PELTAN, Tomáš, Eva VILÍMOVÁ, Tomáš CZAKOJ, Zdeněk MATĚJ, Filip MRAVEC, František CVACHOVEC, Jan ŠIMON, Vlastimil JUŘÍČEK a Michal KOŠŤÁL. Characterisation of neutron field in large graphite insertion in special core of the LR-0 reactor. ANNALS OF NUCLEAR ENERGY. UNITED STATES: PERGAMON-ELSEVIER SCIENCE LTD, 2023, roč. 181, č. 1, s. 1-11. ISSN 0306-4549. Dostupné z: https://dx.doi.org/10.1016/j.anucene.2022.109557.
Další formáty:   BibTeX LaTeX RIS
Základní údaje
Originální název Characterisation of neutron field in large graphite insertion in special core of the LR-0 reactor
Autoři PELTAN, Tomáš (garant), Eva VILÍMOVÁ, Tomáš CZAKOJ, Zdeněk MATĚJ (203 Česká republika, domácí), Filip MRAVEC (203 Česká republika, domácí), František CVACHOVEC (203 Česká republika, domácí), Jan ŠIMON, Vlastimil JUŘÍČEK a Michal KOŠŤÁL.
Vydání ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, UNITED STATES, PERGAMON-ELSEVIER SCIENCE LTD, 2023, 0306-4549.
Další údaje
Originální jazyk angličtina
Typ výsledku Článek v odborném periodiku
Obor 20201 Electrical and electronic engineering
Stát vydavatele Nizozemské království
Utajení není předmětem státního či obchodního tajemství
WWW URL
Impakt faktor Impact factor: 1.900 v roce 2022
Kód RIV RIV/00216224:14330/23:00133900
Organizační jednotka Fakulta informatiky
Doi http://dx.doi.org/10.1016/j.anucene.2022.109557
UT WoS 000890345200001
Klíčová slova anglicky Graphite cross-section validation; Graphite shaped neutron field; Reference neutron field; Monte Carlo Simulation
Změnil Změnil: RNDr. Pavel Šmerk, Ph.D., učo 3880. Změněno: 7. 4. 2024 23:56.
Anotace
Graphite is important reactor material used as a neutron moderator in various reactor designs. It is not only structural material used in previous reactors design but even material to which attention is focused due to the very high-temperature reactor design, which uses graphite as moderator and reflector. Due to the well-characterised cross-section of graphite, it is also a good candidate for neutron shaping experiments. In this kind of experiment, the neutron spectra are modified to the unconventional shape of neutron spectra which can be used to validate cross-section. This paper deals with validation of neutron field in graphite block surrounded by driver core arranged in large special core in LR-0 reactor. The experimentally determined shape of neutron spectra and spatial distribution of neutron flux is compared with the calculation. It is worth noting that the agreement for flux distribution is satisfactory in regions below the moderator level.
VytisknoutZobrazeno: 27. 7. 2024 18:45