Computation on Fuel Particle Size Capable of Being Regarded as Homogeneous in Nuclear Criticality Safety Analysis

نویسندگان
چکیده

برای دانلود رایگان متن کامل این مقاله و بیش از 32 میلیون مقاله دیگر ابتدا ثبت نام کنید

اگر عضو سایت هستید لطفا وارد حساب کاربری خود شوید

منابع مشابه

Analysis of Changes on Mean Particle Size in a Fluidized Bed using Vibration Signature

Vibration signals were measured in a lab-scale fluidized bed to investigate the changes in particle sizes. Experiments were carried out in the bed with a different mass fraction of coarser particles at different superficial gas velocities, and probe heights. The S-statistic test evaluates the dimensionless squared distance between two attractors reconstructed from time series of vibration signa...

متن کامل

the effect analysis of proficiency on language - switching in iranian efl learners writing

abstract in a protocol analysis of second language writing from 20 adult english as a foreign language (efl) iranian students, this research observed how language-switching (l-s), i.e., first language use in l2 writing, was affected by l2 proficiency. switching interactively between first (l1) and second (l2) languages has been recognized as one of the salient characteristics of l2 writing....

15 صفحه اول

analysis of power in the network society

اندیشمندان و صاحب نظران علوم اجتماعی بر این باورند که مرحله تازه ای در تاریخ جوامع بشری اغاز شده است. ویژگیهای این جامعه نو را می توان پدیده هایی از جمله اقتصاد اطلاعاتی جهانی ، هندسه متغیر شبکه ای، فرهنگ مجاز واقعی ، توسعه حیرت انگیز فناوری های دیجیتال، خدمات پیوسته و نیز فشردگی زمان و مکان برشمرد. از سوی دیگر قدرت به عنوان موضوع اصلی علم سیاست جایگاه مهمی در روابط انسانی دارد، قدرت و بازتولید...

15 صفحه اول

shielding and criticality safety analyses for spent fuel transportation cask in tehran research reactor

in this research, shielding and criticality safety calculations carried out for interim storage and transportation cask in the tehran research reactor. such dual purpose cask is being designed to the spent fuel elements of research reactors. the monte carlo mcnp5 code calculation was utilized for the criticality safety analysis and origen2.1code was used for shielding calculation. according to ...

متن کامل

ذخیره در منابع من


  با ذخیره ی این منبع در منابع من، دسترسی به آن را برای استفاده های بعدی آسان تر کنید

ژورنال

عنوان ژورنال: Journal of Nuclear Science and Technology

سال: 1994

ISSN: 0022-3131,1881-1248

DOI: 10.1080/18811248.1994.9735249