DSpace Repository

การพัฒนาโปรแกรมเพื่อคำนวณการจัดการเชื้อเพลิงในแกนปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบสองมิติและสองกลุ่มพลังงาน

Show simple item record

dc.contributor.advisor สัญชัย นิลสุวรรณโฆษิต
dc.contributor.advisor สมยศ ศรีสถิตย์
dc.contributor.author ธนรรจน์ แสงจันทร์
dc.contributor.other จุฬาลงกรณ์มหาวิทยาลัย. คณะวิศวกรรมศาสตร์
dc.date.accessioned 2017-11-16T11:20:10Z
dc.date.available 2017-11-16T11:20:10Z
dc.date.issued 2551
dc.identifier.uri http://cuir.car.chula.ac.th/handle/123456789/55949
dc.description วิทยานิพนธ์ (วศ.ม.)--จุฬาลงกรณ์มหาวิทยาลัย, 2551 en_US
dc.description.abstract ได้พัฒนาโปรแกรมคอมพิวเตอร์สำหรับคำนวณการจัดการเชื้อเพลิงภายในแกนปฏิกรณ์นิวเคลียร์ โดยการใช้ทฤษฎีการแพร่ของนิวตรอนสองกลุ่มพลังงาน (two group neutron diffusion theory) คือนิวตรอนกลุ่มพลังงานก่อนความร้อน (fast neutron) และนิวตรอนกลุ่มพลังงานความร้อน (thermal neutron) ร่วมกับระเบียบวิธีผลต่างสืบเนื่องและการแก้สมการเชิงเส้นด้วยวิธีเกาส์-ไซเดล ทำการคำนวณในระบบพิกัดฉาก สองมิติ เพื่อประมาณค่าวิกฤต รูปแบบการกระจายนิวตรอนฟลักซ์ ค่าการเผาผลาญเชื้อเพลิง และการคำนวณเพื่อเปรียบเทียบลักษณะการบรรจุเชื้อเพลิงในแกนปฏิกรณ์สามแบบ คือ 1. แบบเนื้อเดียว (uniform loading) 2. แบบบรรจุเชื้อเพลิงชนิดที่มีการเสริมสมรรถนะสูงกว่าไว้ภายนอก (out-in loading) และ 3. แบบกระจายชนิดเชื้อเพลิง (in-scatter loading) ค่าคงที่กลุ่ม (group constant) ได้จากการคำนวณด้วยโปรแกรม PIJ ซึ่งใช้ฐานข้อมูลของ JENDL-3.3 สำหรับการยุบรวมกลุ่มและสร้างค่าคงที่ภาคตัดขวางมหภาค ค่าสัมประสิทธิ์การแพร่นิวตรอน และค่าองค์ประกอบต่างๆ ที่จำเป็น สำหรับการวิจัยนี้ได้สร้างค่าคงที่กลุ่มเป็น สองกลุ่ม สี่กลุ่ม และเจ็ดกลุ่ม ผลการคำนวณพบว่าค่ากระจายกำลังในแกนปฏิกรณ์มีค่าสม่ำเมื่อบรรจุเชื้อเพลิงแบบ in-scatter loading ซึ่งดีที่สุด และรองลงมาเป็นการบรรจุเชื้อเพลิง แบบ out-in loading และ uniform loading ตามลำดับ en_US
dc.description.abstractalternative A computational program for in-core nuclear reactor fuel management was developed using two energy groups neutron diffusion theory in which neutrons are categorized into two energy level i.e. fast neutron energy group and thermal neutron energy group. A finite difference method and solving of linear equation using gauss-seidel were applied to calculate the diffusion equation in two dimension and Cartesian coordinate system. A criticality, neutron flux distribution and fuel burnup were calculated to compare advantage/disadvantages of three difference loading pattern i.e. 1. Uniform Loading, 2. Out-In loading and 3. In-Scatter loading. The group constant parameters were calculated using PIJ software to read and collapse a nuclear data from JENDL-3.3 database and generate nuclear macroscopic cross section, diffusion coefficient, and other parameters in which necessary to be used in diffusion equation. Two, four and seven groups constant were generated for this research. The calculation results showed that the best and adequate uniform power peaking distribution occurred when reactor core was In-Scatter loading pattern and was followed respectively by the Out-In loading and Uniform Loading en_US
dc.language.iso th en_US
dc.publisher จุฬาลงกรณ์มหาวิทยาลัย en_US
dc.relation.uri http://doi.org/10.14457/CU.the.2008.727
dc.rights จุฬาลงกรณ์มหาวิทยาลัย en_US
dc.subject เชื้อเพลิงนิวเคลียร์ en_US
dc.subject เชื้อเพลิง -- การจัดการ en_US
dc.subject เครื่องปฏิกรณ์ปรมาณู -- โปรแกรมคอมพิวเตอร์ en_US
dc.subject ค่าวิกฤต (วิศวกรรมนิวเคลียร์) en_US
dc.subject Nuclear fuels en_US
dc.subject Fuel -- Management en_US
dc.subject Nuclear reactors -- Computer programs en_US
dc.subject Criticality (Nuclear engineering) en_US
dc.title การพัฒนาโปรแกรมเพื่อคำนวณการจัดการเชื้อเพลิงในแกนปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบสองมิติและสองกลุ่มพลังงาน en_US
dc.title.alternative Development of a computational program for fuel management in A 2-D, two energy groups nuclear reactor core en_US
dc.type Thesis en_US
dc.degree.name วิศวกรรมศาสตรมหาบัณฑิต en_US
dc.degree.level ปริญญาโท en_US
dc.degree.discipline นิวเคลียร์เทคโนโลยี en_US
dc.degree.grantor จุฬาลงกรณ์มหาวิทยาลัย en_US
dc.email.advisor Sunchai.N@Chula.ac.th
dc.email.advisor Somyot.S@Chula.ac.th
dc.identifier.DOI 10.14457/CU.the.2008.727


Files in this item

This item appears in the following Collection(s)

Show simple item record