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ア ァ カ サ ザ タ ダ ナ ハ バ パ マ ヤ ャ ラ ワ ヮ ン イ ィ キ ギ シ ジ チ ヂ ニ ヒ ビ ピ ミ リ ウ ゥ ク グ ス ズ ツ ヅ ッ ヌ フ ブ プ ム ユ ュ ル エ ェ ケ ゲ セ ゼ テ デ ヘ ベ ペ メ レ オ ォ コ ゴ ソ ゾ ト ド ノ ホ ボ ポ モ ヨ ョ ロ ヲ ―

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      저자 : Arani Mehdi Khaki (검색결과 1 건)
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        Application of a new neutronics/thermal-hydraulics coupled code for steady state analysis of light water reactors

        Safavi Amir,Esteki Mohammad Hossein,Mirvakili Seyed Mohammad,Arani Mehdi Khaki 한국원자력학회 2020 Nuclear Engineering and Technology Vol.52 No.8

        Due to ever-growing advancements in computers and relatively easy access to them, many efforts have been made to develop high-fidelity, high-performance, multi-physics tools, which play a crucial role in the design and operation of nuclear reactors. For this purpose in this study, the neutronic Monte Carlo and thermal-hydraulic sub-channel codes entitled MCNP and COBRA-EN, respectively, were applied for external coupling with each other. The coupled code was validated by code-to-code comparison with the internal couplings between MCNP5 and SUBCHANFLOW as well as MCNP6 and CTF. The simulation re-sults of all code systems were in good agreement with each other. Then, as the second problem, the core of the VVER-1000 v446 reactor was simulated by the MCNP4C/COBRA-EN coupled code to measure the capability of the developed code to calculate the neutronic and thermohydraulic parameters of real and industrial cases. The simulation results of VVER-1000 core were compared with FSAR and another nu-merical solution of this benchmark. The obtained results showed that the ability of the MCNP4C/COBRA-EN code for estimating the neutronic and thermohydraulic parameters was very satisfactory.

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