ระบบสารสนเทศแบบบูรณาการของวัฏจักรเชื้อเพลิงนิวเคลียร์
สุรศักดิ์ พงศ์พันธุ์สุข
ทบวงการพลังงานปรมาณูระหว่างประเทศ (International Atomic Energy Agency หรือ IAEA) เป็นหน่วยงานกลางด้านนิวเคลียร์ ที่อยู่ภายใต้องค์การสหประชาชาติ และมีโครงการฐานข้อมูลวัฏจักรเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ ให้บริการชาติสมาชิก โดยแบ่งภารกิจเป็น 2 ส่วน ส่วนแรกคือ การรวบรวมและวิเคราะห์ข้อมูลอย่างต่อเนื่อง เกี่ยวกับกิจกรรมวัฏจักรเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ ที่กำลังดำเนินการอยู่ และที่มีแผนจะดำเนินการทั่วโลก ซึ่งระบบคอมพิวเตอร์ส่วนนี้ มีชื่อว่า ระบบสารสนเทศแบบบูรณาการของวัฏจักรเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ (integrated Nuclear Fuel Cycle Information System หรือ iNFCIS ที่เว็บไซต์ http://www-nfcis.iaea.org/) ประกอบด้วย 3 ฐานข้อมูลหลักคือ ระบบสารสนเทศวัฏจักรเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ (Nuclear Fuel Cycle Information System หรือ NFCIS) การกระจายตัวของแหล่งสะสมยูเรเนียมโลก (World Distribution of Uranium Deposits หรือ UDEPO) และเทคนิคการตรวจสอบหลังฉายรังสี (Post Irradiation Examination Facilities หรือ PIE) และจะมีการขยายฐานข้อมูลอื่นต่อไป ส่วนภารกิจที่ 2 ซึ่งเป็นที่มาของข้อมูลในภารกิจแรกนั้น เรียกว่า การสร้างและพัฒนาระบบการจำลองวัฏจักรเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ (Nuclear Fuel Cycle Simulation System หรือ VISTA)
ระบบสารสนเทศวัฏจักรเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ (NFCIS)
จุดประสงค์ของ NFCIS ก็คือ การระบุสถานประกอบการวัฏจักรเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ที่มีอยู่และที่วางแผนไว้แล้วทั่วโลก และเพื่อบ่งชี้ตัวแปรเสริมของสถานประกอบการเหล่านั้น ทำให้มีภาพรวมทั้งโลกของกิจกรรมในสาขานี้ NFCIS ได้รวมข้อสนเทศทุกขั้นตอนของวัฏจักรเชื้อเพลิง ตลอดจนการผลิตน้ำมวลหนัก และท่อเซอร์คัลลอยของสถานประกอบการ 643 แห่งใน 52 ประเทศ
ตารางด้านล่างนี้แสดงจำนวนของสถานประกอบการที่กำลังดำเนินการ กล่าวคือมีสถานประกอบการวัฏจักรเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ที่กำลังดำเนินการอยู่ 258 แห่งทั่วโลกเมื่อปลายปี ค.ศ. 2003 ฐานข้อมูลยังรวมสถานประกอบการที่เลิกการใช้งาน สำรอง หรืออยู่ในระยะวางแผน นอกจากนี้สถานประกอบการก็ยังรวมไว้ทุกขนาดการทำงาน เช่น ขนาดห้องปฏิบัติการ ขนาดนำร่อง และขนาดพาณิชย์
Type
In Operation
Construction
Awaiting License
Planned
Shutdown
Decomm.
StandBy
Other
Total
Uranium ore processing
37
8
0
3
41
63
13
16
183
U recovery from phosphates
0
1
0
0
2
2
6
4
15
Conversion
28
1
1
2
9
10
1
0
52
Uranium enrichment
18
2
1
0
5
8
2
3
40
Fuel fabrication - U
51
0
0
1
9
25
3
1
91
Fuel fabrication - MOX
8
0
0
2
4
11
2
1
30
AFR wet spent fuel storage
33
0
0
0
1
4
1
0
39
AFR dry spent fuel storage
44
15
1
13
0
0
0
1
75
Spent fuel reprocessing
9
2
0
0
7
29
3
4
54
Zirconium alloy
8
1
0
0
3
1
0
0
13
Zircaloy tubing
15
0
0
0
4
1
0
0
20
Heavy water production
7
0
0
0
2
5
1
2
17
Spent Fuel Conditioning
0
0
0
0
0
0
1
0
1
Total
258
30
3
21
87
159
33
32
630
การกระจายตัวของแหล่งสะสมยูเรเนียม (UDEPO)
UDEPO เป็นฐานข้อมูลแหล่งสะสมยูเรเนียมของโลกจำนวน 848 แหล่งใน 54 ประเทศ ประกอบด้วยรายละเอียดทางธรณีวิทยา ตลอดจนข้อสนเทศทางเทคนิคเกี่ยวกับเหมือง และในกรณีที่มีรายละเอียดกิจกรรมการทำเหมืองและการบดแร่ ก็จะเก็บไว้ในฐานข้อมูลนี้ด้วย
UDEPO เก็บข้อมูลแหล่งสะสมยูเรเนียมที่มีขนาดใหญ่กว่า 500 ตัน และที่มีชั้นคุณภาพสูงกว่าร้อยละ 0.03
Country
Unconformity
SandStone
Hematit Breccia Complex
Quartz-pebble Congl.
Volcanic
Intrusive
Vein
Metasomatic
Other
Total
Algeria
0
1
0
0
0
0
4
0
0
5
Argentina
0
4
0
0
0
0
2
0
1
7
Australia
23
19
7
0
4
4
1
3
11
72
Bolivia
0
1
0
0
0
0
0
0
0
1
Brazil
0
2
0
0
1
0
0
3
4
10
Bulgaria
0
13
0
0
2
0
8
0
0
23
Cameroon
0
1
0
0
0
0
0
0
0
1
Canada
19
1
0
9
3
2
4
0
3
41
Central African Republic
0
0
0
0
0
0
0
0
1
1
Chile
0
0
0
0
0
0
0
0
4
4
China
0
9
0
0
5
2
5
0
4
25
Czech Republic
0
6
0
0
0
0
13
0
1
20
Democratic Rep. of the Congo
0
0
0
0
0
0
3
0
0
3
Denmark
0
0
0
0
0
1
0
0
0
1
Finland
0
2
0
0
0
2
1
0
3
8
France
1
7
0
0
0
0
26
0
3
37
Gabon
0
9
0
0
0
0
0
0
0
9
Germany
0
3
0
0
0
0
11
0
2
16
Hungary
0
1
0
0
0
0
0
0
0
1
India
3
1
0
0
1
0
4
1
2
12
Indonesia
0
0
0
0
0
0
3
0
0
3
Iran, Islamic Republic of
0
0
0
0
0
0
0
1
0
1
Italy
0
0
0
0
2
0
0
0
0
2
Japan
0
2
0
0
0
0
0
0
0
2
Jordan
0
0
0
0
0
0
0
0
4
4
Kazakhstan
0
24
0
0
6
0
27
0
8
65
Korea, Republic of
0
0
0
0
0
0
0
0
1
1
Kyrgyzstan
0
0
0
0
0
0
3
0
1
4
Madagascar
0
2
0
0
0
1
0
0
0
3
Malawi
0
1
0
0
0
0
0
0
0
1
Mexico
0
3
0
0
4
0
0
0
1
8
Mongolia
0
2
0
0
4
0
0
0
0
6
Morocco
0
0
0
0
0
0
0
0
4
4
Namibia
0
1
0
0
0
4
0
0
5
10
Niger
0
20
0
0
0
0
0
0
0
20
Pakistan
0
1
0
0
0
0
0
0
1
2
Peru
0
0
0
0
1
0
1
0
2
4
Poland
0
2
0
0
0
0
2
0
3
7
Portugal
0
0
0
0
0
0
11
0
0
11
Romania
0
8
0
0
1
0
10
0
0
19
Russian Federation
1
21
0
0
15
0
20
9
12
78
Serbia and Montenegro
0
0
0
0
0
0
0
0
7
7
Slovenia
0
1
0
0
0
0
0
0
1
2
Somalia
0
0
0
0
0
0
0
1
1
2
South Africa
0
0
0
17
0
1
0
0
0
18
Spain
0
1
0
0
0
0
4
0
8
13
Sweden
0
0
0
0
0
0
0
2
1
3
Tajikistan
0
0
0
0
0
0
2
0
0
2
Turkey
0
2
0
0
0
0
1
0
2
5
Turkmenistan
0
0
0
0
0
0
1
0
1
2
Ukraine
0
3
0
1
0
3
2
3
9
21
United States of America
0
145
0
0
3
1
5
1
29
184
Uzbekistan
0
24
0
0
1
0
4
0
5
34
Vietnam
0
2
0
0
0
0
0
0
0
2
Zimbabwe
0
1
0
0
0
0
0
0
0
1
Total
47
346
7
27
53
21
178
24
145
848
เทคนิคการตรวจสอบหลังฉายรังสี (PIE)
ฐานข้อมูล PIE พัฒนาโดย IAEA เป็นบริการให้กับประเทศสมาชิกที่สนใจเกี่ยวกับฮอตเซลล์ (hotcell) ทั่วโลก โดยบอกถึงสถานภาพของห้องปฏิบัติการที่ได้ลงทะเบียนไว้ถึงปลายปี ค.ศ. 2002 วิธีใช้ฐานข้อมูลประการหนึ่ง ได้แก่การให้สิ่งจูงใจแก่ห้องปฏิบัติการที่มีเทคนิค PIE อย่างจำกัด ให้ปรับปรุงสมรรถนะขึ้นได้
ด้านล่างเป็นตัวอย่างการใช้ เช่น เมื่อต้องการทราบว่าประเทศอินโดนีเซีย มีการใช้เทคนิคการวิเคราะห์ความผิดปกติของหอกลั่นน้ำมัน ด้วยการสแกนด้วยรังสีแกมมาหรือไม่ ก็เลือกที่ช่อง Technique ว่า Gamma Scanning และเลือกชื่อประเทศ Indonesia ที่ช่อง Country เมื่อ คลิก ที่ Go ก็จะได้คำตอบว่าไม่มี หรือ There is no facility in selected criteria!
Technique
Country
Documents
Any
aaaaaa -
Alpha-Beta Autoradiography - DE
Assembly Length Measurement - NDE
Auger Spectroscopy - DE
Autoclaves - DE
bbb - NDE
bbbb -
Beta-Gamma Autoradiography - DE
Burnup - DE
Calorimetry - DE
CCC - NDE
Charpy Testing - DE
Clad Carbon Analysis - DE
Clad Chemical Composition - DE
Clad Creep Testing - DE
Clad Fatigue Testing - DE
Clad Oxide Properties - DE
Clad thermal Composition - DE
Clad-fuel Gap - NDE
Corrosion Testing - In-pile - DE
Corrosion Testing - Zirconium - DE
Corrosion Testing -Steel - DE
Crack Propagation Test - DE
Creep Testing - DE
Density - DE
Dilatometry - DE
Dimensions of Fuel Assembly - NDE
Eddy Current Testing - NDE
Electric Resistance - DE
Element analysis (EDAX or WDAX) - DE
EPMA - DE
FEGSTEM - DE
Fission Gas Diffusivity - DE
Fracture Mechanic Testing - DE
Fuel Assembly Shroud Length - ...
Fuel Assembly Shroud Length - NDE
Fuel Assembly Top Nozzle Spring's Parameters - NDE
Fuel rod volume - NDE
Gamma Activity measurements - NDE
Gamma Scanning - NDE
Gas Analysis in Metals - DE
Guide Channel Diameter - NDE
Hardness Testing - DE
Heat treatments with on-line gas analysis - DE
Helium Analysis - DE
Hydrogen Analysis - DE
ICP Atomic Emission Spectroscopy-DE - DE
ICP Optical Emission Spectrometry - DE
Image Analysis - DE
Impedance spectroscopy - DE
Inner Clad Inspection - DE
Leak Test Uniaxial Constant Load Test (UCL) - DE
Leak Testing - NDE
Length and Diameter - NDE
Long Term Creep Testing - DE
LS - Luminescence Spectroscopy - DE - DE
Melting Point - DE
Micro Gamma Scanning - NDE
Micro Hardness Testing - DE
Micro-Coring - DE
Mossbauer Spectroscopy - DE
Neutron Radiography - NDE
Non-destructive Gas Release - NDE
Numerical Macroscope - DE
O to M Ratio - DE
On-line Gas Analysis - NDE
ooo - NDE
Open Porosity - DE
Optical Microscopy - DE
Other Mechanical Testing - DE
Oxidation Furnace - DE
Oxide Thickness - NDE
Oxide Thickness CANDU - NDE
Raman Spectroscopy - DE
Rapid heat transient test - DE
Refabrication and Instrument - DE
Retained Gas Measurement - DE
Rod Length Measurement - NDE
Rod Puncture - NDE
SEM - DE
SIMS - DE
Slow Strain Rate Tensile Test (SSRT) - DE
Small Punch Test - DE
Spacer Grid Geometrical Parameters - NDE
Specific Heat - DE
Technique1 - DE
Technique2 - NDE
TEM - DE
Tensile Testing - DE
Thermal Conductivity - DE
Thermal Conductivity of Zircaloy Oxide - DE
Thermal Diffusivity - DE
Thermoelectric Power Measurement - DE
Tube Burst Testing - DE
Ultra Micro Hardness Testing - DE
Ultrasonic testing - NDE
uuu - NDE
Visual Examination - NDE
Weighing - NDE
WWW - NDE
X-Radiography - NDE
X-ray Diffraction - DE
X-ray Fluorescence - DE
XPS - DE
Youngs Modulus - DE
All
Argentina
Belgium
Brazil
Canada
France
Germany
India
Indonesia
Japan
Korea, Republic of
Netherlands
Norway
Romania
Russian Federation
Sweden
Switzerland
Ukraine
United Kingdom
Name contains:
Go
There is no facility in selected criteria!
อีกตัวอย่างหนึ่ง สมมุติว่าอยากทราบว่า มีประเทศใดในโลกที่มีการใช้เทคนิคการถ่ายภาพรังสีด้วยนิวตรอนบ้าง ก็เลือกที่ช่อง Technique ว่า Neutron Radiography และเลือก All ที่ช่อง Country เมื่อ คลิก ที่ Go ก็จะได้ตารางคำตอบว่ามีใน 7 ประเทศ ที่สถานประกอบการชื่อใดในประเทศนั้น เช่น ประเทศเบลเยียมมีการใช้เทคนิคการตรวจสอบหลังฉายรังสีแบบที่ต้องทำลาย ตัวอย่างที่ทดสอบ (DE หรือ destructive) จำนวน 20 รายการ และแบบที่ไม่ต้องทำลายตัวอย่างที่ทดสอบ (NDE หรือ non-destructive) อีก 10 รายการซึ่งรวมการถ่ายภาพรังสีด้วยนิวตรอนไว้ด้วย
Technique
Country
Documents
Any
aaaaaa -
Alpha-Beta Autoradiography - DE
Assembly Length Measurement - NDE
Auger Spectroscopy - DE
Autoclaves - DE
bbb - NDE
bbbb -
Beta-Gamma Autoradiography - DE
Burnup - DE
Calorimetry - DE
CCC - NDE
Charpy Testing - DE
Clad Carbon Analysis - DE
Clad Chemical Composition - DE
Clad Creep Testing - DE
Clad Fatigue Testing - DE
Clad Oxide Properties - DE
Clad thermal Composition - DE
Clad-fuel Gap - NDE
Corrosion Testing - In-pile - DE
Corrosion Testing - Zirconium - DE
Corrosion Testing -Steel - DE
Crack Propagation Test - DE
Creep Testing - DE
Density - DE
Dilatometry - DE
Dimensions of Fuel Assembly - NDE
Eddy Current Testing - NDE
Electric Resistance - DE
Element analysis (EDAX or WDAX) - DE
EPMA - DE
FEGSTEM - DE
Fission Gas Diffusivity - DE
Fracture Mechanic Testing - DE
Fuel Assembly Shroud Length - ...
Fuel Assembly Shroud Length - NDE
Fuel Assembly Top Nozzle Spring's Parameters - NDE
Fuel rod volume - NDE
Gamma Activity measurements - NDE
Gamma Scanning - NDE
Gas Analysis in Metals - DE
Guide Channel Diameter - NDE
Hardness Testing - DE
Heat treatments with on-line gas analysis - DE
Helium Analysis - DE
Hydrogen Analysis - DE
ICP Atomic Emission Spectroscopy-DE - DE
ICP Optical Emission Spectrometry - DE
Image Analysis - DE
Impedance spectroscopy - DE
Inner Clad Inspection - DE
Leak Test Uniaxial Constant Load Test (UCL) - DE
Leak Testing - NDE
Length and Diameter - NDE
Long Term Creep Testing - DE
LS - Luminescence Spectroscopy - DE - DE
Melting Point - DE
Micro Gamma Scanning - NDE
Micro Hardness Testing - DE
Micro-Coring - DE
Mossbauer Spectroscopy - DE
Neutron Radiography - NDE
Non-destructive Gas Release - NDE
Numerical Macroscope - DE
O to M Ratio - DE
On-line Gas Analysis - NDE
ooo - NDE
Open Porosity - DE
Optical Microscopy - DE
Other Mechanical Testing - DE
Oxidation Furnace - DE
Oxide Thickness - NDE
Oxide Thickness CANDU - NDE
Raman Spectroscopy - DE
Rapid heat transient test - DE
Refabrication and Instrument - DE
Retained Gas Measurement - DE
Rod Length Measurement - NDE
Rod Puncture - NDE
SEM - DE
SIMS - DE
Slow Strain Rate Tensile Test (SSRT) - DE
Small Punch Test - DE
Spacer Grid Geometrical Parameters - NDE
Specific Heat - DE
Technique1 - DE
Technique2 - NDE
TEM - DE
Tensile Testing - DE
Thermal Conductivity - DE
Thermal Conductivity of Zircaloy Oxide - DE
Thermal Diffusivity - DE
Thermoelectric Power Measurement - DE
Tube Burst Testing - DE
Ultra Micro Hardness Testing - DE
Ultrasonic testing - NDE
uuu - NDE
Visual Examination - NDE
Weighing - NDE
WWW - NDE
X-Radiography - NDE
X-ray Diffraction - DE
X-ray Fluorescence - DE
XPS - DE
Youngs Modulus - DE
All
Argentina
Belgium
Brazil
Canada
France
Germany
India
Indonesia
Japan
Korea, Republic of
Netherlands
Norway
Romania
Russian Federation
Sweden
Switzerland
Ukraine
United Kingdom
Name contains:
Go
Total 7 records found in 1 pages. 1
Facility Name
Country
#-of-DE Techniques
#-of-NDE Techniques
LHMA - Laboratory for High and Medium Activity - SCK-CEN, Belgium
Belgium
20
10
LECI - Laboratoire d'Etudes des Combustibles Irradi?s
France
24
9
Bhabha Atomic Research Centre - PIE Division
India
16
9
Indira Gandhi Centre for Atomic Research-Radiometallurgy Hot Cells
India
6
9
IFE, Nuclear Safety and Reliability, Nuclear Materials Technology Dep.
Norway
12
7
Studsvik Nuclear - HCL/ACL
Sweden
13
9
Paul Scherrer Institut - Hot Laboratory
Switzerland
8
7
ระบบการจำลองวัฏจักรเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ (VISTA)
VISTA ได้รับการพัฒนาสำหรับคำนวณความต้องการบริการเสริมสมรรถนะและยูเรเนียมธรรมชาติ รวมทั้งข้อสนเทศอื่นที่เกี่ยวกับวัฏจักรเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ส่วนหลัง (back-end of the nuclear fuel cycle) VISTA เป็นเครื่องมือที่ใช้สถานการณ์สมมุติเป็นพื้นฐาน (scenario based) ใช้สำหรับทำประมาณการวัฏจักรเชื้อเพลิงนิวเคลียร์แบบปิด (closed fuel cycle) กล่าวคือ นำเอาวัสดุเชื้อเพลิงจากการแปรสภาพเชื้อเพลิงใช้แล้วมาพิจารณาด้วย
VISTA ช่วยตรวจสอบแนวโน้มวัฏจักรเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ด้วยวิธีวิเคราะห์เชิงตัวเลข (analytical-numerical method) ระบบการจำลองวัฏจักรเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ทำให้การตรวจสอบทำได้อย่างเหมาะสม จะได้ผลลัพธ์ครบชุดทุกลักษณะของวัฏจักรเชื้อเพลิงสำหรับสถานการณ์ที่กำลังตรวจสอบอยู่ โดยด้านล่างนี้เป็นการกรอกข้อมูลสมสุติฐานต่าง ๆ ที่ใช้ในการคำนวณ ซึ่งเป็นของเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แบบน้ำมวลเบา (light water reactor หรือ LWR) ในสถานการณ์วัฏจักรเชื้อเพลิงนิวเคลียร์แบบผ่านตลอด (once through scenario หรือ OT หรือเรียกอีกอย่างว่า open fuel cycle ซึ่งเชื้อเพลิงจะถูกใช้เพียงครั้งเดียว) และสมมุติว่า ในอนาคตจะมีการแปรสภาพเชื้อเพลิงใช้แล้วของ LWR (คือราวร้อยละ 33) กับ สมมุติว่าในอนาคตจะมีการแปรสภาพเชื้อเพลิงใช้แล้วของ LWR จากระดับปัจจุบันได้เพิ่มขึ้นจนถึงร้อยละ 50 ภายในระยะเวลา 5 ปี และทุกสถานการณ์สมมุติจะใช้อัตราคงที่ของการผลิตเชื้อเพลิงออกไซด์ผสม (mixed oxide หรือ MOX) ในปัจจุบันไปจนถึงปี ค.ศ. 2020
VISTA Equilibrium Core Annual Material Flow Calculation
Fuel Cycle Option
Once Through
UOX + MOX in LWR
Click to see the fuel cycle diagram.
Reactor
Reactor Type
PWR
BWR
WWER
Fuel Type 1
UOX
-
-
Fuel Type 2
MOX-C
Scenario Parameters (Default numbers are typical values for the selected option)
Nuclear Power (MWe)
Load Factor (%)
Thermal Efficiency (%)
Tails assay from enrichment (%)
Fuel Parameters (Default numbers are typical values for the selected option)
Fuel Type 1
Fuel Type 2 (share %)
Mine Grade (% U)
Enrichment (%)
Total Pu Content(%)
Burnup (GWD/t)
Burnup (GWD/t)
Reprocessing ratio (%)
Reprocessing ratio (%)
Cooling Time before Reprocessing (y)
Cooling Time before Reprocessing (y)
Rep U Use
No
Yes
Uranium Source
DepU
NatU
RepU
ซึ่งเมื่อ คลิก ที่ Calculate แล้วจะได้ผลลัพธ์ดังที่แสดงไว้ต่อไปนี้
ในการเปรียบเทียบผลการคำนวณ พลูโทเนียมที่สกัดได้กับค่าจริงที่ประเทศสมาชิกแจ้งไว้ พบว่า VISTA คำนวณได้สูงกว่าค่าจริง ส่วนหนึ่งคงเนื่องมาจากโครงสร้างของโปรแกรมเอง (โดยเฉพาะการตั้งสมมุติฐานว่าการสูญเสียในกระบวนการแปรสภาพเชื้อเพลิงใช้แล้วเท่ากับ 0) อีกประการหนึ่งคือ ความแม่นของตารางองค์ประกอบเชื้อเพลิงใช้แล้ว ซึ่งขึ้นกับสมาชิกแจ้งมา (VISTA ใช้เป็นค่าเฉลี่ยสำหรับเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์แต่ละแบบ)
โดยรวมแล้ว ผลลัพธ์ที่ได้แสดงถึงความสามารถของ VISTA ในการตรวจสอบแนวโน้มของการใช้เชื้อเพลิง MOX ในอนาคต ตลอดจนผลกระทบของการใช้สต็อกพลูโทเนียมที่ภาคพลเรือนสกัดได้ โดยมีผลลัพธ์ตรงกับที่ประมาณการไว้ก่อนหน้านี้และสอดคล้องกับสถานการณ์จริงของโลก
อนึ่ง ล่าสุด IAEA กำลังอยู่ระหว่างรวบรวมข้อมูลสมบัติของธาตุแอกทิไนด์อื่นที่มีส่วนร่วมในวัฏจักรเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ (The Minor Actinide Property Database หรือ MADB) ให้สมาชิกนำไปใช้ได้อีกด้วย
จาก NUCLEAR FUEL CYCLE AND MATERIALS จัดพิมพ์โดย IAEA
