![](/images/graphics-bg.png)
Methods and Models for the Coupled Neutronics and Thermal-Hydraulics Analysis of the CROCUS Reactor at EFPL
المؤلفون المشاركون
Rais, A.
Siefman, D.
Girardin, G.
Hursin, M.
Pautz, A.
المصدر
Science and Technology of Nuclear Installations
العدد
المجلد 2015، العدد 2015 (31 ديسمبر/كانون الأول 2015)، ص ص. 1-9، 9ص.
الناشر
Hindawi Publishing Corporation
تاريخ النشر
2015-07-01
دولة النشر
مصر
عدد الصفحات
9
الملخص EN
In order to analyze the steady state and transient behavior of the CROCUS reactor, several methods and models need to be developed in the areas of reactor physics, thermal-hydraulics, and multiphysics coupling.
The long-term objectives of this project are to work towards the development of a modern method for the safety analysis of research reactors and to update the Final Safety Analysis Report of the CROCUS reactor.
A first part of the paper deals with generation of a core simulator nuclear data library for the CROCUS reactor using the Serpent 2 Monte Carlo code and also with reactor core modeling using the PARCS code.
PARCS eigenvalue, radial power distribution, and control rod reactivity worth results were benchmarked against Serpent 2 full-core model results.
Using the Serpent 2 model as reference, PARCS eigenvalue predictions were within 240 pcm, radial power was within 3% in the central region of the core, and control rod reactivity worth was within 2%.
A second part reviews the current methodology used for the safety analysis of the CROCUS reactor and presents the envisioned approach for the multiphysics modeling of the reactor.
نمط استشهاد جمعية علماء النفس الأمريكية (APA)
Rais, A.& Siefman, D.& Girardin, G.& Hursin, M.& Pautz, A.. 2015. Methods and Models for the Coupled Neutronics and Thermal-Hydraulics Analysis of the CROCUS Reactor at EFPL. Science and Technology of Nuclear Installations،Vol. 2015, no. 2015, pp.1-9.
https://search.emarefa.net/detail/BIM-1077823
نمط استشهاد الجمعية الأمريكية للغات الحديثة (MLA)
Rais, A.…[et al.]. Methods and Models for the Coupled Neutronics and Thermal-Hydraulics Analysis of the CROCUS Reactor at EFPL. Science and Technology of Nuclear Installations No. 2015 (2015), pp.1-9.
https://search.emarefa.net/detail/BIM-1077823
نمط استشهاد الجمعية الطبية الأمريكية (AMA)
Rais, A.& Siefman, D.& Girardin, G.& Hursin, M.& Pautz, A.. Methods and Models for the Coupled Neutronics and Thermal-Hydraulics Analysis of the CROCUS Reactor at EFPL. Science and Technology of Nuclear Installations. 2015. Vol. 2015, no. 2015, pp.1-9.
https://search.emarefa.net/detail/BIM-1077823
نوع البيانات
مقالات
لغة النص
الإنجليزية
الملاحظات
Includes bibliographical references
رقم السجل
BIM-1077823
قاعدة معامل التأثير والاستشهادات المرجعية العربي "ارسيف Arcif"
أضخم قاعدة بيانات عربية للاستشهادات المرجعية للمجلات العلمية المحكمة الصادرة في العالم العربي
![](/images/ebook-kashef.png)
تقوم هذه الخدمة بالتحقق من التشابه أو الانتحال في الأبحاث والمقالات العلمية والأطروحات الجامعية والكتب والأبحاث باللغة العربية، وتحديد درجة التشابه أو أصالة الأعمال البحثية وحماية ملكيتها الفكرية. تعرف اكثر
![](/images/kashef-image.png)