KOŠŤÁL, Michal, Martin VEŠKRNA, František CVACHOVEC, Bohumil JÁNSKÝ, Evžen NOVÁK, Vojtěch RYPAR, Ján MILČÁK, Evžen LOSA, Filip MRAVEC, Zdeněk MATĚJ, Jiří REJCHRT, Benoit FORGET a Sterling HARPER. Comparison of fast neutron spectra in graphite and FLINA salt inserted in well-defined core assembled in LR-0 reactor. Annals of Nuclear Energy. 2015, roč. 83, September 2015, s. 216-225. ISSN 0306-4549. doi:10.1016/j.anucene.2015.04.011.
Další formáty:   BibTeX LaTeX RIS
Základní údaje
Originální název Comparison of fast neutron spectra in graphite and FLINA salt inserted in well-defined core assembled in LR-0 reactor
Autoři KOŠŤÁL, Michal (203 Česká republika), Martin VEŠKRNA (203 Česká republika, garant, domácí), František CVACHOVEC (203 Česká republika), Bohumil JÁNSKÝ (203 Česká republika), Evžen NOVÁK (203 Česká republika), Vojtěch RYPAR (203 Česká republika), Ján MILČÁK (203 Česká republika), Evžen LOSA (203 Česká republika), Filip MRAVEC (203 Česká republika, domácí), Zdeněk MATĚJ (203 Česká republika, domácí), Jiří REJCHRT (203 Česká republika), Benoit FORGET (840 Spojené státy) a Sterling HARPER (840 Spojené státy).
Vydání Annals of Nuclear Energy, 2015, 0306-4549.
Další údaje
Originální jazyk angličtina
Typ výsledku Článek v odborném periodiku
Obor 20305 Nuclear related engineering; ;
Stát vydavatele Spojené státy
Utajení není předmětem státního či obchodního tajemství
WWW URL
Impakt faktor Impact factor: 1.174
Kód RIV RIV/00216224:14330/15:00083308
Organizační jednotka Fakulta informatiky
Doi http://dx.doi.org/10.1016/j.anucene.2015.04.011
UT WoS 000358096500024
Klíčová slova anglicky MSR; FHR; LR-0; Molten salt coolant; 19F; Neutron spectroscopy
Příznaky Mezinárodní význam, Recenzováno
Změnil Změnil: RNDr. Pavel Šmerk, Ph.D., učo 3880. Změněno: 19. 5. 2017 17:11.
Anotace
The present paper aims to compare the calculated and measured spectra after insertion of candidate materials for the Molten salt reactor/Fluoride cooled high temperature reactor system concept into the LR-0 reactor. The calculation is realized with MCNP6 code using ENDF/B-VII.0, JEFF-3.1, JENDL-3.3, JENDL-4, ROSFOND-2010 and CENDL-3.1 nuclear data libraries. Additionally, comparisons between the slowing down power of each media were performed. The slowing down properties are important parameters affecting the thickness of moderator media in a reactor.
VytisknoutZobrazeno: 13. 4. 2021 20:44