Kinh doanh - Marketing
Kinh tế quản lý
Biểu mẫu - Văn bản
Tài chính - Ngân hàng
Công nghệ thông tin
Tiếng anh ngoại ngữ
Kĩ thuật công nghệ
Khoa học tự nhiên
Khoa học xã hội
Văn hóa nghệ thuật
Sức khỏe - Y tế
Văn bản luật
Nông Lâm Ngư
Kỹ năng mềm
Luận văn - Báo cáo
Giải trí - Thư giãn
Tài liệu phổ thông
Văn mẫu
Giới thiệu
Đăng ký
Đăng nhập
Tìm
Danh mục
Kinh doanh - Marketing
Kinh tế quản lý
Biểu mẫu - Văn bản
Tài chính - Ngân hàng
Công nghệ thông tin
Tiếng anh ngoại ngữ
Kĩ thuật công nghệ
Khoa học tự nhiên
Khoa học xã hội
Văn hóa nghệ thuật
Y tế sức khỏe
Văn bản luật
Nông lâm ngư
Kĩ năng mềm
Luận văn - Báo cáo
Giải trí - Thư giãn
Tài liệu phổ thông
Văn mẫu
Thông tin
Điều khoản sử dụng
Quy định bảo mật
Quy chế hoạt động
Chính sách bản quyền
Giới thiệu
Đăng ký
Đăng nhập
0
Trang chủ
Kỹ Thuật - Công Nghệ
Năng lượng
Nuclear transmutation of long-lived fission product I-129 in radial blanket of sodium-cooled fast reactor
Đang chuẩn bị liên kết để tải về tài liệu:
Nuclear transmutation of long-lived fission product I-129 in radial blanket of sodium-cooled fast reactor
Hồng Việt
52
8
pdf
Đang chuẩn bị nút TẢI XUỐNG, xin hãy chờ
Tải xuống
An investigation on the nuclear transmutation of elemental long-lived fission product (LLFP) in a fast reactor is being conducted focusing on the I-129 LLFP (half-life 15.7 million years) to reduce the environmental burden. The LLFP assembly is loaded into the radial blanket region of a Japanese MONJU class sodium-cooled fast reactor (710 MWth, 148 days/cycle). The iodine element containing I-129 LLFP (without isotope separation) is mixed with YD2 and/or YH2 moderator material to enhance the nuclear transmutation rate. |
TÀI LIỆU LIÊN QUAN
Monte Carlo analysis of LWR spent fuel transmutation in a fusionfission hybrid reactor system
Partitioning and transmutation contribution of MYRRHA to an EU strategy for HLW management and main achievements of MYRRHA related FP7 and H2020 projects: MYRTE, MARISA, MAXSIMA, SEARCH, MAX, FREYA, ARCAS
Nuclear transmutation of long-lived fission product I-129 in radial blanket of sodium-cooled fast reactor
Solving point burnup equations by Magnus method
Design of an irradiation rig using screen method for silicon transmutation doping at the Dalat research reactor
Transmutation considerations of LWR and RBMK spent nuclear fuel by the fusion–fission hybrid system
Partitioning and transmutation strategy R&D for nuclear spent fuel: the SACSESS and GENIORS projects
A low power ADS for transmutation studies in fast systems
Characterization of metallic fuel for minor actinides transmutation in fast reactor
Inert-matrix fuel for transmutation: Selected mid- and long-term effects on reprocessing, fuel fabrication and inventory sent to final disposal
crossorigin="anonymous">
Đã phát hiện trình chặn quảng cáo AdBlock
Trang web này phụ thuộc vào doanh thu từ số lần hiển thị quảng cáo để tồn tại. Vui lòng tắt trình chặn quảng cáo của bạn hoặc tạm dừng tính năng chặn quảng cáo cho trang web này.