Degree Name: วิศวกรรมศาสตรมหาบัณฑิต
Degree Level: ปริญญาโท
Degree Discipline: นิวเคลียร์เทคโนโลยี
URI: http://cuir.car.chula.ac.th/handle/123456789/29165
ISBN: 9745635286
Type: Thesis
Appears in Collections:Grad - Theses

Files in This Item:
File Description SizeFormat 
Mayurapan_ka_front.pdf10.12 MBAdobe PDFView/Open
Mayurapan_ka_ch1.pdf4.36 MBAdobe PDFView/Open
Mayurapan_ka_ch2.pdf14.08 MBAdobe PDFView/Open
Mayurapan_ka_ch3.pdf19.37 MBAdobe PDFView/Open
Mayurapan_ka_ch4.pdf37.92 MBAdobe PDFView/Open
Mayurapan_ka_ch5.pdf6.43 MBAdobe PDFView/Open
Mayurapan_ka_back.pdf166.04 MBAdobe PDFView/Open


Items in DSpace are protected by copyright, with all rights reserved, unless otherwise indicated.