Please use this identifier to cite or link to this item: https://cuir.car.chula.ac.th/handle/123456789/10205
Full metadata record
DC FieldValueLanguage
dc.contributor.advisorสัญชัย นิลสุวรรณโฆษิต-
dc.contributor.advisorสมยศ ศรีสถิตย์-
dc.contributor.authorไพศาล เติมสินวาณิช-
dc.contributor.otherจุฬาลงกรณ์มหาวิทยาลัย. คณะวิศวกรรมศาสตร์-
dc.date.accessioned2009-08-17T08:34:46Z-
dc.date.available2009-08-17T08:34:46Z-
dc.date.issued2544-
dc.identifier.isbn9741700768-
dc.identifier.urihttp://cuir.car.chula.ac.th/handle/123456789/10205-
dc.descriptionวิทยานิพนธ์ (วท.ม.)--จุฬาลงกรณ์มหาวิทยาลัย, 2544en
dc.description.abstractวิทยานิพนธ์ฉบับนี้เป็นการพัฒนาโปรแกรมคอมพิวเตอร์ NEUDAN สำหรับคำนวณค่าวิกฤติและการแพร่ของฟลักซ์นิวตรอนในแกนปฏิกรณ์ซึ่งปฏิบัติการที่สภาวะใต้วิกฤติด้วยสมการการแพร่ของนิวตรอนในหลายกลุ่มพลังงานโดยระเบียบวิธีเชิงตัวเลขแบบผลต่างสืบเนื่อง ภายใต้สมมติฐานของการส่งผ่านค่าพลังงานโดยการถ่ายทอดโดยตรงระหว่างคู่กลุ่มพลังงานของนิวตรอนที่อยู่ถัดกัน ในระบบพิกัดฉาก ผลการทดสอบคำนวณกรณีพื้นฐานเปรียบเทียบกับผลการคำนวณทางทฤษฎียืนยันถึงความแม่นยำของผลของการคำนวณของ NEUDAN ในการคำนวณสำหรับตัวกลางเนื้อเดียว นอกจากนี้ยังได้คำนวณเพื่อทำนายค่าวิกฤติกรณีแกนปฏิกรณ์ประกอบด้วยตัวสะท้อนนิวตรอนและเพื่อทำนายค่าฟลักซ์นิวตรอนเมื่อแกนปฏิกรณ์ซึ่งปฏิบัติการสภาวะใต้วิกฤติโดยมีแหล่งกำเนิดนิวตรอนภายนอกปรากฏในระบบ ข้อจำกัดของโปรแกรม NEUDAN คือยังไม่มีส่วนในการเก็บข้อมูลเพื่อเรียกใช้ได้ ดังนั้นผู้ใช้จะต้องมีค่าคงที่ของข้อมูลในการคำนวณก่อนen
dc.description.abstractalternativeThis thesis is the development of the computer program NEUDAN for calculating the criticality and the neutron flux distribution in a sub-critical reactor. Based on the multi-group diffusion equations, the calculation is performed by using the finite difference method under the assumption that the change in the neutron energy is directly coupled between two adjacent energy groups. In the Cartesian coordinate, the comparison of the analytical solutions with the calculated results confirms the accuracy of NEUDAN for the cases of the homogeneous medium. In addition, the estimation of the criticality and distribution of the neutron flux in the reflected core and the estimation of the distribution of the neutron flux in the core with the external neutron source are also attempted. Currently, NEUDAN has one disadvantage in that it does not provide the nuclear data for the calculation. It is up to the user to supply such data in order to make the calculation.en
dc.format.extent1085972 bytes-
dc.format.mimetypeapplication/pdf-
dc.language.isothes
dc.publisherจุฬาลงกรณ์มหาวิทยาลัยen
dc.rightsจุฬาลงกรณ์มหาวิทยาลัยen
dc.subjectเครื่องปฏิกรณ์ปรมาณู -- การออกแบบen
dc.subjectการคำนวณเชิงตัวเลขen
dc.titleการคำนวณเชิงตัวเลขเพื่อออกแบบเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ที่สภาวะใต้วิกฤติen
dc.title.alternativeNumerical calculation for the design of a sub-critical nuclear reactoren
dc.typeThesises
dc.degree.nameวิทยาศาสตรมหาบัณฑิตes
dc.degree.levelปริญญาโทes
dc.degree.disciplineนิวเคลียร์เทคโนโลยีes
dc.degree.grantorจุฬาลงกรณ์มหาวิทยาลัยen
dc.email.advisorSunchai.N@Chula.ac.th-
dc.email.advisorSomyot.S@Chula.ac.th-
Appears in Collections:Eng - Theses

Files in This Item:
File Description SizeFormat 
Paisan.pdf1.06 MBAdobe PDFView/Open


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