Zobrazeno 1 - 10
of 80
pro vyhledávání: '"V.H. Sanchez-Espinoza"'
Publikováno v:
Nuclear Engineering and Technology, Vol 53, Iss 9, Pp 2830-2838 (2021)
This work deals with the assessment of the burnup capabilities of the Serpent Monte Carlo code to predict spent nuclear fuel (SNF) isotopic concentrations for low-enriched uranium (LEU) fuel at different burnup levels up to 47 MWd/kgU. The irradiatio
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/f9f8e77eb6f84839ac7e6c98d82a9290
The McSAFER project addresses an expanding interest in Small Modular Reactors (SMRs), in particular the demand for validated computational tools for simulating new key thermal hydraulic phenomena. In the McSAFER project, work package 4 assesses the s
Externí odkaz:
https://explore.openaire.eu/search/publication?articleId=doi_________::ea69dd334d887b46da5e4207e773eb11
In this study, an analysis of a Steam Line Break (SLB) accident for the SMART Reactor is conducted with the main objective of testing and comparing two different couplings: TRACE-PARCS and TRACE-PANTHER. The investigation is performed using these two
Externí odkaz:
https://explore.openaire.eu/search/publication?articleId=doi_________::ed3c708525733b797d3578a68e2bcb58
Akademický článek
Tento výsledek nelze pro nepřihlášené uživatele zobrazit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
Akademický článek
Tento výsledek nelze pro nepřihlášené uživatele zobrazit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
Akademický článek
Tento výsledek nelze pro nepřihlášené uživatele zobrazit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
Publikováno v:
Annals of Nuclear Energy. 184:109703
Externí odkaz:
https://explore.openaire.eu/search/publication?articleId=doi_________::3ec76402d5418e076287e3b5a0983aaa
https://doi.org/10.1016/j.anucene.2023.109703
https://doi.org/10.1016/j.anucene.2023.109703
Publikováno v:
Annals of Nuclear Energy. 134:114-124
Design-basis accidents such as control rod ejection accident (REA) must be evaluated as part of a deterministic safety analysis for any reactor licensing process. In the present work, the behavior of a newly developed boron-free light-water small mod
Externí odkaz:
https://explore.openaire.eu/search/publication?articleId=doi_________::c083f1805e2d77d56820b38b052e78eb
https://doi.org/10.1016/j.anucene.2019.06.009
https://doi.org/10.1016/j.anucene.2019.06.009
Publikováno v:
Annals of Nuclear Energy. 132:70-81
This work presents the safety-related neutronics and thermal-hydraulics features of a reactor core designed to fit into a Small Modular Reactor (SMR) moderated and cooled by light water. The core design process is conducted in an iterative manner to
Externí odkaz:
https://explore.openaire.eu/search/publication?articleId=doi_________::440dfaa237743c0e859ba44bab95d6f2
https://doi.org/10.1016/j.anucene.2019.04.017
https://doi.org/10.1016/j.anucene.2019.04.017
Publikováno v:
Nuclear Engineering and Design. 350:33-42
The Karlsruhe Institute of Technology (KIT) is engaged in safety-relevant investigations of a generic SMART-plant using available public data. Within this work, a boron-free core that fits into the reactor pressure vessel (RPV) of the SMART-plant has
Externí odkaz:
https://explore.openaire.eu/search/publication?articleId=doi_________::0ba9d976849819736cef8f9be6df9923
https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2019.05.002
https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2019.05.002