The volumetric homogenization method for the simplified modelling of modular high-temperature gas-cooled reactor core with thorium-uranium fuel is presented in the paper. The method significantly reduces the complexity of the 3D numerical model. Hence, the computation time associated with the time-consuming Monte Carlo modelling of neutron transport is considerably reduced. Example results comprise the time evolutions of the effective neutron multiplication factor and fissionable isotopes (233U, 235U, 239Pu, 241Pu) for a few configurations of the initial reactor core.
Ta witryna wykorzystuje pliki cookies do przechowywania informacji na Twoim komputerze. Pliki cookies stosujemy w celu świadczenia usług na najwyższym poziomie, w tym w sposób dostosowany do indywidualnych potrzeb. Korzystanie z witryny bez zmiany ustawień dotyczących cookies oznacza, że będą one zamieszczane w Twoim komputerze. W każdym momencie możesz dokonać zmiany ustawień dotyczących cookies
Informacja
SZANOWNI CZYTELNICY!
UPRZEJMIE INFORMUJEMY, ŻE BIBLIOTEKA FUNKCJONUJE W NASTĘPUJĄCYCH GODZINACH:
Wypożyczalnia i Czytelnia Główna: poniedziałek – piątek od 9.00 do 19.00