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Licensed Unlicensed Requires Authentication Published by De Gruyter March 11, 2016

Steady state and transient analyses of MNSR reactor using RELAP5 code

Analyse des stationären und transienten Verhaltens des MNSR-Reaktors mit Hilfe des RELAP5-Codes
  • E. Zarifi , S. Tashakor and J. Khorsandi
From the journal Kerntechnik

Abstract

Developing a reliable thermal-hydraulic model of a nuclear reactor is an essential process in the steady state and transient analyses. This paper provides the results of best estimate calculation carried out with reference to Iranian Miniature Neutron Source Reactor (MNSR) using the RELAP5 code. Applying the qualified nodalization and the cross-flow effects are some of the advantages in the present model. Here, various transients including step and ramp reactivity insertions were inspected for safety analysis. The obtained results from the code showed a reasonable agreement with the MNSR Safety Analysis Report (SAR) and existing experimental and reference data.

Kurzfassung

Die Entwicklung eines zuverlässigen thermohydraulischen Modells eines Kernreaktors ist ein wichtiger Schritt bei der Analyse des stationären und transienten Verhaltens eines Reaktors. Dieser Beitrag stellt die Ergebnisse der Best-Estimate-Berechnungen vor, die für den iranischen Miniatur-Neutronenquelle-Reaktor (MNSR) mit Hilfe des RELAP5-Codes durchgeführt wurden. Die Anwendung qualifizierter Nodalisation und Querströmungseffekte bieten einige Vorteile im vorliegenden Modell. Verschiedene Transienten einschließlich des schrittweisen Einbringens der Reaktivität wurden für die Sicherheitsanalyse untersucht. Die erhaltenen Ergebnisse stimmen überein mit den Daten des MNSR-Berichts zur Sicherheitsanalyse (SAR) und vorhandenen experimentellen Daten.


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References

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Received: 2015-07-21
Published Online: 2016-03-11
Published in Print: 2016-03-16

© 2016, Carl Hanser Verlag, München

Downloaded on 28.3.2024 from https://www.degruyter.com/document/doi/10.3139/124.110560/html
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