การคำนวณเชิงตัวเลขเพื่อออกแบบเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ที่สภาวะใต้วิกฤติ

ไพศาล เติมสินวาณิช

Please use this identifier to cite or link to this item: https://cuir.car.chula.ac.th/handle/123456789/10205

Full metadata record

DC Field	Value	Language
dc.contributor.advisor	สัญชัย นิลสุวรรณโฆษิต	-
dc.contributor.advisor	สมยศ ศรีสถิตย์	-
dc.contributor.author	ไพศาล เติมสินวาณิช	-
dc.contributor.other	จุฬาลงกรณ์มหาวิทยาลัย. คณะวิศวกรรมศาสตร์	-
dc.date.accessioned	2009-08-17T08:34:46Z	-
dc.date.available	2009-08-17T08:34:46Z	-
dc.date.issued	2544	-
dc.identifier.isbn	9741700768	-
dc.identifier.uri	http://cuir.car.chula.ac.th/handle/123456789/10205	-
dc.description	วิทยานิพนธ์ (วท.ม.)--จุฬาลงกรณ์มหาวิทยาลัย, 2544	en
dc.description.abstract	วิทยานิพนธ์ฉบับนี้เป็นการพัฒนาโปรแกรมคอมพิวเตอร์ NEUDAN สำหรับคำนวณค่าวิกฤติและการแพร่ของฟลักซ์นิวตรอนในแกนปฏิกรณ์ซึ่งปฏิบัติการที่สภาวะใต้วิกฤติด้วยสมการการแพร่ของนิวตรอนในหลายกลุ่มพลังงานโดยระเบียบวิธีเชิงตัวเลขแบบผลต่างสืบเนื่อง ภายใต้สมมติฐานของการส่งผ่านค่าพลังงานโดยการถ่ายทอดโดยตรงระหว่างคู่กลุ่มพลังงานของนิวตรอนที่อยู่ถัดกัน ในระบบพิกัดฉาก ผลการทดสอบคำนวณกรณีพื้นฐานเปรียบเทียบกับผลการคำนวณทางทฤษฎียืนยันถึงความแม่นยำของผลของการคำนวณของ NEUDAN ในการคำนวณสำหรับตัวกลางเนื้อเดียว นอกจากนี้ยังได้คำนวณเพื่อทำนายค่าวิกฤติกรณีแกนปฏิกรณ์ประกอบด้วยตัวสะท้อนนิวตรอนและเพื่อทำนายค่าฟลักซ์นิวตรอนเมื่อแกนปฏิกรณ์ซึ่งปฏิบัติการสภาวะใต้วิกฤติโดยมีแหล่งกำเนิดนิวตรอนภายนอกปรากฏในระบบ ข้อจำกัดของโปรแกรม NEUDAN คือยังไม่มีส่วนในการเก็บข้อมูลเพื่อเรียกใช้ได้ ดังนั้นผู้ใช้จะต้องมีค่าคงที่ของข้อมูลในการคำนวณก่อน	en
dc.description.abstractalternative	This 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.extent	1085972 bytes	-
dc.format.mimetype	application/pdf	-
dc.language.iso	th	es
dc.publisher	จุฬาลงกรณ์มหาวิทยาลัย	en
dc.rights	จุฬาลงกรณ์มหาวิทยาลัย	en
dc.subject	เครื่องปฏิกรณ์ปรมาณู -- การออกแบบ	en
dc.subject	การคำนวณเชิงตัวเลข	en
dc.title	การคำนวณเชิงตัวเลขเพื่อออกแบบเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ที่สภาวะใต้วิกฤติ	en
dc.title.alternative	Numerical calculation for the design of a sub-critical nuclear reactor	en
dc.type	Thesis	es
dc.degree.name	วิทยาศาสตรมหาบัณฑิต	es
dc.degree.level	ปริญญาโท	es
dc.degree.discipline	นิวเคลียร์เทคโนโลยี	es
dc.degree.grantor	จุฬาลงกรณ์มหาวิทยาลัย	en
dc.email.advisor	Sunchai.N@Chula.ac.th	-
dc.email.advisor	Somyot.S@Chula.ac.th	-
Appears in Collections:	Eng - Theses

Files in This Item:

File	Description	Size	Format
Paisan.pdf		1.06 MB	Adobe PDF	View/Open

Show simple item record