Zobrazeno 1 - 10
of 652
pro vyhledávání: '"POST-IRRADIATION EXAMINATION"'
Publikováno v:
Yuanzineng kexue jishu, Vol 58, Iss 1, Pp 149-156 (2024)
The zirconium alloy cladding of PWR fuel rods which undergo high neutron irradiation during service, will cause significant changes in its microstructure, thereby affecting its macroscopic performance. Therefore, the study of neutron irradiation beha
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/2576309bf745469eb4f417f6450d0f8c
Publikováno v:
Nuclear Materials and Energy, Vol 38, Iss , Pp 101625- (2024)
Lithium metatitanate (Li2TiO3) pebbles were irradiated with neutrons within the HICU (High neutron fluence Irradiation of pebble staCks for fUsion) experiment to investigate their material properties and tritium release behaviour in a post-irradiatio
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/c6dabb94acc2471ba409d6cdee2cf3eb
Akademický článek
Tento výsledek nelze pro nepřihlášené uživatele zobrazit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
Akademický článek
Tento výsledek nelze pro nepřihlášené uživatele zobrazit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
Akademický článek
Tento výsledek nelze pro nepřihlášené uživatele zobrazit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
Akademický článek
Tento výsledek nelze pro nepřihlášené uživatele zobrazit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
Autor:
Tiankai Yao, Mukesh Bachhav, Fidelma G. Di Lemma, Fei Xu, Fei Teng, Daniel J. Murray, Michael T. Benson, Luca Capriotti
Publikováno v:
Frontiers in Nuclear Engineering, Vol 1 (2023)
U-Zr metallic fuel is a promising fuel candidate for Gen Ⅳ fast spectrum reactors. Previous experimental irradiation campaigns showed that the sodium thermal bonded U-10Zr fuel design can achieve a burnup of 10% fissions per initial heavy metal ato
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/94c4315bea7345b292a9aecfd05d4c38
Publikováno v:
Jurnal Ilmiah SINERGI, Vol 26, Iss 2, Pp 257-264 (2022)
The Al 6070 is the side plate material of the MTR-fuel plate bundle. These post-irradiation mechanical properties will be used in the side plate cutting process to obtain certain plates from the MTR-fuel plate bundle. This activity is part of a serie
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/6774fdb2f71f40b4be4a18b475d53b1a
Publikováno v:
Frontiers in Energy Research, Vol 11 (2023)
Low-enriched (LEU) U-ZrH fuel, with a235U content less than 20% of the total uranium, is being evaluated for possible use in different types of reactors, including space nuclear systems, light water reactors (LWRs) and micro-reactors. As a result, it
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/b7a188d59b0847df889d67a158b893ba
Akademický článek
Tento výsledek nelze pro nepřihlášené uživatele zobrazit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.