Kinh doanh - Marketing
Kinh tế quản lý
Biểu mẫu - Văn bản
Tài chính - Ngân hàng
Công nghệ thông tin
Tiếng anh ngoại ngữ
Kĩ thuật công nghệ
Khoa học tự nhiên
Khoa học xã hội
Văn hóa nghệ thuật
Sức khỏe - Y tế
Văn bản luật
Nông Lâm Ngư
Kỹ năng mềm
Luận văn - Báo cáo
Giải trí - Thư giãn
Tài liệu phổ thông
Văn mẫu
Giới thiệu
Đăng ký
Đăng nhập
Tìm
Danh mục
Kinh doanh - Marketing
Kinh tế quản lý
Biểu mẫu - Văn bản
Tài chính - Ngân hàng
Công nghệ thông tin
Tiếng anh ngoại ngữ
Kĩ thuật công nghệ
Khoa học tự nhiên
Khoa học xã hội
Văn hóa nghệ thuật
Y tế sức khỏe
Văn bản luật
Nông lâm ngư
Kĩ năng mềm
Luận văn - Báo cáo
Giải trí - Thư giãn
Tài liệu phổ thông
Văn mẫu
Thông tin
Điều khoản sử dụng
Quy định bảo mật
Quy chế hoạt động
Chính sách bản quyền
Giới thiệu
Đăng ký
Đăng nhập
0
Trang chủ
Kỹ Thuật - Công Nghệ
Cơ khí - Chế tạo máy
Nuclear Power System Simulations and Operation Part 4
Đang chuẩn bị liên kết để tải về tài liệu:
Nuclear Power System Simulations and Operation Part 4
Nhã Uyên
42
15
pdf
Đang chuẩn bị nút TẢI XUỐNG, xin hãy chờ
Tải xuống
Tham khảo tài liệu 'nuclear power system simulations and operation part 4', kỹ thuật - công nghệ, cơ khí - chế tạo máy phục vụ nhu cầu học tập, nghiên cứu và làm việc hiệu quả | 34 Nuclear Power - System Simulations and Operation Future woks will simulate the IPR-R1 employing other method to flux calculate. The information about neutron flux predicted by MNCP5 and MCNPX 2.6.0 can improve NAA where the sample activity can be estimated knowing neutron flux. Furthermore these codes can characterize the neutron flux in other parts of the reactor where experimental measuring is difficult to be obtained. Position RSR Previous Studies Present Study Experimental Value Model 1 MCNP 4B Model 2 MCNP5 Model 3 MCNPX Value Error Value Error Value Error 1 6.69 6.77 1.18 6.11 8.67 7.14 6.30 3 6.55 6.65 1.50 6.60 0.76 6.50 0.76 7 6.35 6.67 4.80 5.79 8.82 6.32 0.47 10 5.99 6.90 13.19 6.44 6.99 6.24 4.01 24 6.94 6.98 0.57 6.33 8.79 6.97 0.43 25 6.45 6.86 5.98 6.91 6.66 6.54 1.38 29 7.32 6.86 6.28 6.57 10.25 6.77 7.51 34 7.30 6.73 7.81 5.90 19.18 5.77 20.96 35 7.18 6.72 6.41 7.00 2.51 6.29 12.40 38 6.58 6.80 3.24 5.76 12.46 5.58 15.20 40 6.16 6.73 8.47 5.91 4.06 6.51 5.38 Table A2. Thermal neutron flux x 1011 n cm-2s-1 ANNEX B. Example of RELAP5 code application to IPR-R1 research reactor BI. Introduction The RELAP5 system code was developed to simulate transient scenarios in power reactors such as PWR and BWR but recent works have been performed to investigate the applicability of the code to research reactors operating conditions with good results. Specifically the TRIGA reactors are constructed in a variety of configurations and capabilities with steady-state power levels ranging from 20 kilowatts to 16 megawatts offering true inherent safety . TRIGA is a pool-type reactor that can be installed without a containment building being designed for use by scientific institutions and universities for purposes such as graduate education private commercial research non-destructive testing and isotope production. In the present work the IPR-R1 TRIGA reactor Mark-I model installed in Brazil in operation since 1960 has been modeled for RELAP5 code with the aim of to
TÀI LIỆU LIÊN QUAN
Nuclear Power System Simulations and Operation Part 1
Nuclear Power System Simulations and Operation Part 2
Nuclear Power System Simulations and Operation Part 3
Nuclear Power System Simulations and Operation Part 4
Nuclear Power System Simulations and Operation Part 5
Nuclear Power System Simulations and Operation Part 7
Nuclear Power System Simulations and Operation Part 8
Nuclear Power System Simulations and Operation Part 9
Nuclear Power System Simulations and Operation Part 11
Nuclear Power System Simulations and Operation Part 12
crossorigin="anonymous">
Đã phát hiện trình chặn quảng cáo AdBlock
Trang web này phụ thuộc vào doanh thu từ số lần hiển thị quảng cáo để tồn tại. Vui lòng tắt trình chặn quảng cáo của bạn hoặc tạm dừng tính năng chặn quảng cáo cho trang web này.