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
Năng lượng
Neutronics analysis of TRIGA Mark II research reactor
tailieunhanh - Neutronics analysis of TRIGA Mark II research reactor
This article presents clean core criticality calculations and control rod worth calculations for TRIGA (Training, Research, Isotope production-General Atomics) Mark II research reactor benchmark cores using Winfrith Improved Multi-group Scheme-D/4 (WIMS-D/4) and Program for Reactor In-core Analysis using Diffusion Equation (PRIDE) codes. Cores 133 and 134 were analyzed in 2-D (r, q) and 3-D (r, q, z), using WIMS-D/4 and PRIDE codes. | Nuclear Engineering and Technology 50 2018 35 42 Contents lists available at ScienceDirect Nuclear Engineering and Technology journal homepage locate net Original Article Neutronics analysis of TRIGA Mark II research reactor Haseebur Rehman a Siraj-ul-Islam Ahmad b a Department of Nuclear Engineering PIEAS Nilore Islamabad Pakistan b Research in Modeling and Simulation RIMS Group Department of Physics CIIT Park Road Islamabad Pakistan Check for updates ARTICLE INFO ABSTRACT Article history Received 9 March 2017 Received in revised form 27 September 2017 Accepted 16 November 2017 Available online 8 December 2017 Keywords Control rod worth Criticality calculations ENDF B-Vi endf b-vii Program for Reactor In-core Analysis using Diffusion Equation TRIGA reactor Winfrith Improved Multi-group Scheme-D 4 This article presents clean core criticality calculations and control rod worth calculations for TRIGA Training Research Isotope production-General Atomics Mark II research reactor benchmark cores using Winfrith Improved Multi-group Scheme-D 4 WIMS-D 4 and Program for Reactor In-core Analysis using Diffusion Equation PRIDE codes. Cores 133 and 134 were analyzed in 2-D r 9 and 3-D r 9 z using WIMS-D 4 and PRIDE codes. Moreover the influence of cross-section data was also studied using various libraries based on Evaluated Nuclear Data File ENDF and Joint Evaluated Fission and Fusion File Japanese Evaluated Nuclear Data Library and Joint Evaluated File nuclear data. The simulation results showed that the multiplication factor calculated for all these data libraries is within 1 of the experimental results. The reactivity worth of the control rods of core 134 was also calculated with different homogenization approaches. A comparison was made with experimental and reported Monte Carlo results and it was found that using proper homogenization of absorber regions and surrounding fuel regions the .
Hiếu Dụng
58
8
pdf
Báo lỗi
Trùng lắp nội dung
Văn hóa đồi trụy
Phản động
Bản quyền
File lỗi
Khác
Upload
Tải xuống
đang nạp các trang xem trước
Bấm vào đây để xem trước nội dung
Tải xuống
TÀI LIỆU LIÊN QUAN
Integral nuclear data validation using experimental spent nuclear fuel compositions
8
121
0
Nuclear reactor vessel water level prediction during severe accidents using deep neural networks
8
103
0
Special issue on the International Symposium on Future Instrumentation and Control for Nuclear Power Plants (ISOFIC2017)
1
100
0
Parameter identifiability of Boolean networks with application to fault diagnosis of nuclear plants
7
108
0
Radioactive effluents released from Korean nuclear power plants and the resulting radiation doses to members of the public
6
112
0
Study on the recycling of nuclear graphite after micro-oxidation
7
118
0
Statistical model for forecasting uranium prices to estimate the nuclear fuel cycle cost
8
102
0
Distinct properties of tungsten austenitic stainless alloy as a potential nuclear engineering material
8
99
0
A review of research and development of supercritical carbon dioxide Brayton cycle technology in nuclear engineering applications
23
1
1
Seismic fragility evaluation of the base-isolated nuclear power plant piping system using the failure criterion based on stress-strain
12
114
0
TÀI LIỆU XEM NHIỀU
Một Case Về Hematology (1)
8
461913
55
Giới thiệu :Lập trình mã nguồn mở
14
22862
64
Tiểu luận: Tư tưởng Hồ Chí Minh về xây dựng nhà nước trong sạch vững mạnh
13
10950
531
Câu hỏi và đáp án bài tập tình huống Quản trị học
14
10136
449
Phân tích và làm rõ ý kiến sau: “Bài thơ Tự tình II vừa nói lên bi kịch duyên phận vừa cho thấy khát vọng sống, khát vọng hạnh phúc của Hồ Xuân Hương”
3
9555
104
Ebook Facts and Figures – Basic reading practice: Phần 1 – Đặng Tuấn Anh (Dịch)
249
8330
1127
Tiểu luận: Nội dung tư tưởng Hồ Chí Minh về đạo đức
16
8268
423
Mẫu đơn thông tin ứng viên ngân hàng VIB
8
7881
2224
Đề tài: Dự án kinh doanh thời trang quần áo nữ
17
6760
253
Giáo trình Tư tưởng Hồ Chí Minh - Mạch Quang Thắng (Dành cho bậc ĐH - Không chuyên ngành Lý luận chính trị)
152
5940
1434
TỪ KHÓA LIÊN QUAN
Năng lượng
Nuclear engineering and technology
Neutronics analysis of TRIGA Mark II research reactor
TRIGA Mark II research reactor
Isotope production General Atomics
Reactor In core Analysis
Winfrith Improved Multi group
Integral nuclear data validation
Experimental spent nuclear fuel compositions
Economic Co operation and Development
Nuclear Energy Agency
Nuclear Criticality Safety
Expanded spent fuel isotopic compositions
Nuclear reactor vessel water level prediction during severe accidents
Deep neural networks
Nuclear power plants
Maintain nuclear reactor integrity
Special issue on the International Symposium
Future Instrumentation and Control for Nuclear Power Plants
The Nuclear Engineering and Technolog
Parameter identifiability of Boolean networks
Application to fault diagnosis of nuclear plants
Fault diagnosis of nuclear plants
Nuclear Heating Reactor
Sensor selection strategy
Radioactive effluents released from Korean nuclear power plants
The resulting radiation doses to members of the public
Korean nuclear power plants
Nuclear power plant
The recycling of nuclear graphite after micro oxidation
Nuclear graphite after micro oxidation
Whether ground micro oxidation graphite
The oxidized graphite particles
The recycling of nuclear graphite
Statistical model for forecasting uranium prices
Estimate the nuclear fuel cycle cost
Nuclear Fuel Cycle Cost
Nuclear fuel cycle cost calculation
The statistical autoregressive integrated moving average
Distinct properties of tungsten austenitic stainless alloy
Potential nuclear engineering material
Interchanging the molybdenum in standard SS316 by tungsten
Gamma and neutron shielding Interchanging the molybdenum
Nuclear engineering and design
Brayton cycle
Supercritical carbon dioxide
Nuclear engineering
Safety analysis
Control strategy
Seismic fragility evaluation
The base isolated nuclear power plant piping system
The failure criterion based on stress strain
Nuclear power plant piping system
Seismic fragility analysis
BNL NRC benchmark model
Feasibility study on photo production
99mTc with the nuclear resonance fluorescence
The nuclear resonance fluorescence
High intensity laser Compton scattering
Improved PCA method
Sensor fault detection and isolation in a nuclear power plant
Sensor fault detection and isolation
Influences of heating processes on properties
Microstructure of porous CeO2 beads
Surrogate for nuclear fuels fabricated
Microfluidic sol gel process
The ceramic nuclear fuel particles
Sensitivity analysis of thermal hydraulic parameters
The corrosion intensity in nuclear power plant steam generators
Nuclear power plant steam generators
The failure of steam generators
The heat exchangers
Architectural model driven dependability analysis
Computer based safety system in nuclear power plant
Safety system in nuclear power plant
Embedded Real Time Safety Systems
Mitigation of high energy arcing faults
Nuclear power plant medium voltage switchgear
High energy arcing fault
Ultra high performance fiber reinforced concrete nuclear waste container
High level waste
Ultra high performance fiber reinforced concrete material
The dry storage container
Canadian Nuclear facilities
Real time estimation of break sizes during LOCA
Nuclear power plants using NARX neural network
Nonlinear autoregressive with exogenous inputs
Loss of coolant accidents
Nordic research and development cooperation
Strengthen nuclear reactor safety after the Fukushima accident
The Fukushima accident
Nordic Nuclear Safety Research
Seismic response characteristics
Isolated AP1000 nuclear shield building subjected
Beyond design basis earthquake shaking
Beyond Design Basis Earthquake
Nuclear Shield Building
Uncertainty analysis of containment dose rate
Containment dose rate for core damage assessment
Containment Radiation Monitor
Core Damage Assessment
An evaluation method for nuclear fuel debrisefiltering performance
Nuclear fuel debrisefiltering performance
Comprehensive Debris Filtering Efficiency
Debris Filtering Performance
Debris Induced Failure
Development of earthquake instrumentation for shutdown
Restart criteria of the nuclear power plant
Multivariable decision making process
The nuclear power plant
Development of an information reference system
Reconstruction models of nuclear power plants
Work site reconstruction models
Six nuclear power plant workers
Nondestructive inspection of spent nuclear fuel storage canisters
Shear horizontal guided waves
Spent nuclear fuel storage canisters
The cask protecting the canister
Geometric constrains inside
TÀI LIỆU MỚI ĐĂNG
Trading Strategies Profit Making Techniques For Stock_8
23
180
1
10-05-2024
Anh văn bằng C-124
8
185
0
10-05-2024
Đóng mới oto 8 chỗ ngồi part 9
10
123
0
10-05-2024
Báo cáo tốt nghiệp: Vận hành và bảo dưỡng trong MPLS
92
147
3
10-05-2024
Data Structures and Algorithms - Chapter 8: Heaps
41
125
0
10-05-2024
Báo cáo nghiên cứu nông nghiệp " Field control of pest fruit flies in Vietnam "
14
120
0
10-05-2024
ĐỀ THI THỬ ĐẠI HỌC 2009 – THPT ĐÔNG SƠN 1 – LẦN 2 – MÔN TOÁN
8
102
0
10-05-2024
Điều bạn cần làm để giữ chặt tình yêu
5
111
0
10-05-2024
BÀI GIẢNG Biến Đổi Năng Lượng Điện Cơ - TS. Hồ Phạm Huy
137
102
0
10-05-2024
Giáo trình báo chí điều tra part 4
44
102
0
10-05-2024
TÀI LIỆU HOT
Mẫu đơn thông tin ứng viên ngân hàng VIB
8
7881
2224
Giáo trình Tư tưởng Hồ Chí Minh - Mạch Quang Thắng (Dành cho bậc ĐH - Không chuyên ngành Lý luận chính trị)
152
5940
1434
Ebook Chào con ba mẹ đã sẵn sàng
112
3779
1247
Ebook Tuyển tập đề bài và bài văn nghị luận xã hội: Phần 1
62
5372
1137
Ebook Facts and Figures – Basic reading practice: Phần 1 – Đặng Tuấn Anh (Dịch)
249
8330
1127
Giáo trình Văn hóa kinh doanh - PGS.TS. Dương Thị Liễu
561
3531
651
Tiểu luận: Tư tưởng Hồ Chí Minh về xây dựng nhà nước trong sạch vững mạnh
13
10950
531
Giáo trình Sinh lí học trẻ em: Phần 1 - TS Lê Thanh Vân
122
3719
525
Giáo trình Pháp luật đại cương: Phần 1 - NXB ĐH Sư Phạm
274
4130
522
Bài tập nhóm quản lý dự án: Dự án xây dựng quán cafe
35
4156
481
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.