مشخصات کتاب

Sensitivity of advanced reactor and fuel cycle performance parameters to nuclear data uncertainties

ویرایش:  
نویسندگان: G Aliberti,  G Palmiotti,  M Salvatores,  T K Kim,  T A Taiwo,  et al,  All authors  
سری:  
ISBN (شابک) : 9812568301 
ناشر: World  
سال نشر: 2006 
تعداد صفحات: 300 
زبان: English 
فرمت فایل : PDF (درصورت درخواست کاربر به PDF، EPUB یا AZW3 تبدیل می شود) 
حجم فایل: 13 مگابایت 

در صورت تبدیل فایل کتاب Sensitivity of advanced reactor and fuel cycle performance parameters to nuclear data uncertainties به فرمت های PDF، EPUB، AZW3، MOBI و یا DJVU می توانید به پشتیبان اطلاع دهید تا فایل مورد نظر را تبدیل نمایند.

توجه داشته باشید کتاب حساسيت پارامترهاي راكتور پيشرفته و سوختي به عدم اطمينان داده هاي هسته اي نسخه زبان اصلی می باشد و کتاب ترجمه شده به فارسی نمی باشد. وبسایت اینترنشنال لایبرری ارائه دهنده کتاب های زبان اصلی می باشد و هیچ گونه کتاب ترجمه شده یا نوشته شده به فارسی را ارائه نمی دهد.

توضیحاتی در مورد کتاب حساسيت پارامترهاي راكتور پيشرفته و سوختي به عدم اطمينان داده هاي هسته اي

این جلد پیشرفت اخیر در بهبود پایگاه داده هسته ای مورد نیاز برای توسعه سیستم های انرژی هسته ای نسل چهارم را نشان می دهد. مجمع بین‌المللی نسل چهارم (GIF) شش مفهوم پیشرفته را برای تولید انرژی هسته‌ای پایدار با قیمت‌های رقابتی و با ایمنی پیشرفته، با توجه ویژه به مسائل مربوط به عدم تکثیر هسته‌ای و حفاظت فیزیکی، به حداقل رساندن زباله‌های رادیو سمی با عمر طولانی و منابع طبیعی بهینه شناسایی کرد. گروه‌های سیستم استفاده برای مطالعه دقیق این مفاهیم ایجاد شده‌اند و داده‌های هسته‌ای بخشی ذاتی این مطالعات هستند. این کتاب به بررسی کارهای اخیراً برای توسعه این سیستم ها می پردازد. مشارکت‌ها شامل مروری به روز از دستاوردهای اخیر در تجزیه و تحلیل حساسیت، محاسبات مدل، برآورد عدم قطعیت‌ها، و وضعیت فعلی پایگاه‌های داده هسته‌ای با توجه به کاربردهای آنها در سیستم‌های نسل چهارم است. در این کارگاه، توجه ویژه ای به شناسایی نیازهای داده هسته ای از تجزیه و تحلیل حساسیت آزمایش های معیار و درمان عدم قطعیت ها شد. این مجموعه شامل مروری بر چندین برنامه تجربی و نتایج اخیر مورد علاقه برای توسعه سیستم های نسل چهارم است

توضیحاتی درمورد کتاب به خارجی

This volume presents recent progress in the improvement of the nuclear database needed for the development of Generation IV nuclear energy systems. The Generation IV International Forum (GIF) identified six advanced concepts for sustainable nuclear energy production at competitive prices and with advanced safety, with special attention to nuclear non-proliferation and physical protection issues, minimization of long-lived radiotoxic waste, and optimum natural resource utilization System groups have been established for studying these concepts in detail, and nuclear data are an inherent part of these studies. This book reviews the work recently performed for the development of these systems. The contributions include an up-to-date overview of recent achievements in sensitivity analysis, model calculations, estimates of uncertainties, and the present status of nuclear databases with regard to their applications to Generation IV systems. In the workshop, special attention was given to the identification of nuclear data needs from sensitivity analysis of benchmark experiments and the treatment of uncertainties. The proceedings contain overviews of several experimental program and recent results of interest for the development of Generation IV systems

فهرست مطالب

CONTENTS......Page 10
Organising and Scientific Advisory Committees......Page 6
Preface......Page 8
Nuclear Data Needs for Generation IV Systems......Page 14
Future of Nuclear Energy and the Role of Nuclear Data......Page 16
Nuclear Data Needs for Generation IV Nuclear Energy Systems- Summary of U.S. Workshop......Page 21
Nuclear Data Needs for the Assessment of Gen. IV Systems......Page 31
Nuclear Data Needs for Generation IV- Lessons from Benchmarks?......Page 45
Core Design Issues of the Supercritical Water Fast Reactor......Page 51
GFR Core Neutronics Studies at CEA......Page 59
Comparative Study on Different Phonon Frequency Spectra of Graphite in GCR......Page 71
Innovative Fuel Types for Minor Actinides Transmutation......Page 77
The Importance of Nuclear Data in Modeling and Designing Generation IV Fast Reactors......Page 83
The GIF and Mexico "Everything Begins With A Wish"......Page 85
Benchmarks Sensitivity Calculations Uncertainties......Page 92
Sensitivity of Advanced Reactor and Fuel Cycle Performance Parameters to Nuclear Data Uncertainties......Page 94
Sensitivity and Uncertainty Study for Thermal Molten Salt Reactors......Page 114
Integral Reactor Physics Benchmarks- The International Criticality Safety Benchmark Evaluation Project (ICSBEP) and the International Reactor Physics Experiment Evaluation Project (IRPHEP)......Page 126
Computer Model of an Error Propagation Through Micro-Campaign of Fast Neutron Gas Cooled Nuclear Reactor......Page 141
Combining Differential and Integral Experiments on 239Pu for Reducing Uncertainties in Nuclear Data Applications......Page 151
Sensitivity of Activation Cross Sections of the Hafnium Tantalum and Tungsten Stable Isotopes to Nuclear Reaction Mechanisms......Page 158
Generating Covariance Data with Nuclear Models......Page 166
Sensitivity of Candu-SCWR Reactor Physics Calculations to Nuclear Data Files......Page 176
The Lead Cooled Fast Reactor Benchmark BREST-300: Analysis with Sensitivity Method......Page 186
Sensitivity Analysis of Neutron Cross-Sections Considered for Design and Safety Studies of LFR and SER Generation IV Systems......Page 196
Experiments......Page 206
INL Capabilities for Nuclear Data Measurements Using the Argonne Intense Pulsed Neutron Source Facility......Page 208
Cross-Section Measurements in the Fast Neutron Energy Range......Page 221
Recent Measurements of Neutron Capture Cross Sections for Minor Actinides by a JNC and Kyoto University Group......Page 229
Determination of Minor Actinides Fission Cross Sections by Means of Transfer Reactions......Page 235
Evaluated Data Libraries......Page 246
Nuclear Data Services from the NEA......Page 248
Nuclear Databases for Energy Applications: An IAEA Perspective......Page 257
Nuclear Data Evaluation for Generation IV......Page 266
Improved Evaluations of Neutron-Induced Reactions on Americium Isotopes......Page 275
Using Improved ENDF-Based Nuclear Data for Candu Reactor Calculations......Page 283
A Comparative Study on the Graphite-Moderated Reactors Using Different Evaluated Nuclear Data......Page 291
Author Index......Page 298

نظرات کاربران

کتاب های تصادفی

دانلود کتاب Teoría del saber histórico

دانلود کتاب Character theory and the McKay conjecture

دانلود کتاب Strategic Treaty Management: Practice and Implications

دانلود کتاب Culture, Conflict and Migration: The Irish in Victorian Cumbria

دانلود کتاب Excel 2010 for Biological and Life Sciences Statistics: A Guide to Solving Practical Problems