El término fuente para el reactor de investigación JRTR se deriva bajo un supuesto hipotético de un accidente grave que resulta en la generación de las consecuencias más severas. El núcleo del reactor se modela en base a las especificaciones técnicas de diseño del reactor, y el inventario de productos de fisión se calcula utilizando la secuencia de agotamiento SCALE/TRITON para realizar análisis de quemado y decaimiento mediante el acoplamiento del código de malla de transporte 2-D NEWT al código de agotamiento de combustible ORIGEN-S. Cincuenta radioisótopos contribuyeron a la evaluación, resultando en un término fuente de 3.710 Bq. La dispersión atmosférica fue evaluada utilizando el modelo de pluma gaussiana a través del código HOTSPOT. Se encontró que la dosis efectiva total (TED) en la línea central de la pluma supera los límites de la AIEA para la exposición ocupacional de 0.02 Sv; los resultados mostraron que la dosis máxima es de 200 Sv a 200 m del reactor, bajo
Esta es una versión de prueba de citación de documentos de la Biblioteca Virtual Pro. Puede contener errores. Lo invitamos a consultar los manuales de citación de las respectivas fuentes.
Artículo:
Desarrollo y validación de un código de difusión tridimensional basado en un método de expansión nodal de alto orden para geometría hexagonal
Artículo:
Evaluación de la fiabilidad de un sistema digital de protección de reactores relacionado con la seguridad mediante el método del árbol de sucesos/fallas (ET/FT)
Artículo:
Investigación e implantación de un simulador de SVDU basado en tecnología de emulación
Artículo:
Análisis termohidráulico en estado estacionario del reactor de investigación nuclear Dalat alimentado con LEU
Artículo:
Medición de las tensiones residuales e investigación de sus efectos en una placa de rejilla de revestimiento duro debido a ciclos térmicos en un reactor rápido refrigerado por sodio de tipo piscina