Neutronics and thermal-hydraulics coupling analysis for a small lead-based fast reactor based on the discrete ordinate nodal and parallel channel method

نویسندگان

چکیده

The full-core neutronics/thermal-hydraulics (NE/TH) coupling analysis for a small lead-based fast reactor (SLFR) was presented. NE-to-TH occurs via power distribution, whereas the TH-to-NE material cross section, which is related to temperature distribution. In NE module, discrete ordinate (SN) nodal solver implemented based on hexagonal prism mesh. TH parallel channel model with each fuel assembly as channel. mass flow of searched according same pressure drop, and density coolant within calculated one-dimensional axial heat convection model, distribution along pin radial conduction model. order update temperature-dependent homogenized microscopic cross-section library prepared in advance, obtained from calculation, data required by calculation are interpolation. results NE/TH SLFR indicate that parameters (the maximum fuel, cladding, velocity coolant) all design limits, feedback provides negative reactivity (about −200 pcm) has fairly effect (<1.0%).

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

developing a pattern based on speech acts and language functions for developing materials for the course “ the study of islamic texts translation”

هدف پژوهش حاضر ارائه ی الگویی بر اساس کنش گفتار و کارکرد زبان برای تدوین مطالب درس "بررسی آثار ترجمه شده ی اسلامی" می باشد. در الگوی جدید، جهت تدوین مطالب بهتر و جذاب تر، بر خلاف کتاب-های موجود، از مدل های سطوح گفتارِ آستین (1962)، گروه بندی عملکردهای گفتارِ سرل (1976) و کارکرد زبانیِ هالیدی (1978) بهره جسته شده است. برای این منظور، 57 آیه ی شریفه، به صورت تصادفی از بخش-های مختلف قرآن انتخاب گردید...

15 صفحه اول

task-based language teaching in iran: a mixed study through constructing and validating a new questionnaire based on theoretical, sociocultural, and educational frameworks

جنبه های گوناگونی از زندگی در ایران را از جمله سبک زندگی، علم و امکانات فنی و تکنولوژیکی می توان کم یا بیش وارداتی در نظر گرفت. زبان انگلیسی و روش تدریس آن نیز از این قاعده مثتسنی نیست. با این حال گاهی سوال پیش می آید که آیا یک روش خاص با زیر ساخت های نظری، فرهنگی اجتماعی و آموزشی جامعه ایرانی سازگاری دارد یا خیر. این تحقیق بر اساس روش های ترکیبی انجام شده است.پرسش نامه ای نیز برای زبان آموزان ...

Comparative analysis of neutronics/thermal-hydraulics multi-scale coupling for LWR analysis

The aim of the research described in this paper is to perform consistent comparative analyses of two different approaches for coupling of two-scale, two-physics phenomena in reactor core calculations. The physical phenomena of interest are the neutronics and the thermal-hydraulics core behaviors and their interactions, while the spatial scales are the “global” (assembly/channel-wise) and the “l...

متن کامل

Thermal-Hydraulics analysis of pressurized water reactor core by using single heated channel model

Thermal hydraulics of nuclear reactor as a basis of reactor safety has a very important role in reactor design and control. The thermal-hydraulic analysis provides input data to the reactor-physics analysis, whereas the latter gives information about the distribution of heat sources, which is needed to perform the thermal-hydraulic analysis. In this study single heated channel model as a very f...

متن کامل

Neutronics Modeling and Simulation of Sharp for Fast Reactor Analysis

Reactor design is an iterative process among various disciplines such as reactor physics, thermal fluid dynamics, mechanics, reactor and plant dynamics, fuel behavior, and instrumentation and control, and requires a wide range of modeling and simulation tools that can accurately predict key system performance and safety characteristics. Most code systems for fast reactor design were initiated m...

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: Frontiers in Energy Research

سال: 2023

ISSN: ['2296-598X']

DOI: https://doi.org/10.3389/fenrg.2023.1088718