Поиск :
Личный кабинет :
Электронный каталог: Хассан, А.А. - Анализ библиотек оцененных ядерных данных на примере расчета критичности сферы Np-237
Хассан, А.А. - Анализ библиотек оцененных ядерных данных на примере расчета критичности сферы Np-237
Статья
Автор: Хассан, А.А.
Физика элементарных частиц и атомного ядра. Письма: Анализ библиотек оцененных ядерных данных на примере расчета критичности сферы Np-237
б.г.
ISBN отсутствует
Автор: Хассан, А.А.
Физика элементарных частиц и атомного ядра. Письма: Анализ библиотек оцененных ядерных данных на примере расчета критичности сферы Np-237
б.г.
ISBN отсутствует
Статья
Хассан, А.А.
Анализ библиотек оцененных ядерных данных на примере расчета критичности сферы Np-237 / А.А.Хассан, Т.С.Дикова, В.В.Афанасьев // Физика элементарных частиц и атомного ядра. Письма. – 2024. – Т. 21, № 2. – С. 222-229. – URL: http://www1.jinr.ru/Pepan_letters/panl_2024_2/14_Khasan.pdf. – Библиогр.: 13.
Существует ряд проектов быстрых реакторов, предлагающих использовать в качестве топлива нитрид нептуния (NpN). Ввиду малоизученности нейтронно-физических характеристик Np-237 для расчетного моделирования работы реактора необходим их подробный анализ. Целью данной работы является сравнение библиотек оцененных ядерных данных для уменьшения погрешности при расчете критической массы Np-237. Экспериментально полученные значения Kэф (эксперимент проведен в Лос-Аламосской национальной лаборатории в 2002 г.) сравнили с расчетными значениями, полученными с применением различных программных комплексов, использующих метод Монте-Карло (MCNP, Serpent), а также 14 библиотек оцененных ядерных данных (JEFF, ENDF, JENDL, TENDEL, РОСФОНД).
ОИЯИ = ОИЯИ (JINR)2024
Спец.(статьи,препринты) = С 348 е - Реакторные материалы (горючее, замедлитель, отражатель), конструкционные материалы (алюминий, цирконий, нержавеющая сталь)
Хассан, А.А.
Анализ библиотек оцененных ядерных данных на примере расчета критичности сферы Np-237 / А.А.Хассан, Т.С.Дикова, В.В.Афанасьев // Физика элементарных частиц и атомного ядра. Письма. – 2024. – Т. 21, № 2. – С. 222-229. – URL: http://www1.jinr.ru/Pepan_letters/panl_2024_2/14_Khasan.pdf. – Библиогр.: 13.
Существует ряд проектов быстрых реакторов, предлагающих использовать в качестве топлива нитрид нептуния (NpN). Ввиду малоизученности нейтронно-физических характеристик Np-237 для расчетного моделирования работы реактора необходим их подробный анализ. Целью данной работы является сравнение библиотек оцененных ядерных данных для уменьшения погрешности при расчете критической массы Np-237. Экспериментально полученные значения Kэф (эксперимент проведен в Лос-Аламосской национальной лаборатории в 2002 г.) сравнили с расчетными значениями, полученными с применением различных программных комплексов, использующих метод Монте-Карло (MCNP, Serpent), а также 14 библиотек оцененных ядерных данных (JEFF, ENDF, JENDL, TENDEL, РОСФОНД).
ОИЯИ = ОИЯИ (JINR)2024
Спец.(статьи,препринты) = С 348 е - Реакторные материалы (горючее, замедлитель, отражатель), конструкционные материалы (алюминий, цирконий, нержавеющая сталь)