The Effect of Iron Cross-Section in Thermal Region on Neutron Transport in VVER-1000 Mock-Up In LR-0 Reactor
Identifikátory výsledku
Kód výsledku v IS VaVaI
<a href="https://www.isvavai.cz/riv?ss=detail&h=RIV%2F26722445%3A_____%2F16%3AN0000059" target="_blank" >RIV/26722445:_____/16:N0000059 - isvavai.cz</a>
Nalezeny alternativní kódy
RIV/26722445:_____/17:N0000040
Výsledek na webu
<a href="http://dx.doi.org/10.1115/1.4034568" target="_blank" >http://dx.doi.org/10.1115/1.4034568</a>
DOI - Digital Object Identifier
<a href="http://dx.doi.org/10.1115/1.4034568" target="_blank" >10.1115/1.4034568</a>
Alternativní jazyky
Jazyk výsledku
angličtina
Název v původním jazyce
The Effect of Iron Cross-Section in Thermal Region on Neutron Transport in VVER-1000 Mock-Up In LR-0 Reactor
Popis výsledku v původním jazyce
The iron cross-section description in thermal region influences the thermal neutron flux prediction in steel structural components of reactor, and also in regions adjoining them. In fuel the thermal neutron flux level is proportional to pin power density. This quantity is important criterion reflected in limits and conditions of reactor operation. The new power density evaluation shows notable, well distinguishable discrepancies between calculation realized using CENDL-3.1 nuclear data library and experimentally determined pin power density in boundary row of pins. All experiments were carried out in VVER-1000 transport Mock-UP placed in LR-0 reactor.
Název v anglickém jazyce
The Effect of Iron Cross-Section in Thermal Region on Neutron Transport in VVER-1000 Mock-Up In LR-0 Reactor
Popis výsledku anglicky
The iron cross-section description in thermal region influences the thermal neutron flux prediction in steel structural components of reactor, and also in regions adjoining them. In fuel the thermal neutron flux level is proportional to pin power density. This quantity is important criterion reflected in limits and conditions of reactor operation. The new power density evaluation shows notable, well distinguishable discrepancies between calculation realized using CENDL-3.1 nuclear data library and experimentally determined pin power density in boundary row of pins. All experiments were carried out in VVER-1000 transport Mock-UP placed in LR-0 reactor.
Klasifikace
Druh
J<sub>x</sub> - Nezařazeno - Článek v odborném periodiku (Jimp, Jsc a Jost)
CEP obor
JF - Jaderná energetika
OECD FORD obor
—
Návaznosti výsledku
Projekt
Výsledek vznikl pri realizaci vícero projektů. Více informací v záložce Projekty.
Návaznosti
P - Projekt vyzkumu a vyvoje financovany z verejnych zdroju (s odkazem do CEP)
Ostatní
Rok uplatnění
2016
Kód důvěrnosti údajů
S - Úplné a pravdivé údaje o projektu nepodléhají ochraně podle zvláštních právních předpisů
Údaje specifické pro druh výsledku
Název periodika
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science
ISSN
2332-8983
e-ISSN
—
Svazek periodika
3
Číslo periodika v rámci svazku
1
Stát vydavatele periodika
US - Spojené státy americké
Počet stran výsledku
7
Strana od-do
1-7
Kód UT WoS článku
—
EID výsledku v databázi Scopus
—