Zobrazeno 1 - 10
of 100
pro vyhledávání: '"depletion calculation"'
Publikováno v:
Nuclear Engineering and Technology, Vol 54, Iss 12, Pp 4722-4730 (2022)
This paper introduces a new point depletion-based source term calculation code named BESNA (Bateman Equation Solver for Nuclear Applications), which is aimed to estimate nuclide inventories and source terms from spent nuclear fuels. The BESNA code em
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/fd01dbbbe9dc431fa06ee39280ebd936
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:
Nuclear Engineering and Technology, Vol 54, Iss 7, Pp 2690-2701 (2022)
In this paper, we select important fission products for the estimation of the source term during a severe accident of a PWR. The selection is based on the numerical results obtained from depletion calculations for the typical PWR fuel via the in-hous
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/32ad5dd72d074ff694a9f703ec59cbcf
Autor:
Peter Schillebeeckx, M. Verwerft, P. Romojaro, G. Žerovnik, N. Messaoudi, G. Alaerts, L. Fiorito, K. Govers, J. Paepen, Y. Parthoens, B. Pedersen, A. Stankovskiy, G. Van den Eynde, R. Wynants
Publikováno v:
Frontiers in Energy Research, Vol 11 (2023)
A method to determine the neutron production rate of a spent nuclear fuel segment sample by means of non-destructive assay conducted under standard controlled-area conditions is described and demonstrated. A neutron well counter designed for routine
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/6baf1f31a2914f99b0af33c144dffa92
Publikováno v:
Energies, Vol 16, Iss 21, p 7378 (2023)
To quantify the uncertainties propagating from the fuel depletion calculation to the criticality calculation in the burnup credit system, this paper evaluates the effects of the nuclide concentration uncertainty on the criticality calculation based o
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/500eba58df634a2ba8004f8345cd91a1
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:
Acta Polytechnica CTU Proceedings, Vol 19, Iss 0, Pp 7-13 (2018)
In this work, VVER fuel assembly is calculated using two different codes - Serpent and SCALE. Multiplication factor and several two-group macroscopic parameters including scattering cross-section, fission cross-section, total cross-section and diffus
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/edb456b954bd4182b1c3f094e09aaf11
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.