Vše

Co hledáte?

Vše
Projekty
Výsledky výzkumu
Subjekty

Rychlé hledání

  • Projekty podpořené TA ČR
  • Významné projekty
  • Projekty s nejvyšší státní podporou
  • Aktuálně běžící projekty

Chytré vyhledávání

  • Takto najdu konkrétní +slovo
  • Takto z výsledků -slovo zcela vynechám
  • “Takto můžu najít celou frázi”

Assessment of Accident-Tolerant Fuel with FeCrAl Cladding Behavior Using MELCOR 2.2 Based on the Results of the QUENCH-19 Experiment

Identifikátory výsledku

  • Kód výsledku v IS VaVaI

    <a href="https://www.isvavai.cz/riv?ss=detail&h=RIV%2F86652052%3A_____%2F23%3AN0000035" target="_blank" >RIV/86652052:_____/23:N0000035 - isvavai.cz</a>

  • Nalezeny alternativní kódy

    RIV/68407700:21340/23:00368829

  • Výsledek na webu

    <a href="https://www.mdpi.com/1996-1073/16/6/2763" target="_blank" >https://www.mdpi.com/1996-1073/16/6/2763</a>

  • DOI - Digital Object Identifier

    <a href="http://dx.doi.org/10.3390/en16062763" target="_blank" >10.3390/en16062763</a>

Alternativní jazyky

  • Jazyk výsledku

    angličtina

  • Název v původním jazyce

    Assessment of Accident-Tolerant Fuel with FeCrAl Cladding Behavior Using MELCOR 2.2 Based on the Results of the QUENCH-19 Experiment

  • Popis výsledku v původním jazyce

    To ensure the applicability of accident-tolerant fuels, their behaviors under various accidental conditions must be assessed. While the dependences of the behavior of single physical parameters can be investigated in single- or separate-effect experiments, and more complex phenomena can be investigated using integral-effect tests, the behavior of an entire system as complex as a nuclear power plant core must be investigated using computer code modeling. One of the most commonly used computer codes for the assessment of severe accidents is MELCOR 2.2. In version 18019, the authors enabled the modeling of the behavior of the nuclear fuel with FeCrAl cladding (namely, alloy B136Y3) for the first time, using the GOX model. The ability of this model to reasonably accurately predict the behavior of FeCrAl cladding in accident conditions with quenching was verified in this work by modeling the QUENCH-19 experiment carried out in the Karlsruhe Institute of Technology on the QUENCH experimental device and by subsequent comparison of the MELCOR calculation results with the experiment. This article proves that the GOX model can be used to evaluate the behavior of FeCrAl cladding and that the results can be considered conservative.

  • Název v anglickém jazyce

    Assessment of Accident-Tolerant Fuel with FeCrAl Cladding Behavior Using MELCOR 2.2 Based on the Results of the QUENCH-19 Experiment

  • Popis výsledku anglicky

    To ensure the applicability of accident-tolerant fuels, their behaviors under various accidental conditions must be assessed. While the dependences of the behavior of single physical parameters can be investigated in single- or separate-effect experiments, and more complex phenomena can be investigated using integral-effect tests, the behavior of an entire system as complex as a nuclear power plant core must be investigated using computer code modeling. One of the most commonly used computer codes for the assessment of severe accidents is MELCOR 2.2. In version 18019, the authors enabled the modeling of the behavior of the nuclear fuel with FeCrAl cladding (namely, alloy B136Y3) for the first time, using the GOX model. The ability of this model to reasonably accurately predict the behavior of FeCrAl cladding in accident conditions with quenching was verified in this work by modeling the QUENCH-19 experiment carried out in the Karlsruhe Institute of Technology on the QUENCH experimental device and by subsequent comparison of the MELCOR calculation results with the experiment. This article proves that the GOX model can be used to evaluate the behavior of FeCrAl cladding and that the results can be considered conservative.

Klasifikace

  • Druh

    J<sub>imp</sub> - Článek v periodiku v databázi Web of Science

  • CEP obor

  • OECD FORD obor

    20305 - Nuclear related engineering; (nuclear physics to be 1.3);

Návaznosti výsledku

  • Projekt

    Výsledek vznikl pri realizaci vícero projektů. Více informací v záložce Projekty.

  • Návaznosti

    I - Institucionalni podpora na dlouhodoby koncepcni rozvoj vyzkumne organizace

Ostatní

  • Rok uplatnění

    2023

  • Kód důvěrnosti údajů

    S - Úplné a pravdivé údaje o projektu nepodléhají ochraně podle zvláštních právních předpisů

Údaje specifické pro druh výsledku

  • Název periodika

    Energies

  • ISSN

    1996-1073

  • e-ISSN

    1996-1073

  • Svazek periodika

    16

  • Číslo periodika v rámci svazku

    6

  • Stát vydavatele periodika

    CH - Švýcarská konfederace

  • Počet stran výsledku

    17

  • Strana od-do

    2763

  • Kód UT WoS článku

    000958644200001

  • EID výsledku v databázi Scopus

    2-s2.0-85152061023