کد مقاله | کد نشریه | سال انتشار | مقاله انگلیسی | نسخه تمام متن |
---|---|---|---|---|
6758928 | 1431390 | 2018 | 8 صفحه PDF | دانلود رایگان |
عنوان انگلیسی مقاله ISI
Coupled computer code study on irradiation performance of a fast reactor mixed oxide fuel element with an emphasis on the fission product cesium behavior
ترجمه فارسی عنوان
مطالعه کد کامپیوتر همراه با کاربرد تابش عنصر سوخت اکسید مخلوط راکتور با تاکید بر رفتار سزیم محصول تجزیه
دانلود مقاله + سفارش ترجمه
دانلود مقاله ISI انگلیسی
رایگان برای ایرانیان
کلمات کلیدی
راکتور سریع عنصر سوخت اکسید مخلوط، سیسیم، مولیبدن سزیم، اورانیوم سزیم، تعویض مکانیکی پوشش روکش فلزی،
موضوعات مرتبط
مهندسی و علوم پایه
مهندسی انرژی
مهندسی انرژی و فناوری های برق
چکیده انگلیسی
A computer code for the analysis of the overall irradiation performance of a fast reactor mixed-oxide (MOX) fuel element was coupled with a specialized code for the analysis of fission product cesium behaviors in a MOX fuel element. The coupled code system allowed for the analysis of the radial and axial Cs migrations, the generation of Cs chemical compounds and fuel swelling due to Cs-fuel-reactions in association with the thermal and mechanical behaviors of the fuel element. The coupled code analysis was applied to the irradiation performance of a fast reactor MOX fuel element attaining high burnup for discussion on the axial distribution of Cs, fuel-to-cladding mechanical interaction owing to the Cs-fuel-reactions and the Cs-Mo-O compound formed in the fuel-to-cladding gap by comparing the calculated results with experimental data obtained from post irradiation examinations.
ناشر
Database: Elsevier - ScienceDirect (ساینس دایرکت)
Journal: Nuclear Engineering and Design - Volume 331, May 2018, Pages 186-193
Journal: Nuclear Engineering and Design - Volume 331, May 2018, Pages 186-193
نویسندگان
Tomoyuki Uwaba, Junichi Nemoto, Ikuo Ishitani, Masahiro Ito,