The Change of the Kinetics Model in the Calculations of Fast-Neutron Reactors; AIP Conference Proceedings; Vol. 2212 : Thermophysical Basis of Energy Technologies (TBET 2019)
| Parent link: | AIP Conference Proceedings Vol. 2212 : Thermophysical Basis of Energy Technologies (TBET 2019).— 2020.— [020052, 3 p.] |
|---|---|
| Autor principal: | Savitsky D. E. Denis |
| Autor Corporativo: | Национальный исследовательский Томский политехнический университет Инженерная школа энергетики Научно-образовательный центр И. Н. Бутакова (НОЦ И. Н. Бутакова) |
| Outros Autores: | Kuzmin A. V. Arian Valerievich |
| Resumo: | Title screen The kinetics model used in the calculations of fast-neutron reactors has changed since the first model was introduced by Keepin. Keepin created six-group model, which included 29 delayed-neutron precursors. Six-group model of delayed neutrons was considered in the point model kinetics equations, which are obtained by the simplification of the non-stationary neutron transfer equations. With the exploration of new data, the new, eight-group, model was introduced, which took into account more than 270 precursors. Also, the usage of the system of point kinetics equations with the spatial dependence of the delayed-neutron precursors gives more correct results than the classic point model equations. Режим доступа: по договору с организацией-держателем ресурса |
| Idioma: | inglês |
| Publicado em: |
2020
|
| Assuntos: | |
| Acesso em linha: | https://doi.org/10.1063/5.0000921 |
| Formato: | Recurso Eletrônico Capítulo de Livro |
| KOHA link: | https://koha.lib.tpu.ru/cgi-bin/koha/opac-detail.pl?biblionumber=662212 |
Registros relacionados
Prospects of the use of fast neutron reactors; Методология проектирования молодежного научно-инновационного пространства как основа подготовки современного инженера
por: Serikov D. A.
Publicado em: (2014)
por: Serikov D. A.
Publicado em: (2014)
Neutron Age Determination in Fast Reactor Materials using the Group Method; MATEC Web of Conferences; Vol. 72 : Heat and Mass Transfer in the System of Thermal Modes of Energy – Technical and Technological Equipment (HMTTSC-2016)
Publicado em: (2016)
Publicado em: (2016)
Thermal hydraulic calculation of the channels of a nuclear reactor (SCWR); Изотопы: технологии, материалы и применение
por: Parimala Rangan Fidel Castro
Publicado em: (2020)
por: Parimala Rangan Fidel Castro
Publicado em: (2020)
Comparative analysis of using natural and radiogenic lead as heat-transfer agent in fast reactors; IOP Conference Series: Materials Science and Engineering; Vol. 135 : Issues of Physics and Technology in Science, Industry and Medicine
Publicado em: (2016)
Publicado em: (2016)
Certification of Biological Candidates Reference Materials by Neutron Activation Analysis; AIP Conference Proceedings; Vol. 1938 : Isotopes: Technologies, Materials and Application (ITMA-2017)
por: Kabanov D. V. Denis Viktorovich
Publicado em: (2018)
por: Kabanov D. V. Denis Viktorovich
Publicado em: (2018)
Vol. E : Structural analysis of fast reactor core and coolant circuit structures; Structural mechanics in reactor technology
Publicado em: (1981)
Publicado em: (1981)
Vol. 1 : Review papers; Neutron cross sections for reactor dosimetry
Publicado em: (1978)
Publicado em: (1978)
Vol. 2 : Contributed papers; Neutron cross sections for reactor dosimetry
Publicado em: (1978)
Publicado em: (1978)
Физические основы реакторов на быстрых нейтронах: учебное пособие
por: Усынин Г. Б. Герман Борисович
Publicado em: (Горький, Изд-во Горьковского ун-та, 1978)
por: Усынин Г. Б. Герман Борисович
Publicado em: (Горький, Изд-во Горьковского ун-та, 1978)
Плазмохимический синтез и исследование модельных композиций "Nd-Sm-Mg-O"; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине (ФТПНПМ-2019)
por: Андреев Д. В.
Publicado em: (2019)
por: Андреев Д. В.
Publicado em: (2019)
Групповые константы для расчета реакторов и защиты: Справочник
Publicado em: (Москва, Энергоиздат, 1981)
Publicado em: (Москва, Энергоиздат, 1981)
Проектирование парогенератора АЭС с жидкометаллическим теплоносителем; Интеллектуальные энергосистемы; Т. 2
por: Дмитриев В. О.
Publicado em: (2015)
por: Дмитриев В. О.
Publicado em: (2015)
Метод последовательной линеаризации в задачах оптимизации реакторов на быстрых нейтронах
por: Хромов В. В. Вячеслав Васильевич
Publicado em: (Москва, Атомиздат, 1978)
por: Хромов В. В. Вячеслав Васильевич
Publicado em: (Москва, Атомиздат, 1978)
Research of impact of kind resuperheat and structure of system regenerative feed water to thermodynamic efficiency of cycle with steamcoolant reactor; MATEC Web of Conferences; Vol. 141 : Smart Grids 2017
Publicado em: (2017)
Publicado em: (2017)
Расчёт спектров плотности потока нейтронов в реакторе БН-1200; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине (ФТПНПМ-2019)
por: Киркало А. С.
Publicado em: (2019)
por: Киркало А. С.
Publicado em: (2019)
Многоцелевой научно-исследовательский реактор на быстрых нетронах (МБИР). Основы конструкции и физики; Энергетика: эффективность, надежность, безопасность; Т. 1
por: Плотников В. А.
Publicado em: (2015)
por: Плотников В. А.
Publicado em: (2015)
Математическое моделирование развития ядерной энергетики
por: Беленький В. З. Виталий Зиновьевич
Publicado em: (Москва, Наука, 1979)
por: Беленький В. З. Виталий Зиновьевич
Publicado em: (Москва, Наука, 1979)
Плазмохимический синтез и исследование наноразмерных сложных оксидных композиций для перспективных типов дисперсионного ядерного топлива; Перспективы развития фундаментальных наук; Т. 2 : Химия
por: Каренгин А. А. Алексей Александрович
Publicado em: (2020)
por: Каренгин А. А. Алексей Александрович
Publicado em: (2020)
Fast Valving Automation Prospects; AIP Conference Proceedings; Vol. 2212 : Thermophysical Basis of Energy Technologies (TBET 2019)
por: Kievets A. V. Anton Vladimirovich
Publicado em: (2020)
por: Kievets A. V. Anton Vladimirovich
Publicado em: (2020)
Получение сплава V-4TI-4CR, методом спекания при температурах 1600-1800°С; Перспективы развития фундаментальных наук; Т. 2 : Химия
por: Демент Т. В.
Publicado em: (2018)
por: Демент Т. В.
Publicado em: (2018)
Использование водородной надстройки энергоблока с быстрым натриевым реактором; Водород. Технологии. Будущее
Publicado em: (2021)
Publicado em: (2021)
Ядерные реакторы на электростанциях
por: Дорощук В. Е. Василий Ефимович
Publicado em: (Москва, Атомиздат, 1977)
por: Дорощук В. Е. Василий Ефимович
Publicado em: (Москва, Атомиздат, 1977)
Плазмохимический синтез и исследование наноразмерных сложных оксидных композиций, моделирующих дисперсионное уран-ториевое ядерное топливо; Изотопы: технологии, материалы и применение
por: Хоцеловский Н. С.
Publicado em: (2020)
por: Хоцеловский Н. С.
Publicado em: (2020)
Физика тепловых и быстрых ядерных реакторов: сборник научных статей
Publicado em: (Москва, Энергоатомиздат, 1983)
Publicado em: (Москва, Энергоатомиздат, 1983)
Групповые константы для расчета ядерных реакторов
Publicado em: (Москва, Атомиздат, 1964)
Publicado em: (Москва, Атомиздат, 1964)
Плазмохимический синтез и исследование наноразмерных сложных оксидных композиций, имитирующих плутоний-ториевое дисперсионное ядерное топливо; Перспективы развития фундаментальных наук; Т. 2 : Химия
por: Иванов К. С.
Publicado em: (2021)
por: Иванов К. С.
Publicado em: (2021)
Плазмохимический синтез и исследование модельных композиций "Nd-Sm-Be-O"; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине (ФТПНПМ-2019)
por: Дербин А. Ю.
Publicado em: (2019)
por: Дербин А. Ю.
Publicado em: (2019)
Анализ эффективности водородной надстройки на АЭС с реактором на быстрых нейтронах; Современные технологии, экономика и образование
Publicado em: (2019)
Publicado em: (2019)
Физические основы быстрых реакторов: учебное пособие
por: Усынин Г. Б. Герман Борисович
Publicado em: (Горький, Изд-во Горьковского ун-та, 1978)
por: Усынин Г. Б. Герман Борисович
Publicado em: (Горький, Изд-во Горьковского ун-та, 1978)
Межканальный обмен в ТВС быстрых реакторов: Теоретические основы и физика процесса
por: Жуков А. В. Альберт Владимирович
Publicado em: (Москва, Энергоатомиздат, 1989)
por: Жуков А. В. Альберт Владимирович
Publicado em: (Москва, Энергоатомиздат, 1989)
Радиационная стойкость тепловыделяющих элементов ядерных реакторов
por: Цыканов В. А. Владимир Андреевич
Publicado em: (Москва, Атомиздат, 1977)
por: Цыканов В. А. Владимир Андреевич
Publicado em: (Москва, Атомиздат, 1977)
Плазмохимический синтез и исследование модельных композиций "Sm-Сe-Be-O"; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине (ФТПНПМ-2019)
por: Иванов К. С.
Publicado em: (2019)
por: Иванов К. С.
Publicado em: (2019)
Разработка инструмента визуализации элементов ИО ТЛ МФР; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине
por: Степанченко Е. К. Елена Константиновна
Publicado em: (2022)
por: Степанченко Е. К. Елена Константиновна
Publicado em: (2022)
Calculation methodology of fast fission factor in a thermal reactor; MATEC Web of Conferences; Vol. 19 : The 2nd International Youth Forum "Smart Grids", Tomsk, Russia, October 6-10, 2014
por: Grishko D. V.
Publicado em: (2014)
por: Grishko D. V.
Publicado em: (2014)
Теория возмущений и планирование эксперимента в проблеме ядерных данных для реакторов
por: Усачев Л. Н. Лев Николаевич
Publicado em: (Москва, Атомиздат, 1980)
por: Усачев Л. Н. Лев Николаевич
Publicado em: (Москва, Атомиздат, 1980)
Коэффициенты реактивности в больших энаргетических реакторах на быстрых нейтронах: пер. с англ.
por: Хаммел Г.
Publicado em: (Москва, Атомиздат, 1975)
por: Хаммел Г.
Publicado em: (Москва, Атомиздат, 1975)
Возможность реализации замкнутого ядерного топливного цикла на базе реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине. Российский и международный опыт подготовки кадров
por: Прец А. А.
Publicado em: (2020)
por: Прец А. А.
Publicado em: (2020)
Управление рисками при обращении с отработавшим ядерным топливом; Ресурсосберегающие технологии в контроле, управлении качеством и безопасности
por: Хабибуллин Р. М.
Publicado em: (2024)
por: Хабибуллин Р. М.
Publicado em: (2024)
Математическая модель процесса экстракции с применением нейросетевых технологий; Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине
por: Емельянов А. М. Алексей Михайлович
Publicado em: (2022)
por: Емельянов А. М. Алексей Михайлович
Publicado em: (2022)
Методы изучения реакторных характеристик на критических сборках БФС
Publicado em: (Москва, Атомиздат, 1977)
Publicado em: (Москва, Атомиздат, 1977)
Registros relacionados
-
Prospects of the use of fast neutron reactors; Методология проектирования молодежного научно-инновационного пространства как основа подготовки современного инженера
por: Serikov D. A.
Publicado em: (2014) -
Neutron Age Determination in Fast Reactor Materials using the Group Method; MATEC Web of Conferences; Vol. 72 : Heat and Mass Transfer in the System of Thermal Modes of Energy – Technical and Technological Equipment (HMTTSC-2016)
Publicado em: (2016) -
Thermal hydraulic calculation of the channels of a nuclear reactor (SCWR); Изотопы: технологии, материалы и применение
por: Parimala Rangan Fidel Castro
Publicado em: (2020) -
Comparative analysis of using natural and radiogenic lead as heat-transfer agent in fast reactors; IOP Conference Series: Materials Science and Engineering; Vol. 135 : Issues of Physics and Technology in Science, Industry and Medicine
Publicado em: (2016) -
Certification of Biological Candidates Reference Materials by Neutron Activation Analysis; AIP Conference Proceedings; Vol. 1938 : Isotopes: Technologies, Materials and Application (ITMA-2017)
por: Kabanov D. V. Denis Viktorovich
Publicado em: (2018)