KOŠŤÁL, M., V. RYPAR, E. LOSA, D. HARUT, M. SCHULC, V. KLUPÁK, Zdeněk MATĚJ, František CVACHOVEC, B. JÁNSKÝ, E. NOVÁK, T. CZAKOJ, V. JUŘÍČEK a S. ZARITSKY. The influence of core power distribution on neutron flux density behind a pressure vessel of a VVER-1000 Mock Up in LR-0 reactor. Applied Radiation and Isotopes. Elsevier, 2018, roč. 142, Dec, s. 12-21. ISSN 0969-8043. doi:10.1016/j.apradiso.2018.09.005.
Další formáty:   BibTeX LaTeX RIS
Základní údaje
Originální název The influence of core power distribution on neutron flux density behind a pressure vessel of a VVER-1000 Mock Up in LR-0 reactor
Autoři KOŠŤÁL, M. (203 Česká republika), V. RYPAR (203 Česká republika), E. LOSA (203 Česká republika), D. HARUT (203 Česká republika), M. SCHULC (203 Česká republika), V. KLUPÁK (203 Česká republika), Zdeněk MATĚJ (203 Česká republika, garant, domácí), František CVACHOVEC (203 Česká republika), B. JÁNSKÝ (203 Česká republika), E. NOVÁK (203 Česká republika), T. CZAKOJ (203 Česká republika), V. JUŘÍČEK (203 Česká republika) a S. ZARITSKY (643 Rusko).
Vydání Applied Radiation and Isotopes, Elsevier, 2018, 0969-8043.
Další údaje
Originální jazyk angličtina
Typ výsledku Článek v odborném periodiku
Obor 10304 Nuclear physics
Stát vydavatele Nizozemsko
Utajení není předmětem státního či obchodního tajemství
WWW URL
Impakt faktor Impact factor: 1.343
Kód RIV RIV/00216224:14330/18:00103752
Organizační jednotka Fakulta informatiky
Doi http://dx.doi.org/10.1016/j.apradiso.2018.09.005
UT WoS 000454462500003
Klíčová slova anglicky VVER-1000; Mock-Up; LR-0; Reactor dosimetry; Neutron spectrometry; RPV
Změnil Změnil: RNDr. Pavel Šmerk, Ph.D., učo 3880. Změněno: 29. 4. 2019 17:25.
Anotace
This paper compares the calculated and measured increase of the neutron flux density distribution behind the reactor pressure vessel in the azimuthal profile that has arisen from the replacement of 164 fuel pins located close to reactor internals by pins with the higher enrichment. This work can be understood as the first step in the characterization of the effect of incorrectly calculated pin power or burn-up in the fuel assembly at the core boundary relative to the neutron flux distribution behind reactor pressure vessel. Based on a good agreement between the calculated and experimental values, it can be concluded that the mathematical model used to evaluate the power increase is correct.
VytisknoutZobrazeno: 13. 4. 2021 22:46