Zobrazeno 1 - 10
of 95
pro vyhledávání: '"Transuranus"'
Akademický článek
Tento výsledek nelze pro nepřihlášené uživatele zobrazit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
Autor:
L. Luzzi, T. Barani, B. Boer, A. Del Nevo, M. Lainet, S. Lemehov, A. Magni, V. Marelle, B. Michel, D. Pizzocri, A. Schubert, P. Van Uffelen, M. Bertolus
Publikováno v:
Nuclear Engineering and Technology, Vol 55, Iss 3, Pp 884-894 (2023)
Design and safety assessment of fuel pins for application in innovative Generation IV fast reactors calls for a dedicated nuclear fuel modelling and for the extension of the fuel performance code capabilities to the envisaged materials and irradiatio
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/c0d3eeb4aadc4293b00b625ebc496957
Autor:
Jheffry Gonzalez, Martin Ševecek
Publikováno v:
Acta Polytechnica CTU Proceedings, Vol 37, Pp 24-30 (2022)
The expected benefits from Cr-doped fuel are improved retention of fission gases within the pellets due to its large grain size. To demonstrate this, several experiments have been carried out by Halden reactor and Studsvik. These experiments are now
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/1259447b0b81430da74ad1eba03e03d3
Publikováno v:
Nuclear Engineering and Technology, Vol 54, Iss 12, Pp 4460-4473 (2022)
The behaviour of the fission gas plays an important role in the fuel rod performance. In a previous work, we presented a physics-based model describing intra- and inter-granular behaviour of radioactive fission gas. The model was implemented in SCIAN
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/7209620d8c494af5a3be421612beed65
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.
Publikováno v:
Nuclear Engineering and Technology, Vol 54, Iss 7, Pp 2395-2407 (2022)
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 safe
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/c9de49b260d34c189f9ef7d6460a145b
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:
L. Luzzi, T. Barani, B. Boer, L. Cognini, A. Del Nevo, M. Lainet, S. Lemehov, A. Magni, V. Marelle, B. Michel, D. Pizzocri, A. Schubert, P. Van Uffelen, M. Bertolus
Publikováno v:
Nuclear Engineering and Technology, Vol 53, Iss 10, Pp 3367-3378 (2021)
The design phase and safety assessment of Generation IV liquid metal-cooled fast reactors calls for the improvement of fuel pin performance codes, in particular the enhancement of their predictive capabilities towards uranium-plutonium mixed oxide fu
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/465c56dbb7c84e658cd64258b649ce3a