Nuclear Engineering Commons^™

การปรับปรุงเทคนิคการหาปริมาณเถ้าในถ่านหินบนสายพานด้วยวิธีเทคนิคส่งผ่านรังสีแกมมาสองพลังงาน, จอมพล ขุนธิวงศ์

Chulalongkorn University Theses and Dissertations (Chula ETD)

ในการวิจัยนี้มีวัตถุประสงค์ในการปรับปรุงเทคนิคการส่งผ่านรังสีแกมมาสองพลังงานสำหรับการหาปริมาณเถ้าในถ่านหินบนสายพานลำเลียง ซึ่งโดยทั่วไปเทคนิคนี้มักใช้รังสีแกมมาพลังงาน 59.6 keV จากต้นกำเนิดรังสีอะเมริเซียม-241 (241Am) รังสีแกมมาพลังงาน 356 keV จากต้นกำเนิดรังสีแบเรียม-133 (133Ba) และรังสีแกมมาพลังงาน 662 keV จากต้นกำเนิดรังสีซีเซียม-137 (137Cs) และใช้หัววัดรังสีแกมมาชนิดโซเดียมไอโอไดด์(ทัลเลียม) ในการวัดรังสีแกมมาที่ส่งผ่านตัวอย่าง แต่ในงานวิจัยนี้ได้ศึกษาถึงการนำหัววัดรังสีชนิดบิสมัสเจอร์มาเนต (BGO) มาใช้แทนหัววัดรังสีแกมมาชนิด NaI(Tl) เนื่องด้วยหัววัดรังสีชนิด BGO มีประสิทธิภาพการวัดรังสีแกมมาพลังงานรังสีสูงได้ดีกว่า ซึ่งผลการศึกษาเปรียบเทียบประสิทธิภาพวัดรังสีแกมมาพลังงานดังกล่าวของหัววัดรังสีทั้งสองชนิด พบว่า หัววัดรังสีชนิด BGO ขนาด 2 นิ้ว x 2นิ้ว มีค่าประสิทธิภาพการวัดรังสีแกมมาพลังงาน 59.6 keV และ 662 keV 36.11% และ 11.04% ตามลำดับ เมื่อออกแบบระบบวัดให้มีคอลิเมเตอร์สองชั้นของตะกั่วและทองแดงขนาดรู 3 มม. ครอบหัววัดรังสี ทำให้ได้ค่าประสิทธิภาพการวัดรังสีนั้นเป็น 20.53% และ 10.49% ตามลำดับ หัววัดรังสีชนิด BGO มีข้อดีกว่าหัววัดรังสีชนิด NaI(Tl) ในเรื่องของการไม่ปรากฏ Iodine escape peak ในหัววัด ที่จะส่งผลรบกวนต่อการวัดรังสีระดับพลังงาน 59.6 keV ได้ และเมื่อทำการสร้างกราฟปรับเทียบจากความสัมพันธ์เชิงเส้นของอัตราส่วนฟังก์ชั่นล็อกของการวัดรังสีที่ผ่านตัวอย่างถ่านหินของรังสีแกมมาพลังงานต่ำต่อการวัดของรังสีแกมมาพลังงานสูง กับ ปริมาณเถ้าในถ่านหินที่ได้จากวิธีวิเคราะห์มาตรฐานทางเคมี ได้สมการเชิงเส้นของกราฟความสัมพันธ์ที่มีค่าแสดงความสัมพันธ์เชิงเส้นของการสอดคล้องกันดีของข้อมูล และโดยการแทนค่าในสมการเชิงเส้นของกราฟปรับเทียบนี้ทำให้สามารถวิเคราะห์ปริมาณเถ้าในตัวอย่างถ่านหินอื่นๆ จำนวน 6 ตัวอย่าง ได้จากการวัดรังสีแกมมาแบบส่งผ่านสองพลังงานที่พัฒนามานี้ และเมื่อเปรียบเทียบผลการวิเคราะห์ที่ได้กับผลการวิเคราะห์ทางเคมีนั้น มีค่าแตกต่างกันอยู่ในช่วงระหว่าง -12.76 ถึง +9.99

การจำลองการกระจายตัวในชั้นบรรยากาศของซีเซียม-137ปลดปล่อยจากอุบัติเหตุสมมติในโรงไฟฟ้าพลังนิวเคลียร์: กรณีศึกษาประเทศจีนและเวียดนาม, นรากานต์ คุณศรีเมฆ

Chulalongkorn University Theses and Dissertations (Chula ETD)

เหตุการณ์อุบัติเหตุของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ที่ ฟุกุชิมะ ในปี 2011 แสดงให้เห็นว่านิวไคลด์กัมมันตรังสีที่รั่วไหลจากอาคารคลุมเครื่องปฏิกรณ์สามารถกระจายตัวไปได้ไกลถึงประเทศเพื่อนบ้าน เมื่อพิจารณาจำนวนโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ที่ถูกสร้างขึ้น ณ บริเวณใกล้เคียงประเทศไทยพบว่ามีโรงไฟฟ้าทั้งหมด 4 แห่ง ประกอบไปด้วยโรงไฟฟ้า Ninh Thuan ในประเทศเวียดนาม โรงไฟฟ้า Fangchenggang, Changjang และ Yangjiang ในประเทศจีน หากโรงไฟฟ้าเหล่านี้เกิดอุบัติเหตุระดับรุนแรง มีความเป็นไปได้ที่นิวไคลด์กัมมันตรังสีจะกระจายตัวมายังประเทศไทย ดังนั้นงานวิจัยฉบับนี้จึงมุ่งเน้นศึกษาเส้นทางการเคลื่อนที่ของนิวไคลด์กัมมันตรังสีและประเมินผลกระทบทางรังสีที่ประเทศไทยได้รับจากโรงไฟฟ้าดังกล่าว โดยในการศึกษานี้ใช้กระบวนการสำหรับวิเคราะห์ผลสองกระบวนการร่วมกัน กระบวนการที่หนึ่งใช้ข้อมูลภูมิอากาศ ณ ตำแหน่งที่นิวไคลด์กัมมันตรังสีเคลื่อนที่ผ่านสำหรับคำนวณคะแนนการกระจายตัวของนิวไคลด์กัมมันตรังสี โดยใช้เกณฑ์คะแนนที่ถูกสร้างจากเงื่อนไขสภาพอากาศที่ส่งผลให้นิวไคลด์กัมมันตรังสีกระจายตัวได้มากที่สุด กระบวนการที่สองใช้ค่ากัมมันตภาพรังสีบนชั้นบรรยากาศและข้อมูลภูมิอากาศ ณ ตำแหน่งวิเคราะห์ผลในกระบวนการแรก เป็นข้อมูลนำเข้าสำหรับจำลองผลในโปรแกรม HotSpot ผลจากการวิเคราะห์ของทั้งสองกระบวนการชี้ให้เห็นว่านิวไคลด์กัมมันตรังสีจากโรงไฟฟ้าทั้ง 3 แห่งในประเทศจีนเคลื่อนที่ไปยังชายฝั่งตอนกลางของประเทศเวียดนาม จากนั้นมุ่งหน้าสู่ภาคตะวันออกเฉียงเหนือของประเทศไทย ในขณะที่นิวไคลด์กัมมันตรังสีที่รั่วไหลจากโรงไฟฟ้า Ninh Thuan เคลื่อนที่ไปยังทิศตะวันตกของโรงไฟฟ้า และเปลี่ยนทิศการเคลื่อนที่ไปยังทิศตะวันตกเฉียงเหนือก่อนมุ่งหน้าเข้าสู่ทางตอนใต้ของประเทศไทย แต่อย่างไรก็ตามเมื่อพิจารณาค่าปริมาณรังสีสมมูลยังผลสุทธิในบริเวณที่ได้รับผลกระทบทางรังสีจากโรงไฟฟ้าแต่ละแห่งพบว่า ค่าปริมาณรังสีสมมูลยังผลสุทธิ ณ บริเวณดังกล่าวมีค่าต่ำกว่าเกณฑ์ความปลอดภัยทางรังสี (1 mSv) ดังนั้นมีความเป็นไปได้สูงที่ประเทศไทยจะไม่ได้รับผลกระทบทางรังสีอย่างมีนัยสำคัญเมื่อโรงไฟฟ้าทั้ง 4 แห่งเกิดอุบัติเหตุระดับรุนแรง

การพัฒนาผลึกซีเซียมไอโอไดด์โดยเทคนิคการเจือสารร่วมหลายชนิด, อิมรอน วาเด็ง

Chulalongkorn University Theses and Dissertations (Chula ETD)

พัฒนาผลึกซีเซียมไอโอไดด์เพื่อการตรวจวัดรังสี โดยวิธีการปลูกแบบบริดจ์แมน-สต็อกบาร์เกอร์ (Bridgman-Stockbarger) และศึกษาถึงการพัฒนาผลึกโดยการเจือผลึกด้วยแคลเซียม (Ca) หรือ แทลเลียม (Tl) หรือ เจือร่วมกันทั้งสองชนิด คือ ผลึก CsI(Ca), CsI(Tl) และCsI(Tl,Ca) โดยควบคุมให้มีอัตราการปลูกผลึกหรือตกผลึกของผลึก CsI(Tl) คือ 0.65 มิลลิเมตร/ชั่วโมง และอัตรา 0.57 มิลลิเมตร/ชั่วโมง สำหรับผลึก CsI(Ca) และ CsI(Tl,Ca) โดยมีสัดส่วนการผสม CsI ต่อสารเจือ คือ 99.65 : 0.35 ผลึก CsI(Ca), CsI(Tl) และผลึก CsI(Tl,Ca) ที่ปลูกได้นั้นมีความใส โดยผลึกทั้งสามก้อนมีโครงสร้างผลึกแบบคิวบิกที่มีการจัดเรียงอะตอมแบบพหุสัณฐาน โดยมีโครงสร้างเดียวที่เด่นชัด คือ โครงสร้างผลึกระนาบ (110) โดยที่ผลึก CsI(Tl) นั้นมีคุณภาพเชิงโครงสร้างผลึกดีที่สุด และรองลงมา คือ ผลึก CsI(Tl,Ca) แต่ว่าผลึก CsI(Ca) นั้นมีโครงสร้างผลึกระนาบเด่นชัดพอกัน 2 ระนาบ คือ ระนาบ (110) และ ระนาบ (211) คุณสมบัติเชิงแสงของผลึกที่มีการเจือด้วยสารต่างนั้น พบว่า ผลึก CsI(Ca), CsI(Tl,Ca) มีการเปล่งแสงย่านสีฟ้าที่ความยาวคลื่นประมาณ 420-450 นาโนเมตร และสำหรับกรณีผลึก CsI(Tl) เปล่งแสงย่านสีส้มที่ความยาวคลื่นประมาณ 590 นาโนเมตร โดยที่ผลึก CsI(Tl) มีประสิทธิภาพสัมพัทธ์ของการเปล่งแสงได้ดีที่สุด และรองลงมาคือ ผลึก CsI(Tl,Ca) และ CsI(Ca) ตามลำดับ ซึ่งคุณสมบัติเชิงแสงนี้มีความสอดคล้องกับผลการศึกษาการส่องผ่านแสงของผลึกที่พบว่า ผลึก CsI(Tl), CsI(Ca) และ CsI(Tl,Ca) มีค่า Eg คือ 2.21 อิเล็กตรอนโวลต์, 2.88 อิเล็กตรอนโวลต์ และ 2.48 …

การประเมินความสามารถในการทำนายของโปรแกรม Relap/Scdapsim Mod 3.4 อ้างอิงกับการทดลอง Pbf Sfd 1-4, ณัฐวรา บาริศรี

Chulalongkorn University Theses and Dissertations (Chula ETD)

ในอดีตที่ผ่านมาได้เกิดอุบัติเหตุทางนิวเคลียร์ที่สร้างความเสียหายร้ายแรงและส่งผลกระทบต่อผู้คนและสิ่งแวดล้อม ยกตัวอย่างเช่น อุบัติเหตุที่เกิดขึ้นในโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ทรีไมล์ไอส์แลนด์ โรงไฟฟ้านิวเคลียร์เชอร์โนบิลและโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ฟุกุชิมะ ด้วยเหตุนี้ปัญหาด้านความปลอดภัยของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์จึงกลายเป็นประเด็นสำคัญและมีการริเริ่มดำเนินงานวิจัยที่เกี่ยวข้องกับความปลอดภัยในโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ การวิจัยครั้งนี้จึงได้เลือกศึกษาประเด็นของการใช้โปรแกรมคอมพิวเตอร์เพื่อทำนายพฤติกรรมที่อาจจะเกิดขึ้นในแกนปฏิกรณ์ เนื่องจากโปรแกรมสามารถจำลองเหตุการณ์ ประเมินการเกิดอุบัติเหตุที่อาจจะเกิดขึ้นได้ และได้เลือกใช้โปรแกรม RELAP/SCDAPSIM MOD3.4 ซึ่งสามารถทำนายพฤติกรรมของเชื้อเพลิงและระบบต่างๆของเครื่องปฏิกรณ์ในช่วงที่เกิดอุบัติเหตุระดับรุนแรงในโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ได้ เช่น สามารถจำลองพฤติกรรมของระบบหล่อเย็น การปล่อยผลผลิตฟิชชัน อัตราการสร้างไฮโดรเจนภายใต้สภาวะชั่วคราว ความร้อน ความดัน อัตราการไหล การออกซิเดชันของแท่งเชื้อเพลิง การหลอมละลายของมัดเชื้อเพลิง ความเสียหายที่เกิดขึ้นกับโครงสร้างซึ่งเกิดจากการทรุดตัวและความไม่เสถียรในเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ โดยได้ทำการประเมินความสามารถในการทำนายของโปรแกรม RELAP/SCDAPSIM MOD 3.4 อ้างอิงกับการทดลอง PBF SFD 1-4 (Power Burst Facility Severe Fuel Damage Test 1-4) และใช้เงื่อนไขจากการทดลองในการวิเคราะห์พร้อมทั้งเปรียบเทียบผลการคำนวณ ซึ่งได้แก่ ระดับน้ำในแกนปฏิกรณ์ อุณหภูมิของเชื้อเพลิง ปลอกเชื้อเพลิง และโครงห่อหุ้มแกนปฏิกรณ์ (shroud) และอัตราการเกิดก๊าซไฮโดรเจน จากผลการคำนวณพบว่าโปรแกรม RELAP/SCDAPSIM MOD 3.4 สามารถทำนายผลการทดลองได้ใกล้เคียงกับผลการทดลองจริงและมีความแม่นยำในการคำนวณผล อย่างไรก็ตามยังมีบางช่วงที่ไม่สอดคล้องกับผลการทดลองซึ่งอาจเป็นผลมาจากวิธีการป้อนข้อมูลในไฟล์ข้อมูลนำเข้าหรือโมเดลบางส่วนที่จำเป็นต้องได้รับการพัฒนาต่อไป

Developments In Capture- Γ Libraries For Nonproliferation Applications, A. M. Hurst, R. B. Firestone, B. W. Sleaford, D. L. Bleuel, M. S. Basunia, F. Becvar, T. Belgya, L. A. Bernstein, J. J. Carroll, B. Detwiler, J. E. Escher, C. Genreith, B. L. Goldblum, M. Krticka, A. G. Lerch, David A. Matters, John W. Mcclory, Stephen R. Mchale, Zs. Revay, L. Szentmiklosi, D. Turkoglu, A. Ureche, J. Vulic

Faculty Publications

The neutron-capture reaction is fundamental for identifying and analyzing the γ-ray spectrum from an unknown assembly because it provides unambiguous information on the neutron-absorbing isotopes. Nondestructive-assay applications may exploit this phenomenon passively, for example, in the presence of spontaneous-fission neutrons, or actively where an external neutron source is used as a probe. There are known gaps in the Evaluated Nuclear Data File libraries corresponding to neutron-capture γ-ray data that otherwise limit transport-modeling applications. In this work, we describe how new thermal neutron-capture data are being used to improve information in the neutron-data libraries for isotopes relevant to nonproliferation applications. We …

Studies On Neutron Diffraction And X-Ray Radiography For Material Inspection, Fahima Fahmida Islam

Doctoral Dissertations

"Among the different probes to study the structures of the bio and structural materials, X-ray and neutron are widely used because of their distinctive usefulness in investigating different structures. X-ray radiography and neutron diffraction are two widely known non-destructive techniques for material inspection. Here we demonstrate the design of neutron diffractometer with low power source and analyze the digital image produced by the X-ray radiography instead of neutron diffraction because of the availability of the data. Neutron diffraction is a powerful tool for understanding the behavior of crystal structures and phase behaviors of materials. While neutron diffraction capabilities continue to …

Gamma Spectroscopy By Artificial Neural Network Coupled With Mcnp, Huseyin Sahiner

Doctoral Dissertations

"While neutron activation analysis is widely used in many areas, sensitivity of the analysis depends on how the analysis is conducted. Even though the sensitivity of the techniques carries error, compared to chemical analysis, its range is in parts per million or sometimes billion. Due to this sensitivity, the use of neutron activation analysis becomes important when analyzing bio-samples. Artificial neural network is an attractive technique for complex systems. Although there are neural network applications on spectral analysis, training by simulated data to analyze experimental data has not been made. This study offers an improvement on spectral analysis and optimization …

Discrete Ordinates Ct Organ Dose Simulator (Doctors), Edward T. Norris

Doctoral Dissertations

"Computed tomography (CT) has become pervasive in medical diagnostics as improved imaging techniques and processing algorithms provide higher quality information to doctors. However, the exponentially increasing usage of CT has raised concerns regarding long term low-dose radiological risks.

Currently, the dose to patients is computed using Monte Carlo methods and experimental tests. In other areas of radiation transport, deterministic codes have been shown to be much faster than Monte Carlo codes.

Currently, no deterministic methodology exists to automatically generate a spatially distributed dose profile from a CT voxel phantom. This work proposes a new code, Discrete Ordinate CT Organ Dose …

Comparison Of ²⁵²Cf Time Correlated Induced Fission With Amli Induced Fission On Fresh Mtr Research Reactor Fuel, Jay Prakash Joshi

Masters Theses

"The effective application of international safeguards to research reactors requires verification of spent fuel as well as fresh fuel. To accomplish this goal various nondestructive and destructive assay techniques have been developed in the US and around the world. The Advanced Experimental Fuel Counter (AEFC) is a nondestructive assay (NDA) system developed at Los Alamos National Laboratory (LANL) combining both neutron and gamma measurement capabilities. Since spent fuel assemblies are stored in water, the system was designed to be watertight to facilitate underwater measurements by inspectors. The AEFC is comprised of six ³He detectors as well as a shielded …

A Study Of The Potential Applications Of Am241, And Determining The Feasibility Of Using Gamma Spectroscopy For Future Physical Validation, Eric A. Feissle

Masters Theses

“Am241 is typically produced via Pu241 decay in a uranium fueled reactor. Presence of Am241 can be used as the age estimation tool for spent fuel, which is a focus of this thesis along with the interest of the measurement and the ratio of production rates of Am241’s activation products; Americium-242 and its first excited state of Americium-242m. MCNP models of the core and BEGe 3825 detector were built. These models were compared with established and physical measurements of gamma/x-ray standards that were available at the reactor. Thermal fluxes at 200 kW for potential foils centered in the source holder …

Design And Analysis Of A Passive Heat Removal System For A Small Modular Reactor Using Star Ccm+, Raymond Michael Fanning

Masters Theses

"Next generation nuclear power plants, specifically small modular reactor designs, are the best alternative to fossil fuels for power generation due to their power density and low carbon emissions and constant awareness of safety concerns. A promising safety feature of new designs is the removal of heat by passive systems in accident scenarios. The passive systems require no moving parts and no intervention by personnel. These systems must be accurately simulated for better understanding of the heat transport phenomena: natural convection cooling. Due to the fact that most work developing these passive heat removal systems are proprietary information, a passive …

The Viability Of Advantg Deterministic Method For Synthetic Radiography Generation, Andrew Albert Bingham

Masters Theses

"Time sensitive and high resolution image simulations are needed for synthetic radiography generation. The standard stochastic approach requires lengthy run times with poor statistics at higher resolutions. The investigation of the viability of a deterministic approach to synthetic radiography image generation was explored. The aim was to analyze a computational time decrease over the stochastic method. ADVANTG was compared to MCNP in multiple scenarios including a Benchtop CT prototype, to simulate high resolution radiography images. By using ADVANTG deterministic code to simulate radiography images the computational time was found to decrease over 10 times compared to the MCNP stochastic approach"--Abstract, …

Cfd Validation And Scaling Of Condensation Heat Transfer, Varun Kalra

Masters Theses

"A CFD study was performed using STAR-CCM+ to validate the software for its competence in the prediction and scaling of condensation heat transfer in the presence of air acting as a non-condensable gas. Three vertical concentric tube heat exchanger geometries with different diameters were studied in the CFD analysis. It was seen that the steam bulk temperatures predicted by STAR-CCM+ closely matched the experimental data. However, the temperatures of outer wall of the steel condenser tubes showed a deviation of 2% to 11% from the experimental values. The error in adiabatic water wall temperatures were found to range from 18% …

Improving Nuclear Safety, Security, And Nonproliferation In Northeast Asia Through Multinational Approach, Viet Phuong Nguyen

International Journal of Nuclear Security

No abstract provided.

Nuclear Power: Black Sky Liability Or Black Sky Asset?, Sherrell R. Greene

International Journal of Nuclear Security

Ready access to abundant electricity is a key enabler of modern life. During the past decade the vulnerability of Critical Infrastructure sectors in the U.S. to a variety of natural hazards and man-made threats has become increasingly apparent. The electrical infrastructure (the “Grid”) is the foundation for all other critical civil infrastructures upon which our society depends. Therefore, protection of the Grid is an energy security, homeland security, and national security issue of highest importance. Geomagnetic disturbances (GMD) induced by solar coronal mass ejections (CMEs), electromagnetic pulse (EMP) attacks, and cyber attacks are three events having the potential to plunge …

Addressing The Tunnel Threat At Nuclear Facilities: A Case Study, Md. Mobasher Ahmed

International Journal of Nuclear Security

No abstract provided.

Janus Realized: The Use Of Social Media As A Means Of Transparency Nuclear Communication To The Public, Frances Bachstein

International Journal of Nuclear Security

No abstract provided.

Letter From The Editor

International Journal of Nuclear Security

No abstract provided.

Implementation Of The 1995 Middle East Resolution: A Vital Lifeline To The Extension And Success Of The Non-Proliferation Treaty, Haidy Y. Ghoname, Howard Lewis Hall

International Journal of Nuclear Security

This study highlights the core non-proliferation dilemmas we face and suggests an effective mechanism for reviving the spirit and the hope of the Non-Proliferation Treaty. An indispensable key to the treaty calls for a rethinking of what we believe should be referred to as its four pillars: disarmament, non-proliferation, peaceful uses of nuclear energy, and implementation of the 1995 Middle East Resolution. We seek to contribute to the renaissance of the non-proliferation regime by addressing seven dilemmas that arise from the way various Non-Proliferation Treaty participants pursue the goals of the four pillars undergirding the treaty. This study highlights …

Table Of Contents

International Journal of Nuclear Security

No abstract provided.