کد مقاله | کد نشریه | سال انتشار | مقاله انگلیسی | نسخه تمام متن |
---|---|---|---|---|
5475204 | 1521093 | 2017 | 11 صفحه PDF | دانلود رایگان |
عنوان انگلیسی مقاله ISI
Preconceptual design of a fluoride high temperature salt-cooled engineering demonstration reactor: Core design and safety analysis
ترجمه فارسی عنوان
طراحی پیشگیرانه یک راکتور تظاهرات مهندسی با درجه حرارت پایین با فلوراید: طراحی هسته و تجزیه و تحلیل ایمنی
دانلود مقاله + سفارش ترجمه
دانلود مقاله ISI انگلیسی
رایگان برای ایرانیان
کلمات کلیدی
موضوعات مرتبط
مهندسی و علوم پایه
مهندسی انرژی
مهندسی انرژی و فناوری های برق
چکیده انگلیسی
Core design characteristics, fuel cycle performance, and safety analysis of the FHR DR preconcept have been evaluated. The FHR DR core design features a negative or negligible void coefficient throughout a reactor operating cycle. Both single-batch (cartridge) and multiple-batch fuel cycles can be demonstrated in the FHR DR. The single-batch cycle length of the FHR DR core is estimated at between 12 and 18Â months, assuming the successful qualification of composite carbon (C/C) or silicon carbide (SiC/SiC) structural fuel block tie rod material. Fuel cycle performance of the FHR DR is similar to a high temperature gas-cooled reactor. Preliminary safety analysis of the FHR DR indicates that the reactor could be used to demonstrate the inherent safety characteristics of FHR designs.
ناشر
Database: Elsevier - ScienceDirect (ساینس دایرکت)
Journal: Annals of Nuclear Energy - Volume 103, May 2017, Pages 49-59
Journal: Annals of Nuclear Energy - Volume 103, May 2017, Pages 49-59
نویسندگان
Nicholas R. Brown, Benjamin R. Betzler, Juan J. Carbajo, Aaron J. Wysocki, M. Scott Greenwood, Cole Gentry, A. Louis Qualls,