Ändra sökning
RefereraExporteraLänk till posten
Permanent länk

Direktlänk
Referera
Referensformat
  • apa
  • ieee
  • modern-language-association-8th-edition
  • vancouver
  • Annat format
Fler format
Språk
  • de-DE
  • en-GB
  • en-US
  • fi-FI
  • nn-NO
  • nn-NB
  • sv-SE
  • Annat språk
Fler språk
Utmatningsformat
  • html
  • text
  • asciidoc
  • rtf
Neutron Detection-Based Void Monitoring in Boiling Water Reactors
Uppsala universitet, Teknisk-naturvetenskapliga vetenskapsområdet, Fysiska sektionen, Institutionen för fysik och astronomi, Tillämpad kärnfysik.
Uppsala universitet, Teknisk-naturvetenskapliga vetenskapsområdet, Fysiska sektionen, Institutionen för fysik och astronomi, Tillämpad kärnfysik.
Uppsala universitet, Teknisk-naturvetenskapliga vetenskapsområdet, Fysiska sektionen, Institutionen för fysik och astronomi, Tillämpad kärnfysik.
2010 (Engelska)Ingår i: Nuclear science and engineering, ISSN 0029-5639, E-ISSN 1943-748X, Vol. 164, nr 1, s. 69-79Artikel i tidskrift (Refereegranskat) Published
Abstract [en]

The ratio between the thermal- and fast-neutron fluxes in a boiling water reactor depends on the void fraction. The density of the steam-water mixture present in the core determines the efficiency of the moderation of fast neutrons born in fission; therefore, the void fraction could be determined by means of a simultaneous measurement of the thermal- and fast-neutron fluxes. Such measurement could also be used to investigate channel bow of the nuclear fuel bundles surrounding the detector because of sensitivity of the thermal flux to geometry changes. Calculations have been performed with both lattice and nodal codes to study the behavior of the void fraction correlation to the ratio of the thermal- and fast-neutron fluxes. The results prove the correlation to be nearly linear and robust. The rate of change of the correlation is insensitive to standard reactor operating parameters such as control rods and burnable absorbers; the sensitivity of the ratio to void fraction changes primarily depends on the geometry of the fuel bundles. A linear prediction model was used to represent the nodal code results. The absolute void fraction at over 792 positions in the core could be predicted with an absolute uncertainty of +/- 1.5%.

Ort, förlag, år, upplaga, sidor
2010. Vol. 164, nr 1, s. 69-79
Nationell ämneskategori
Teknik och teknologier
Identifikatorer
URN: urn:nbn:se:uu:diva-138162ISI: 000273100700004OAI: oai:DiVA.org:uu-138162DiVA, id: diva2:378897
Tillgänglig från: 2010-12-16 Skapad: 2010-12-16 Senast uppdaterad: 2017-12-11Bibliografiskt granskad

Open Access i DiVA

Fulltext saknas i DiVA

Av organisationen
Tillämpad kärnfysik
I samma tidskrift
Nuclear science and engineering
Teknik och teknologier

Sök vidare utanför DiVA

GoogleGoogle Scholar

urn-nbn

Altmetricpoäng

urn-nbn
Totalt: 555 träffar
RefereraExporteraLänk till posten
Permanent länk

Direktlänk
Referera
Referensformat
  • apa
  • ieee
  • modern-language-association-8th-edition
  • vancouver
  • Annat format
Fler format
Språk
  • de-DE
  • en-GB
  • en-US
  • fi-FI
  • nn-NO
  • nn-NB
  • sv-SE
  • Annat språk
Fler språk
Utmatningsformat
  • html
  • text
  • asciidoc
  • rtf