کد مقاله | کد نشریه | سال انتشار | مقاله انگلیسی | نسخه تمام متن |
---|---|---|---|---|
1565270 | 1514205 | 2013 | 14 صفحه PDF | دانلود رایگان |
عنوان انگلیسی مقاله ISI
An extended version of the SERPENT-2 code to investigate fuel burn-up and core material evolution of the Molten Salt Fast Reactor
دانلود مقاله + سفارش ترجمه
دانلود مقاله ISI انگلیسی
رایگان برای ایرانیان
موضوعات مرتبط
مهندسی و علوم پایه
مهندسی انرژی
انرژی هسته ای و مهندسی
پیش نمایش صفحه اول مقاله
![عکس صفحه اول مقاله: An extended version of the SERPENT-2 code to investigate fuel burn-up and core material evolution of the Molten Salt Fast Reactor An extended version of the SERPENT-2 code to investigate fuel burn-up and core material evolution of the Molten Salt Fast Reactor](/preview/png/1565270.png)
چکیده انگلیسی
The production of helium and the depletion in tungsten content due to nuclear reactions are calculated for the nickel-based alloy selected as reactor structural material of the MSFR. These preliminary evaluations can be helpful in studying the radiation damage of both the primary salt container and the axial reflectors.
ناشر
Database: Elsevier - ScienceDirect (ساینس دایرکت)
Journal: Journal of Nuclear Materials - Volume 441, Issues 1â3, October 2013, Pages 473-486
Journal: Journal of Nuclear Materials - Volume 441, Issues 1â3, October 2013, Pages 473-486
نویسندگان
M. Aufiero, A. Cammi, C. Fiorina, J. Leppänen, L. Luzzi, M.E. Ricotti,