KCI등재
SCIE
SCOPUS
Application of the SCIANTIX fission gas behaviour module to the integral pin performance in sodium fast reactor irradiation conditions
저자
Magni A. (Politecnico di Milano, Department of Energy, Nuclear Engineering Division) ; Pizzocri D. (Politecnico di Milano, Department of Energy, Nuclear Engineering Division) ; Luzzi L. (Politecnico di Milano, Department of Energy, Nuclear Engineering Division) ; Lainet M. (Commissariat a l'Energie Atomique et aux Energies Alternatives) ; Michel B. (Commissariat a l'Energie Atomique et aux Energies Alternatives) 연구자관계분석
발행기관
학술지명
Nuclear Engineering and Technology(Nuclear Engineering and Technology)
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2022
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English
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KCI등재,SCIE,SCOPUS
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학술저널
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2395-2407(13쪽)
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The sodium-cooled fast reactor is among the innovative nuclear technologies selected in the framework of the development of Generation IV concepts, allowing the irradiation of uranium-plutonium mixed oxide fuels (MOX). A fundamental step for the safety assessment of MOX-fuelled pins for fast reactor applications is the evaluation, by means of fuel performance codes, of the integral thermal-mechanical behaviour under irradiation, involving the fission gas behaviour and release in the fuel-cladding gap.
This work is dedicated to the performance analysis of an inner-core fuel pin representative of the ASTRID sodium-cooled concept design, selected as case study for the benchmark between the GERMINAL and TRANSURANUS fuel performance codes. The focus is on fission gas-related mechanisms and integral outcomes as predicted by means of the SCIANTIX module (allowing the physics-based treatment of inert gas behaviour and release) coupled to both fuel performance codes. The benchmark activity involves the application of both GERMINAL and TRANSURANUS in their “pre-INSPYRE” versions, i.e., adopting the state-of-the-art recommended correlations available in the codes, compared with the “post-INSPYRE” code results, obtained by implementing novel models for MOX fuel properties and phenomena (SCIANTIX included) developed in the framework of the INSPYRE H2020 Project. The SCIANTIX modelling includes the consideration of burst releases of the fission gas stored at the grain boundaries occurring during power transients of shutdown and start-up, whose effect on a fast reactor fuel concept is analysed. A clear need to further extend and validate the SCIANTIX module for application to fast reactor MOX emerges from this work; nevertheless, the GERMINAL-TRANSURANUS benchmark on the ASTRID case study highlights the achieved code capabilities for fast reactor conditions and paves the way towards the proper application of fuel performance codes to safety evaluations on Generation IV reactor concepts.
분석정보
연월일 | 이력구분 | 이력상세 | 등재구분 |
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2023 | 평가예정 | 해외DB학술지평가 신청대상 (해외등재 학술지 평가) | |
2020-01-01 | 평가 | 등재학술지 유지 (해외등재 학술지 평가) | KCI등재 |
2014-01-01 | 평가 | SCIE 등재 (등재유지) | KCI등재 |
2014-01-01 | 평가 | SCOPUS 등재 (등재유지) | KCI등재 |
2011-01-01 | 평가 | 등재학술지 유지 (등재유지) | KCI등재 |
2009-01-01 | 평가 | 등재학술지 유지 (등재유지) | KCI등재 |
2007-01-01 | 평가 | 등재학술지 유지 (등재유지) | KCI등재 |
2006-07-31 | 학술지명변경 | 한글명 : Jorunal of the Korean Nuclear Society -> Nuclear Engineering and Technology외국어명 : 미등록 -> Nuclear Engineering and Technology | KCI후보 |
2004-01-01 | 평가 | 등재후보학술지 선정 (신규평가) | KCI후보 |
2003-01-01 | 평가 | 등재후보 1차 PASS (등재후보1차) | KCI후보 |
2002-01-01 | 평가 | 등재후보학술지 유지 (등재후보1차) | KCI후보 |
1999-01-01 | 평가 | 등재후보학술지 선정 (신규평가) | KCI후보 |
기준연도 | WOS-KCI 통합IF(2년) | KCIF(2년) | KCIF(3년) |
---|---|---|---|
2016 | 1.04 | 0.17 | 0.77 |
KCIF(4년) | KCIF(5년) | 중심성지수(3년) | 즉시성지수 |
0.63 | 0.56 | 0.343 | 0.11 |
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