PL
 |
EN
Preferencje help
Polish version English version Język
Widoczny [Schowaj] Abstrakt
Liczba wyników

Znaleziono wyników: 3

Liczba wyników na stronie
first rewind previous Strona / 1 next fast forward last
Wyniki wyszukiwania
help Sortuj według:

help Ogranicz wyniki do:
first rewind previous Strona / 1 next fast forward last
1
Content available Criticality calculations for the spent fuel storage pools for Etrr_1 and Etrr_2 reactors
Aziz M., Andrzejewski K.
Nukleonika
|
2000
|
Vol. 45, nr 2
141-144
EN
A criticality analysis of two spent fuel storage pools for Etrr_1 and Etrr_2 research reactors was performed. The multiplication factor for the pools was calculated as a function of relevant lattice physics parameters. Monte Carlo code MCNP-4A code was used in the criticality calculations. The results were compared with those given by CITATION code and the results obtained formerly during the design phase of the pools [9] with the MONK 6.3 code. Safety of the pools was confirmed.
2
Content available remote Simulation of aerosol growth by condensation using moving sectional technique
Aziz M.
Nukleonika
|
1999
|
Vol. 44, nr 3
457-466
EN
The moving sectional technique is used to simulate the growth of aerosol particles by vapor condensation. The results of the moving sectional technique are compared with those for exact analytical solutions and the fixed sectional method. It has been found that the moving sectional technique is in a good agreement when compared with exact solutions.
PL
Zastosowano technikę przekroju ruchomego do symulacji wzrostu cząsteczek aerozolu, powstających w wyniku skroplenia pary wodnej. Wyniki uzyskane tą metodą porównano z dokładnymi rozwiązaniami oraz z wynikami otrzymanymi metodą przekroju nieruchomego. Stwierdzono dobrą zgodność wyników uzyskanych techniką przekroju ruchomego z dokładnymi rozwiązaniami analitycznymi.
3
Content available remote Safety assessment of the ETRR-2 shielding
Aziz M., El-Messiry A.M.
Nukleonika
|
1999
|
Vol. 44, nr 3
467-479
EN
The ETRR-2 is the second Egyptian research reactor. The reactor is of an open pool type and shielding and dose calculation is one of the most important scopes for the reactor safety. The core radiation source has been calculated using the Madland-Nix model (MNM) for a prompt fission neutron spectrum. The ANISN code has been used to determine the flux and dose through the axial and radial layers of the reactor shielding. It has been found that the calculated dose in the outer area of the reactor shield does not exceed the maximum allowable dose level which is in a good agreement with the measurement.
PL
ETRR-2 jest drugim egipskim reaktorem badawczym. Z uwagi choćby na odkryty basen, kwestie osłon i obliczeń dawek mają duże znaczenie z punktu widzenia bezpieczeństwa. Promieniowanie źródła w rdzeniu obliczono za pomocą modelu Madlanda-Nixa (MNM) dla natychmiastowych neutronów rozszczepienia. Do wyznaczenia strumieni i dawek wzdłuż warstw promieniowych i osiowych osłon reaktora zastosowano reguły ANISN. Ustalono, że dawka obliczona dla obszaru na zewnątrz osłon reaktora jest niższa niż dopuszczalna dawka maksymalna i pozostaje ona w zgodzie z wysokością dawki zmierzoną doświadczalnie.
first rewind previous Strona / 1 next fast forward last
JavaScript jest wyłączony w Twojej przeglądarce internetowej. Włącz go, a następnie odśwież stronę, aby móc w pełni z niej korzystać.