Nuclear Engineering Commons^™

การวัดปริมาณปรอทแบบไม่ทำลายบนท่อเหล็กกล้าด้วยเทคนิคการเรืองรังสีเอกซ์, ปภาวรินท์ สามสี

Chulalongkorn University Theses and Dissertations (Chula ETD)

งานวิจัยนี้มีวัตถุประสงค์เพื่อพัฒนาวิธีการวัดปริมาณปรอทแบบไม่ทำลายบนท่อเหล็กกล้าด้วยเทคนิคการเรืองรังสีเอกซ์ ปรอทมักพบในก๊าซธรรมชาติในอ่าวไทยทำให้สามารถสะสมบนผนังด้านในของท่อส่งก๊าซได้ เมื่อสิ้นสุดอายุ การรื้อถอนท่อจากทะเลจำเป็นต้องมีการตรวจวัดปริมาณปรอทตกค้างอยู่บนผนังท่อ ในงานวิจัยนี้ได้ใช้ทองคำ (Au) เป็นธาตุมาตรฐานแทนปรอท (Hg) เนื่องจากมีคุณสมบัติการดูดกลืนและการเปล่งรังสีเอกซ์คล้ายคลึงกัน รวมทั้งเพื่อหลีกเลี่ยงอันตรายด้านสุขภาพจากปรอท นอกจากนี้ทองคำยังมีความเสถียรมากกว่าปรอท อุปกรณ์ซึ่งใช้เทคนิคการเรืองรังสีเอกซ์ที่นำเสนอประกอบด้วยต้นกำเนิดรังสีพลูโตเนียม-238 และหัววัดแคดเมียมเทลลูไรด์ (CdTe) โดยเริ่มต้นจากการวัดความเข้มของรังสีเอกซ์เฉพาะตัวเส้น Au Lα และ Au Lβ จากตัวอย่างแผ่นเหล็กที่ชุบทองคำที่มีทองคำความหนาต่าง ๆ กัน ซึ่งพบว่าความเข้มรังสีเอกซ์เฉพาะตัวทั้งสองมีค่าเพิ่มขึ้นตามความหนาของทองคำจนถึงค่าความหนาประมาณ 2 ไมครอน จากนั้นได้ทำการหาค่า Intensity correction factor เพื่อใช้สำหรับปรับแก้อัตรานับรังสีของทองคำเป็นอัตรานับรังสีของปรอทโดยใช้แผ่นโลหะทองคำและตะกั่ว ซึ่งได้ค่าเท่ากับ 0.936 และ 0.952 สำหรับเส้น Au Lα และ Au Lβ ตามลำดับ งานวิจัยนี้ยังได้นำเสนอแนวคิดของอุปกรณ์ต้นแบบที่สามารถนำไปใช้ในการวัดความหนาของปรอทในท่อลำเลียงได้อีกด้วย

การจำลองผลกระทบจากพลาสมาแอคทูเอเตอร์ต่อการไหลของอากาศรอบโครงสร้าง, นฤสรณ์ ฐาน์กาญจน์

Chulalongkorn University Theses and Dissertations (Chula ETD)

การไหลของอากาศรอบโครงสร้างทรงกระบอกกลมเป็นปัญหาที่ได้รับความสนใจมาอย่างยาวนานในกลศาสตร์ของไหล ซึ่งมักก่อให้เกิดการสั่นที่เกิดจากการไหลของอากาศ (flow-induced vibrations) และแรงทางอากาศพลศาสตร์ที่แปรผันตามเวลา อาจนำไปสู่ปัญหาการสั่นและความเสียหายรุนแรงของโครงสร้าง งานวิจัยนี้มุ่งศึกษาศักยภาพของพลาสมาแอคทูเอเตอร์ (Plasma Actuator) ในการควบคุมการไหลดังกล่าว ผ่านการจำลองเชิงตัวเลขด้วยโปรแกรม OpenFOAM โดยประยุกต์ใช้แบบจำลอง Suzen สำหรับการคำนวณสนามไฟฟ้าและความหนาแน่นประจุจากพลาสมา และใช้วิธี Reynolds-Averaged Navier-Stokes (RANS) ร่วมกับแบบจำลองความปั่นป่วน k-ω SST ในการแก้สมการของไหลในกระบวนการจำลอง ได้พัฒนาและดัดแปลงตัวแก้สมการ (solver) เพื่อให้สามารถคำนวณศักย์ไฟฟ้าและความหนาแน่นประจุในหลายตัวกลางได้อย่างถูกต้อง โดยยืนยันความถูกต้องของ solver ด้วยกรณีศึกษาทางทฤษฎี จากนั้นจำลองการติดตั้งพลาสมาแอคทูเอเตอร์บนทรงกระบอกในตำแหน่ง ±90° แล้วศึกษาผลกระทบที่มีต่อความถี่ (St), สัมประสิทธิ์แรงต้าน (CD) และแรงแนวขวางผันผวน (C’l)ผลการศึกษาแสดงให้เห็นว่า พลาสมาแอคทูเอเตอร์มีประสิทธิภาพในการลดแรงต้านได้สูงสุดถึง 25% และลดแรงแนวขวางผันผวนได้ 8% ที่เลขเรย์โนลด์ต่ำ (6.3×10³) และศักย์ไฟฟ้า 8 kV อย่างไรก็ตาม ประสิทธิภาพลดลงเมื่อเลขเรย์โนลด์เพิ่มขึ้น และแทบไม่ส่งผลกับความถี่ในการสั่นของวอร์เท็กเช็ดดิง (vortex shedding) แสดงให้เห็นว่าพลาสมาแอคทูเอเตอร์เหมาะสำหรับการควบคุมการไหลที่เลขเรย์โนลด์ต่ำ ผลการวิจัยนี้สนับสนุนความเป็นไปได้ของการประยุกต์ใช้พลาสมาแอคทูเอเตอร์ในการควบคุมการไหลรอบโครงสร้างขนาดเล็ก โดยเฉพาะในสภาวะการไหลที่มีเลขเรย์โนลด์ต่ำ

Propulsion Heat Analysis Nuclear Trajectory Optimization (Phantom), Ana Clecia Alves Almeida, Jonathan Davis, Ryan Dippolito

Williams Honors College, Honors Research Projects

Interplanetary Travel requirements necessitate the use of increasingly complex propulsion systems. Nuclear Thermal Propulsion (NTP) is a cutting-edge concept that holds immense potential for the future of space exploration. By utilizing nuclear fission to heat a propellant and generate thrust, NTP offers the potential for unprecedented efficiency, enabling faster interplanetary travel and extended mission capabilities. A nuclear thermal rocket engine is a type of propulsion system that utilizes the heat generated by a nuclear reactor to heat and expel a propellant, typically hydrogen, at high velocities to produce thrust. The engine consists of three main subsystems: the nuclear reactor, the …

Applying X-Ray Fluorescence With Monte Carlo Methods For Analysis Of Surface Defects On Coated Zr4, James Tyler Cahill

Theses and Dissertations

Chromium-coated Zircaloy-4 cladding represents a novel solution for creating nuclear cladding that has passive safety features. This and related developments aimed at improving nuclear safety are broadly categorized as accident-tolerant fuel and cladding. However, implementing this material presents practical challenges such as the vulnerability that cladding has to surface damage such as fretting wear. This research aims to determine if the pre-existing technique of X-ray fluorescence analysis is applicable for detecting these defects on the surface of the cladding. This was done by developing Monte Carlo N-Particle Transport models of a handheld device, the XL-5, alongside experimental measurements using this …

Modeling Of Macroscopic Melt Splashing On Beryllium First Wall Panels Of Fusion Tokamaks Under Off-Normal Events, Cheng Zhang

Theses and Dissertations

Beryllium (Be) is a material which is used as a plasma facing component in tokamak reactors due to its unique properties of high thermal conductivity, low density, and high strength. However, under extreme conditions of high temperature and pressure, Be can melt on the surface of armor tiles and molten droplets can be ejected into the reactor chamber leading to disruption of fusion plasma. The variations of pressure, mass density, velocity, and temperature of Be vapor on the surface of melt layer as well as magnetic field strength and direction can influence the splashing of Be melt and their effects …

Modeling The Radiation Shielding Effectiveness Of Hafnium Diboride Reinforced Epoxy Composites Using Mcnp, Randolph Snook

Theses and Dissertations

This thesis uses MCNP simulations to evaluate the performance of a radiation shielding material consisting of Hafnium Diboride (HfB₂) powder in an epoxy matrix. Comparing the results to previously measured data against both gamma and neutron sources, suitability for other applications can be confirmed. The model simulated the epoxy material with different weight percentages of HfB₂ and thicknesses. It was compared to other shielding materials such as pure epoxy and 5% Borated High Density Polyethylene (HDPE-B). The HfB₂-epoxy composite was tested against a wide energy range gamma spectrum from a ¹⁵²Eu source, and neutrons …

Openfoam Computational Fluid Dynamic Modeling Of Plasma Expansion Into Vacuum, Robert B. Padgett

Theses and Dissertations

Nuclear weapons, and their effects, have been heavily studied with decades of data and information to create simulations and quantify the risks of their use. However, in the modern day, nuclear strikes pose new risks to precision electronics, power systems, and vital infrastructure. As such, simulations of nuclear weapon use are required due to nuclear weapon testing being prohibited. These simulations can incorporate testing practices, such as laboratory lasers, and computer simulation technology, such as OpenFOAM Computational Fluid Dynamics (CFD). The use of OpenFOAM CFD allows testing in an area that has never been tested with nuclear weapons before, specifically …

Fluid Flow And Thermal Performance Investigation Of Twisted Elliptical Tubes For Use In High Prandtl Number Systems, Connor F. Donlan

Theses and Dissertations

The development of clean energy systems is paramount to reducing mankind's climate impact. These clean energy systems include solar, wind, and nuclear power where nuclear power shows a reduced lifetime carbon dioxide footprint per kilowatt hour compared to other sources [102]. Advanced nuclear reactors, fusion energy systems, and concentrated solar power designers are looking at using molten salt heat transfer fluids and improved heat exchanger design to increase power production and efficiency of clean energy systems. The improving heat transfer within the main heat transfer components within advanced nuclear reactors will enable increased efficiencies and power production.

Heat transfer improvements …

การสังเคราะห์ฟิล์มบางซีเซียมไอโอไดด์ด้วยวิธีสปัตเตอร์ สำหรับวัดรังสี, ปริวรรต ลิ่มธนะเมธีกุล

Chulalongkorn University Theses and Dissertations (Chula ETD)

การสังเคราะห์ฟิล์มบางซีเซียมไอโอไดด์ (CsI) ด้วยวิธีสปัตเตอร์ แบบอาร์เอฟแมกนีตรอน ซึ่งการควบคุมกำลังสปัตเตอร์คือปัจจัยหนึ่งที่สำคัญมาก งานวิจัยนี้จึงทดลองหากำลังสปัตเตอร์ที่เหมาะสมในการสังเคราะห์ฟิล์มบางนี้ โดยการปรับเปลี่ยนกำลังสปัตเตอร์ที่ 10, 30 และ 50 วัตต์ และควบคุมเวลาการสังเคราะห์ฟิล์มบางที่ 30 นาที ภายใต้ความดันบรรยากาศก๊าซอาร์กอน 10 มิลลิทอร์ ซึ่งเริ่มต้นใช้ผลึกซีเซียมไอโอไดด์ที่เจือด้วยแคลเซียมเป็นเป้าตั้งต้นในการทดลองหาเงื่อนไขที่เหมาะสม ผลการวิเคราะห์สมบัติทางโครงสร้างผลึกพบว่า ฟิล์มบางที่ได้ในทุกกำลังสปัตเตอร์มีโครงสร้างลูกบาศก์กลางตัว (BCC) โดยที่กำลังสปัตเตอร์ 50 วัตต์ แสดงโครงสร้างความเป็นผลึกที่ดีที่สุด และไม่พบระนาบของฐานรองซิลิกอน ซึ่งฟิล์มบางซีเซียมไอโอไดด์ที่ปลูกได้มีระนาบที่โดดเด่น คือ CsI(110) และ CsI(211) มีค่าคงที่แลตทิช 4.5623 ± 0.0034 Å มีความเครียดอัด -2.1% หนา 200 นาโนเมตร ด้วยอัตราเคลือบฟิล์มที่ 400 นาโนเมตรต่อชั่วโมง ฟิล์มนี้มีคุณสมบัติการเปล่งแสงหลายพีคในช่วง 420 - 470 นาโนเมตร เมื่อกระตุ้นด้วยแสงความยาวคลื่น 200 นาโนเมตร สำหรับการวิเคราะห์คุณสมบัติไฟฟ้าของฟิล์ม พบว่ามีสภาพความต้านทานไฟฟ้า 0.3735 กิโลโอห์มเซนติเมตร และมีความหนาแน่นของประจุพาหะบวก +2.935 x 1015 ต่อลูกบาศก์เซนติเมตร ซึ่งระบุได้ว่าฟิล์มบางที่ทดสอบสังเคราะห์ได้เป็นวัสดุกึ่งตัวนำประเภทพี และฟิล์มที่ปลูกได้โดยใช้เป้าซีเซียมไอโอไดด์สำหรับการสปัตเตอร์ มีโครงสร้างผลึกแบบลูกบาศก์กลางตัวที่มีระนาบที่โดดเด่น คือ CsI(110) และ CsI(211) เช่นกัน มีค่าคงที่แลตทิช 4.5581 ± 0.0058 Å มีความเครียดอัด -2.2% หนา 3 ไมโครเมตร ด้วยอัตราการเคลือบของฟิล์ม 6 ไมโครเมตรต่อชั่วโมง มีคุณสมบัติการเปล่งแสงหลายพีคในช่วง 440 - 550 นาโนเมตร สภาพความต้านทานไฟฟ้า 0.7839 กิโลโอห์มเซนติเมตร และมีความหนาแน่นของประจุพาหะบวก +2.256 x 1012 ต่อลูกบาศก์เซนติเมตร และเมื่อนำฟิล์มซีเซียมไอโอไดด์นี้พัฒนาต่อให้เป็นไดโอดรอยต่อพีเอ็นโดยการเคลือบทองคำชั้นบนสุดของชิ้นงาน และนำมาทดสอบการตอบสนองแสงพบว่า สามารถตรวจวัดให้สัญญาณวัดที่เกิดจากการกระตุ้นด้วยแสงสีน้ำเงิน สีเขียว …

Characterization Of The Acquisition Parameters Of A Submersible Gamma-Ray Computed Tomography System, Zhongmin Jin

Doctoral Dissertations

"The purpose of this work is to study a component of a submersible gamma-ray computed tomography (CT) system used in the non-destructive testing of irradiated nuclear fuels. The first section of this study proposes two acceleration approaches for rapidly modeling a transmission-type gamma-ray tomography system. The first relies on Monte Carlo simulations with a monodirectionally biased source sampled from a sub-volume of the whole source volume. This method estimates the real count rate using analytical correction factors. The second way of acceleration is based on deterministic calculations that use the Beer-Lambert law and detector response characteristics. It shows that both …

Integrated Study Of Heat Transfer And Local Gas Dynamics In A Pebble Bed Very High Temperature Nuclear Reactor Using Advance Measurement Techniques, Muhna N. Alshammari

Doctoral Dissertations

"The aim of this study, pebbles of diameter of 5 cm and a pebble-to-diameter ratio (aspect ratio) of 6 were used. In part I, the local gas velocities were studied at different radial and axial locations in the pebble bed using a sophisticated hot wire anemometry (HWA) technique, which was supported with a novel probe-protector case to protect the fragile probe, allowing the measurements to be taken between the pebbles for the first time. The local gas velocities were found to be significantly higher in the near wall region due to the higher void fractions in the near-wall region, compared …

Validation Of Athlet With Purdue University Multi-Dimensional Integral Test Assembly (Puma) Test, Emin Fatih Ozdem

Masters Theses

"Following the Three Mile Island Unit 2 (TMI-2) disaster, the development of a diagnostic system for emergency situations in a nuclear power plant was identified as an essential research area to strengthen the safety of nuclear power plants. A real-time estimation system of vital safety parameters on the main side of a PWR (Pressurized Water Reactor) facility was investigated since precise post-event scenario estimations are thought to be a crucial component of the diagnostic system. The alarm system of the plant can detect an SB-LOCA (Small Break Loss-Of-Coolant-Accident), but there were a couple of potential long-term transient occurrences. The accident …

Investigating Accident-Tolerant Cladding In A Molten Salt-Cooled Micro-Reactor Using Multi-Physics Analysis And Uncertainty Quantification, Alexander Niles Foutch

Masters Theses

"Renewed interest in nuclear safety has resulted in development of accident-tolerant materials, such as cladding. Although developed for light water reactors, their use in more advanced reactors would save time and development costs for other new materials. This paper performed a Multiphysics investigation into the power profile, thermodynamics, heat transfer, and tensor mechanics of four candidate materials (Haynes 230, Zircaloy-4, FeCrAl, and SiC-SiC), using the highly benchmarked Kilo power design as an example of a high-temperature, highly enriched, sodium-cooled microreactor environment.

From neutronic code MCNP, no significant difference in power profile was found among the four. Using finite element software …

Computational Fluid Dynamics Analysis Of Thermal-Hydraulic Phenomena In Nuclear Reactor Systems, Mehedi Hasan Tusar

Masters Theses

"A computational analysis of thermal-hydraulic processes in nuclear reactor systems is performed, leveraging Computational Fluid Dynamics (CFD) to advance the design and ensure the safety of nuclear reactors. Divided into two primary sections, the initial part examines thermal-hydraulic behavior in the Replacement Research Reactor (RRR) operating at 20 megawatts and evaluates potential enhancements for the Missouri University of Science and Technology Reactor (MSTR) to operate at an increased capacity of 2 megawatts from the existing 0.2 megawatts. Detailed simulations reveal insights into flow characteristics, temperature distributions, and pressure drops, highlighting the effective use of realistic and porous media modeling techniques …

Two-Group Drift-Flux Model For Dispersed Gas-Liquid Flow In Large-Diameter Pipes, Hossein Barati, Takashi Hibiki, Joshua P. Schlegel, Naofumi Tsukamoto

Nuclear Engineering and Radiation Science Faculty Research & Creative Works

Interfacial Heat and Mass Transfer Are Prevalent in Industrial Processes. the Interfacial Transfer Rate Can Be Obtained by the Product of their Fluxes and Interfacial Area Concentration (IAC) Calculated by the Interfacial Area Transport Equation (IATE). Bubbles Show Different Behavior According to their Sizes. Hence, Bubbles Are Classified into Two Groups. Consequently, Two-Group IATE is Required Causing to Use of Two Gas Momentum Equations Leading to More Complexity. the Present Study Suggests a New Reliable Two-Group Drift-Flux Modeling to Reduce the Two Gas Momentum Equations to One Gas Mixture Momentum Equation for Gas-Liquid Flow in Large-Diameter Pipes. the Model is …

Laser Deposition Additive Manufacturing Of Multi-Material And Metal-Ceramic Composite Structures, Manikanta Grandhi

Graduate Theses, Dissertations, and Problem Reports (ETD)

The increasing performance requirements of modern industrial systems, coupled with the imperative for decarbonization, necessitate a fundamental rethinking of metallic component design and manufacturing. Traditional materials, with their inherent limitations in property optimization, susceptibility to degradation, and weight constraints, are proving insufficient. Multi-material joining offers a potential solution, enabling designers to strategically integrate diverse materials with specific, tailored properties into single component. Functionally graded materials (FGMs) and oxide dispersion strengthened (ODS) materials are prime examples of this approach, delivering substantial improvements in wear resistance, thermal regulation, high-temperature resilience, and overall weight efficiency. However, conventional manufacturing approaches further exacerbate the limitations …