Investigative study of the radiation damage on fuel clad of miniature neutron source reactor using computational tools (Запись № 667943)
[ простой вид ]
| 000 -Маркер | |
|---|---|
| Поле контроля фиксированной длины | 03104nlm2a2200373 4500 |
| 005 - Идентификатор версии | |
| Поле контроля фиксированной длины | 20231030042132.0 |
| 035 ## - Другие системные номера | |
| Идентификатор записи | (RuTPU)RU\TPU\network\39154 |
| 035 ## - Другие системные номера | |
| Идентификатор записи | RU\TPU\network\38308 |
| 100 ## - Данные общей обработки | |
| Данные общей обработки | 20220517a2021 k y0engy50 ba |
| 101 0# - Язык ресурса | |
| Язык текста, звукозаписи и т.д. | английский |
| 102 ## - Страна публикации или производства | |
| Страна публикации | |
| 105 ## - Поле кодированных данных: текстовые ресурсы, монографические | |
| Кодированные данные о монографическом текстовом документе | y z 100zy |
| 135 ## - Поле кодированных данных: электронные ресурсы | |
| Кодированные данные для электронного ресурса | drcn ---uucaa |
| 181 #0 - Поле кодированных данных: вид содержания | |
| Код вида содержания | i |
| 182 #0 - Поле кодированных данных: средство доступа | |
| Код средства доступа | electronic |
| 200 1# - Заглавие и сведения об ответственности | |
| Основное заглавие | Investigative study of the radiation damage on fuel clad of miniature neutron source reactor using computational tools |
| Первые сведения об ответственности | S. Alkhassan, S. V. Belyavsky, V. N. Nesterov |
| 203 ## - Вид содержания и средство доступа | |
| Вид содержания | |
| Средство доступа | |
| 300 ## - Общие примечания | |
| Текст примечания | Title screen |
| 320 ## - Примечания о наличии в ресурсе библиографии/указателя | |
| Текст примечания | [References: 9 tit.] |
| 330 ## - Резюме или реферат | |
| Текст примечания | Core conversion requires some evaluation of the reactor safety. Changes to the reactivity worth, shutdown margin, power density and material properties are crucial to the proper functioning of the reactor. The focus of this article is to study the neutron flux distribution in the reactor core and radiation damage on candidate clads. The Ghana Research Reactor-1 (GHARR-1) operates at maximum power of 30 kW in order to attain a flux of 1.0? 1012 n·cm–2·s for the high enriched uranium core. Using the GHARR-1 core geometry, considering 348 fuel pins, the multiplication factor (Keff) is calculated at enrichments of 10%, 12.5%, 16%, 20%, 30% and 90.2%. The spectrum of neutron flux generated in the 26 group is also calculated at the specified enrichments. The ion/particle interactions with the targets (clad) were studied in the Stopping and Range of Ion in Matter code to establish the best clad material based on recorded defects and vacancies generated. From the calculations and simulations, the best choice from the candidate clads based on the assessment is SiC. The calculation of the fuel campaign length gives 7.5 years. The defects sustained by the prospective clad showed low susceptibility to swelling and other forms of deformation. |
| 461 #0 - Уровень набора | |
| Идентификатор записи | (RuTPU)RU\TPU\network\3526 |
| Заглавие | Journal of Physics: Conference Series |
| 463 ## - Уровень физической единицы | |
| Заглавие | Vol. 2064 : Gas Discharge Plasmas and Their Applications (GDP 2021) |
| Сведения, относящиеся к заглавию | 15th International Conference, 5-10 September 2021, Ekaterinburg, Russia |
| Обозначение тома | [ 012103, 6 p.] |
| Дата публикации | 2021 |
| 610 1# - Неконтролируемые предметные термины | |
| Предметный термин | электронный ресурс |
| 610 1# - Неконтролируемые предметные термины | |
| Предметный термин | труды учёных ТПУ |
| 700 #1 - Имя лица – первичная ответственность | |
| Начальный элемент ввода | Alkhassan |
| Часть имени, кроме начального элемента ввода | S. |
| Расширение инициалов личного имени | Samiru |
| 701 #1 - Имя лица – альтернативная ответственность | |
| Начальный элемент ввода | Belyavsky |
| Часть имени, кроме начального элемента ввода | S. V. |
| Расширение инициалов личного имени | Sergey Vladimirovich |
| 701 #1 - Имя лица – альтернативная ответственность | |
| Начальный элемент ввода | Nesterov |
| Часть имени, кроме начального элемента ввода | V. N. |
| Дополнения к именам, кроме дат | specialist in the field of nuclear energy |
| -- | associate Professor of Tomsk Polytechnic University, candidate of technical Sciences |
| Даты | 1977- |
| Расширение инициалов личного имени | Vladimir Nikolaevich |
| -- | stltpush |
| Идентификатор авторитетной/ нормативной записи | (RuTPU)RU\TPU\pers\35579 |
| 712 02 - Наименование организации – вторичная ответственность | |
| Начальный элемент ввода | Национальный исследовательский Томский политехнический университет |
| Структурное подразделение | Инженерная школа ядерных технологий |
| -- | Отделение ядерно-топливного цикла |
| -- | 7864 |
| -- | stltpush |
| Идентификатор авторитетной/ нормативной записи | (RuTPU)RU\TPU\col\23554 |
| 801 #2 - Источник записи | |
| Страна | RU |
| Организация | 63413507 |
| Дата составления | 20220830 |
| Правила каталогизации | RCR |
| 856 4# - Местонахождение электронных ресурсов и доступ к ним | |
| Универсальный идентификатор ресурса | http://earchive.tpu.ru/handle/11683/72799 |
| 856 4# - Местонахождение электронных ресурсов и доступ к ним | |
| Универсальный идентификатор ресурса | https://doi.org/10.1088/1742-6596/2064/1/012103 |
| 090 ## - System Control Numbers (Koha) | |
| Koha biblioitem number (autogenerated) | 667943 |
| 942 ## - Добавленные элементы ввода (Коха) | |
| Тип документа | Computer Files |
Нет доступных единиц.