Thermo-Physical Properties of Dispersion Nuclear Fuel for a New-Generation Reactors: A Computational Approach; AIP Conference Proceedings; Vol. 2101 : Isotopes: Technologies, Materials and Application (ITMA-2018)

Thermo-Physical Properties of Dispersion Nuclear Fuel for a New-Generation Reactors: A Computational Approach; AIP Conference Proceedings; Vol. 2101 : Isotopes: Technologies, Materials and Application (ITMA-2018)

Bibliografske podrobnosti
Parent link:	AIP Conference Proceedings Vol. 2101 : Isotopes: Technologies, Materials and Application (ITMA-2018).— 2019.— [020002, 7 p.]
Corporate Authors:	Национальный исследовательский Томский политехнический университет Инженерная школа ядерных технологий Отделение ядерно-топливного цикла, Национальный исследовательский Томский политехнический университет Инженерная школа ядерных технологий Лаборатория плазменных гибридных систем, Национальный исследовательский Томский политехнический университет Инженерная школа ядерных технологий Научная лаборатория изотопного анализа и технологий
Drugi avtorji:	Bedenko S. V. Sergey Vladimirovich, Karengin A. G. Aleksander Grigorievich, Nima Ghal-Eh, Alekseev N. Nikita, Knyshev V. V. Vladimir Vladimirovich, Shamanin I. V. Igor Vladimirovich
Izvleček:	Title screen Tomsk Polytechnic University is conducting a series of experiments to develop a nuclear fuel manufacturing technology required for a new-generation innovative nuclear systems. In this study, the thermal conductivity and thermophysical properties were calculated for the proposed nuclear fuel, which are necessary before proceeding to the construction stage. The cylindrical fuel compact consisting of spherical coated constituents (Pu,Th)O[2] of BISO type, were sintered together within a graphite matrix (C). Also, a composite material made of nuclear fuel (Pu,Th)O[2] and refractory oxides BeO/MgO, were prepared using plasma-chemical synthesis method. The development of a fuel pellet with desired physical properties that can be exposed for a long time under irradiation in a high-temperature gas-cooled thorium reactor core is the main technological advantage of the present study. Режим доступа: по договору с организацией-держателем ресурса
Jezik:	angleščina
Izdano:	2019
Teme:	электронный ресурс труды учёных ТПУ теплофизические свойства ядерное топливо дисперсионное топливо реакторы инновационные системы теплопроводность топливные таблетки ториевые реакторы облучение
Online dostop:	https://doi.org/10.1063/1.5099594
Format:	Elektronski Book Chapter
KOHA link:	https://koha.lib.tpu.ru/cgi-bin/koha/opac-detail.pl?biblionumber=660276

Internet

https://doi.org/10.1063/1.5099594