TAILIEUCHUNG - Nuclear data uncertainty propagation for a typical pwr fuel assembly with burnup

The effects of nuclear data uncertainties are studied on a typical PWR fuel assembly model in the framework of the OECD Nuclear Energy Agency UAM (Uncertainty Analysis in Modeling) expert working group. The “Fast Total Monte Carlo” method is applied on a model for the Monte Carlo transport and burnup code SERPENT. Uncertainties on k∞, reaction rates, two-group cross sections, inventory and local pin power density during burnup are obtained, due to transport cross sections for the actinides and fission products, fission yields and thermal scattering data. | Nuclear data uncertainty propagation for a typical pwr fuel assembly with burnup

TAILIEUCHUNG - Chia sẻ tài liệu không giới hạn
Địa chỉ : 444 Hoang Hoa Tham, Hanoi, Viet Nam
Website : tailieuchung.com
Email : tailieuchung20@gmail.com
Tailieuchung.com là thư viện tài liệu trực tuyến, nơi chia sẽ trao đổi hàng triệu tài liệu như luận văn đồ án, sách, giáo trình, đề thi.
Chúng tôi không chịu trách nhiệm liên quan đến các vấn đề bản quyền nội dung tài liệu được thành viên tự nguyện đăng tải lên, nếu phát hiện thấy tài liệu xấu hoặc tài liệu có bản quyền xin hãy email cho chúng tôi.
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.