Tytuł artykułu
Autorzy
Wybrane pełne teksty z tego czasopisma
Identyfikatory
Warianty tytułu
Języki publikacji
Abstrakty
The aim of this study is to analyze the accuracy of neutron-physical calculations made using the existing and alternative computational model of the basic cell component of the MARIA reactor core. For this purpose, an analysis of the accuracy of the calculation of the neutron flux and the effective multiplication factor by an alternative and existing computational model was performed. The results were compared with the exact model of the core primary cell prepared using the MCNP computational code.
Czasopismo
Rocznik
Tom
Strony
69--76
Opis fizyczny
Bibliogr. 3 poz., rys., tab., wykr.
Twórcy
autor
- National Center for Nuclear Research, 7 Andrzeja Soltana, 05-400 Otwock, Poland
autor
- Institute of Heat Engineering, Warsaw University of Technology, 21/25 Nowowiejska Street, 00-665 Warsaw, Poland
Bibliografia
- [1] K. Pytel, et. lab., Eksploatacyjny Raport Bezpieczeństwa Reaktora MARIA, Świerk (2009).
- [2] K. Andrzejewski, T. Kulikowska, Z. Marcinkowska, Neutronic characteristics of MARIA reactor with mixed fuel, in: IAE Monographs, Vol. 13, Institute of Atomic Energy, Otwock- Świerk, 2008.
- [3] A. Boettcher, M. Tarchalski, Z. Marcinkowska, . Koszuk, Zestawienie składu izotopowego Elementów Paliwowych reaktora MARIA (MR-6/430; MC-5/485; MR-6/485) wraz z nazewnictwem stosowanym w kodach obliczeniowych REBUS, WIMS, TRIPOLI, MCNP i APOLLO, Świerk (2013).
Typ dokumentu
Bibliografia
Identyfikator YADDA
bwmeta1.element.baztech-73b4e25f-0d5a-4b66-8f0c-ef0684388f74