Báo cáo tài liệu vi phạm
Giới thiệu
Kinh doanh - Marketing
Kinh tế quản lý
Biểu mẫu - Văn bản
Tài chính - Ngân hàng
Công nghệ thông tin
Tiếng anh ngoại ngữ
Kĩ thuật công nghệ
Khoa học tự nhiên
Khoa học xã hội
Văn hóa nghệ thuật
Sức khỏe - Y tế
Văn bản luật
Nông Lâm Ngư
Kỹ năng mềm
Luận văn - Báo cáo
Giải trí - Thư giãn
Tài liệu phổ thông
Văn mẫu
THỊ TRƯỜNG NGÀNH HÀNG
NÔNG NGHIỆP, THỰC PHẨM
Gạo
Rau hoa quả
Nông sản khác
Sữa và sản phẩm
Thịt và sản phẩm
Dầu thực vật
Thủy sản
Thức ăn chăn nuôi, vật tư nông nghiệp
CÔNG NGHIỆP
Dệt may
Dược phẩm, Thiết bị y tế
Máy móc, thiết bị, phụ tùng
Nhựa - Hóa chất
Phân bón
Sản phẩm gỗ, Hàng thủ công mỹ nghệ
Sắt, thép
Ô tô và linh kiện
Xăng dầu
DỊCH VỤ
Logistics
Tài chính-Ngân hàng
NGHIÊN CỨU THỊ TRƯỜNG
Hoa Kỳ
Nhật Bản
Trung Quốc
Hàn Quốc
Châu Âu
ASEAN
BẢN TIN
Bản tin Thị trường hàng ngày
Bản tin Thị trường và dự báo tháng
Bản tin Thị trường giá cả vật tư
Tìm
Danh mục
Kinh doanh - Marketing
Kinh tế quản lý
Biểu mẫu - Văn bản
Tài chính - Ngân hàng
Công nghệ thông tin
Tiếng anh ngoại ngữ
Kĩ thuật công nghệ
Khoa học tự nhiên
Khoa học xã hội
Văn hóa nghệ thuật
Y tế sức khỏe
Văn bản luật
Nông lâm ngư
Kĩ năng mềm
Luận văn - Báo cáo
Giải trí - Thư giãn
Tài liệu phổ thông
Văn mẫu
NGÀNH HÀNG
NÔNG NGHIỆP, THỰC PHẨM
Gạo
Rau hoa quả
Nông sản khác
Sữa và sản phẩm
Thịt và sản phẩm
Dầu thực vật
Thủy sản
Thức ăn chăn nuôi, vật tư nông nghiệp
CÔNG NGHIỆP
Dệt may
Dược phẩm, Thiết bị y tế
Máy móc, thiết bị, phụ tùng
Nhựa - Hóa chất
Phân bón
Sản phẩm gỗ, Hàng thủ công mỹ nghệ
Sắt, thép
Ô tô và linh kiện
Xăng dầu
DỊCH VỤ
Logistics
Tài chính-Ngân hàng
NGHIÊN CỨU THỊ TRƯỜNG
Hoa Kỳ
Nhật Bản
Trung Quốc
Hàn Quốc
Châu Âu
ASEAN
BẢN TIN
Bản tin Thị trường hàng ngày
Bản tin Thị trường và dự báo tháng
Bản tin Thị trường giá cả vật tư
Thông tin
Tài liệu Xanh là gì
Điều khoản sử dụng
Chính sách bảo mật
0
Trang chủ
Kỹ Thuật - Công Nghệ
Năng lượng
Nuclear data uncertainty analysis for the Po-210 production in MYRRHA
Đang chuẩn bị liên kết để tải về tài liệu:
Nuclear data uncertainty analysis for the Po-210 production in MYRRHA
Quang Lâm
91
9
pdf
Không đóng trình duyệt đến khi xuất hiện nút TẢI XUỐNG
Tải xuống
MYRRHA is a multi-purpose research reactor able to operate in sub-critical and critical modes and currently in the design phase at SCK•CEN. The choice of LBE was driven by its chemical stability, low melting temperature, high boiling point, low chemical reactivity with water and air and a good neutronic performance. | Nuclear data uncertainty analysis for the Po-210 production in MYRRHA EPJ Nuclear Sci. Technol. 4 48 2018 Nuclear Sciences L. Fiorito et al. published by EDP Sciences 2018 amp Technologies https doi.org 10.1051 epjn 2018044 Available online at https www.epj-n.org REGULAR ARTICLE Nuclear data uncertainty analysis for the Po-210 production in MYRRHA Luca Fiorito1 Alexey Stankovskiy2 Augusto Hernandez-Solis2 Gert Van den Eynde2 and Gasper Zerovnik3 1 Nuclear Energy Agency Data Bank 46 Quai Alphonse le Gallo 92100 Boulogne-Billancourt France 2 SCK CEN Belgian Nuclear Research Center Boeretang 200 2400 Mol Belgium 3 European Commission Joint Research Centre Retieseweg 111 2440 Geel Belgium Received 7 December 2017 Received in final form 7 February 2018 Accepted 8 June 2018 Abstract. MYRRHA is a multi-purpose research reactor able to operate in sub-critical and critical modes and currently in the design phase at SCK CEN. The choice of LBE was driven by its chemical stability low melting temperature high boiling point low chemical reactivity with water and air and a good neutronic performance. As a drawback the neutron capture in 209Bi results in the production of 210Po a highly radiotoxic alpha emitter with relatively short half-life 138 days . The 210Po production represents a major safety concern that has to be addressed for the reactor licensing. In this work we used the ALEPH-2 burnup code to accurately calculate the 210 Po production in a MYRRHA operating cycle. The impact of using different nuclear data libraries was evaluated and the reliability of the results was determined by quantifying the uncertainty of the 210Po concentration. The uncertainty quantification was carried out sampling the currently available nuclear data covariance matrices with the SANDY code. Also estimates of the sensitivity profiles were obtained with a linear regression approach. The activation yield of the 209Bi neutron capture reaction was assessed as the largest nuclear data source of .
TÀI LIỆU LIÊN QUAN
Evaluating nuclear data and their uncertainties
Validating nuclear data uncertainties obtained from a statistical analysis of experimental data with the “Physical Uncertainty Bounds” method
Nuclear data uncertainty propagation for a typical pwr fuel assembly with burnup
Production and use of nuclear parameter covariance data: an overview of challenging cross cutting scientific issues
Nuclear data uncertainty and sensitivity analysis with xsusa for fuel assembly depletion calculations
Impact of correlations between core configurations for the evaluation of nuclear data uncertainty propagation for reactivity
A comparison of uncertainty propagation techniques using NDaST: full, half or zero Monte Carlo?
Reassessment of gadolinium odd isotopes neutron cross sections: scientific motivations and sensitivity-uncertainty analysis on LWR fuel assembly criticality calculations
Uncertainty propagation based on correlated sampling technique for nuclear data applications
Uncertainty propagation for the design study of the PETALE experimental programme in the CROCUS reactor
Đã phát hiện trình chặn quảng cáo AdBlock
Trang web này phụ thuộc vào doanh thu từ số lần hiển thị quảng cáo để tồn tại. Vui lòng tắt trình chặn quảng cáo của bạn hoặc tạm dừng tính năng chặn quảng cáo cho trang web này.