Neutronic and thermohydraulic blanket analysis for hybrid fusion–fission reactor during operation
| Parent link: | Nuclear Engineering and Technology.— .— Amsterdam: Elsevier Science Publishing Company Inc. Vol. 55, iss. 7.— 2023.— P. 2678-2686 |
|---|---|
| Tác giả khác: | Bedenko S. V. Sergey Vladimirovich, Lutsik I. O. Igor Olegovich, Prikhodko V. V. Vadim Vadimovich, Matyushin A. A. Anton Andreevich, Polozkov S. D. Sergey Dmitrievich, Shmakov V, M. Vladimir Mikhaylovich, Modestov D. G. Dmitry Gennadjevich, Vega-Carrillo H. R. Hector Rene |
| Tóm tắt: | Title screen This work demonstrates the results of full-scale numerical experiments of a hybrid thorium-containing fuel plant operating in a state close to critical due to a controlled source of D–T neutrons. The proposed facility represented a level of generated power (∼10–100 MWt) in a small pilot. In this work, the simulation of the D–T neutron plasma source operation in conjunction with the facility blanket was performed. The fission of fuel nuclei and the formation of spatial-energy release were studied in this simulation, in pulsed and stationary modes of the facility operation. The optimization results of neutronic and fluid dynamics studies to level the emerging offsets of the radial energy formed in the volume of the facility multiplying part due to the pulsed operation of the D–T neutron plasma source were presented. The results will be useful in improving the power control-based subcriticality monitoring method in coupled systems of the “pulsed neutron source–subcritical fuel assembly” type Текстовый файл AM_Agreement |
| Ngôn ngữ: | Tiếng Anh |
| Được phát hành: |
2023
|
| Những chủ đề: | |
| Truy cập trực tuyến: | https://doi.org/10.1016/j.net.2023.03.032 |
| Định dạng: | Điện tử Chương của sách |
| KOHA link: | https://koha.lib.tpu.ru/cgi-bin/koha/opac-detail.pl?biblionumber=680196 |
Những quyển sách tương tự
Facility to study neutronic properties of a hybrid thorium reactor with a source of thermonuclear neutrons based on a magnetic trap
Được phát hành: (2020)
Được phát hành: (2020)
Maintaining the close-to-critical state of thorium fuel core of hybrid reactor operated under control by D-T fusion neutron flux
Được phát hành: (2021)
Được phát hành: (2021)
A complementary study on the thermophysical and gas-dynamic characteristics of a hybrid fusion-fission reactor facility during operation
Được phát hành: (2022)
Được phát hành: (2022)
Fusion-fission hybrid reactor with a plasma source of deuterium-tritium neutrons in a linear configuration
Được phát hành: (2022)
Được phát hành: (2022)
Power density dynamics in a nuclear reactor with an extended in-core pulse-periodic neutron source based on a magnetic trap
Được phát hành: (2020)
Được phát hành: (2020)
Fuel Evolution in Hybrid Reactor Based on Thorium Subcritical Assembly with Open Trap as Fusion Neutron Source (Computer Simulations)
Được phát hành: (2019)
Được phát hành: (2019)
Use of Thorium in Thermal-Neutron Reactors: Computation Model and Comparison of Neutronic Codes
Được phát hành: (2016)
Được phát hành: (2016)
Influence of the transition from symmetric to asymmetric fission mode on the average total kinetic energy and neutron multiplicity
Được phát hành: (2023)
Được phát hành: (2023)
Use of Thorium in Thermal-Neutron Reactors: Different Types of Fuel Compositions in VVER-1000 Reactor Cell
Được phát hành: (2016)
Được phát hành: (2016)
Experiments on tritium generation and yield from lithium ceramics during neutron irradiation
Được phát hành: (2021)
Được phát hành: (2021)
Conceptual Design of Experimental Facility for Large-Diameter NTD-Si at the IRT-T Reactor
Được phát hành: (2021)
Được phát hành: (2021)
Gas-cooled thorium reactor at various fuel loadings and its modification by a plasma source of extra neutrons
Được phát hành: (2019)
Được phát hành: (2019)
A technique for conducting of reactor in-situ tests of optical fibres and FBG-sensors intended for in-vessel applications in thermonuclear facilities
Được phát hành: (2023)
Được phát hành: (2023)
A fuel for generation IV nuclear energy system: Isotopic composition and radiation characteristics
Được phát hành: (2019)
Được phát hành: (2019)
Computational neutron emission spectrometry and radiation assessment in VVER-1200 reactor nuclear fuel
Được phát hành: (2025)
Được phát hành: (2025)
Neutronic Properties Optimization Of The Irt-T Reactor Core
Được phát hành: (2016)
Được phát hành: (2016)
Peculiarities of the radiation formation in dispersed microencapsulated nuclear fuel
Được phát hành: (2019)
Được phát hành: (2019)
On computation of fission neutron age in metal-water mixtures
Bằng: Alekseev A. V.
Được phát hành: (2007)
Bằng: Alekseev A. V.
Được phát hành: (2007)
Analytical estimation of the central reflector impact on thermal and fast neutron flux density in research reactors
Được phát hành: (2016)
Được phát hành: (2016)
Modeling of a device for conducting experiments under low reactor neutron fluence rate conditions
Được phát hành: (2025)
Được phát hành: (2025)
ANN-driven unfolding of epithermal neutron spectra in variable-geometry beam-shaping assemblies
Được phát hành: (2025)
Được phát hành: (2025)
Parameters of the neutron field at the Prizm-AN stand in the neutronic measurement laboratory
Được phát hành: (2025)
Được phát hành: (2025)
Estimation of the neutron yield generated by neutron source based on pulsed power proton accelerator in 7Li(p, n)7Be reaction
Được phát hành: (2025)
Được phát hành: (2025)
To the nature of dark matter
Bằng: Dudkin G. N. Gennadiy Nikolaevich
Được phát hành: (2023)
Bằng: Dudkin G. N. Gennadiy Nikolaevich
Được phát hành: (2023)
Effect of changing the neutron moderator in a thermal subcritical nuclear reactor
Được phát hành: (2022)
Được phát hành: (2022)
Влияние отравления бериллиевых блоков на нейтронно-физические характеристики реактора ИВГ.1М
Bằng: Прозорова И. В. Ирина Валентиновна
Được phát hành: (2015)
Bằng: Прозорова И. В. Ирина Валентиновна
Được phát hành: (2015)
The problems of utilizing graphite of stopped graphite-uranium reactors
Được phát hành: (2007)
Được phát hành: (2007)
Investigation of pulse shape neutron-gamma discrimination
Bằng: Avetisyan R. V.
Được phát hành: (2019)
Bằng: Avetisyan R. V.
Được phát hành: (2019)
Aluminum coating performance enhancement: novel coating and characterization techniques
Bằng: Salman A. M.
Được phát hành: (2024)
Bằng: Salman A. M.
Được phát hành: (2024)
Nuclear Doping of Single-Crystal Silicon in the IRT-T Pool Type Research Nuclear Reactor
Được phát hành: (2018)
Được phát hành: (2018)
Evaluating the dependency of neutron spectra and absorbed dose rates on the collimation field size in fast neutron therapy
Bằng: Shehada A. Abdullah
Được phát hành: (2021)
Bằng: Shehada A. Abdullah
Được phát hành: (2021)
Feasibility study of using IRT-T research reactor for BNCT applications
Được phát hành: (2020)
Được phát hành: (2020)
Особенности нагрева немагнитных изделий прямоугольного сечения во вращающемся поле постоянных магнитов
Được phát hành: (2014)
Được phát hành: (2014)
Computational spectrometry and dosimetry, of neutrons and γ rays, outside a subcritical nuclear reactor with water and polyethylene moderators
Được phát hành: (2023)
Được phát hành: (2023)
The dependency of fast neutron flux and spectra on the collimation-field size and geometry for fast neutron therapy purposes
Bằng: Shehada A. Abdullah
Được phát hành: (2021)
Bằng: Shehada A. Abdullah
Được phát hành: (2021)
Neutron pumping of active medium formed by gadolinium isotopes Gd155 and Gd156 pair
Được phát hành: (2021)
Được phát hành: (2021)
Neutron Spectrum Measured by Activation Diagnostics in Deuterium Gas-Puff Experiments on the 3 MA GIT-12 Z-Pinch
Được phát hành: (2017)
Được phát hành: (2017)
Effects of neutron irradiation at different fluencies on nanosized anatase titanium dioxide
Được phát hành: (2022)
Được phát hành: (2022)
Neutron pumping of active medium formed by gadolinium isotopes 155Gd and 156Gd pair: A feasibility study
Được phát hành: (2024)
Được phát hành: (2024)
Influence of the fast neutron irradiation on the IR-LEDs reliability
Được phát hành: (2014)
Được phát hành: (2014)
Những quyển sách tương tự
-
Facility to study neutronic properties of a hybrid thorium reactor with a source of thermonuclear neutrons based on a magnetic trap
Được phát hành: (2020) -
Maintaining the close-to-critical state of thorium fuel core of hybrid reactor operated under control by D-T fusion neutron flux
Được phát hành: (2021) -
A complementary study on the thermophysical and gas-dynamic characteristics of a hybrid fusion-fission reactor facility during operation
Được phát hành: (2022) -
Fusion-fission hybrid reactor with a plasma source of deuterium-tritium neutrons in a linear configuration
Được phát hành: (2022) -
Power density dynamics in a nuclear reactor with an extended in-core pulse-periodic neutron source based on a magnetic trap
Được phát hành: (2020)