Evaluation of neutron activation of intermetallic matrices for dispersive nuclear fuel obtained by SH-synthesis / M. M. Balachkov, O. Yu. Dolmatov, M. S. Kuznetsov [et al.]

Уровень набора: Journal of Physics: Conference SeriesАльтернативный автор-лицо: Balachkov, M. M., Specialist in the field of nuclear technologies, Technician of Tomsk Polytechnic University, 1995-, Maxim Mikhailovich;Dolmatov, O. Yu., Physicist, Candidate of physical and mathematical sciences, 1967-, Oleg Yurevich;Kuznetsov, M. S., physicist, Senior Lecturer of Tomsk Polytechnic University, 1984-, Mikhail Sergeyevich;Kostyuchenko, K. S., Kristina Sergeevna;Pimenov, N. O., Nikita Olegovich;Permikin, A. A., Specialist in the field of nuclear technologies, Engineer of Tomsk Polytechnic University, 1995-, Anton AndreevichКоллективный автор (вторичный): Национальный исследовательский Томский политехнический университет, Инженерная школа ядерных технологий, Отделение ядерно-топливного циклаЯзык: английский.Резюме или реферат: The paper describes a technique for obtaining intermetallic matrix materials based on Zr-Al and Ni-Al systems for dispersive nuclear fuel. This type of fuel is planned to be used in existing and future high-temperature nuclear reactors. Physical and mathematical modelling of the process of activation of matrices by neutron radiation showed that upon reaching the value of thermal neutron fluence of the order of 2.76·1021 n·cm-2 , the activity of Zr-Al and Ni-Al matrices was 1.3·1010 and 0.2·1010 Bq/g, respectively. The analysis showed that in terms of exposure of irradiated fuel it is preferable to use a matrix based on the zirconium-aluminium system..Примечания о наличии в документе библиографии/указателя: [References: 8 tit.].Тематика: электронный ресурс | труды учёных ТПУ | нейтронная активация | дисперсионное топливо | ядерное топливо | матричные материалы | ядерные реакторы | физико-математическое моделирование | активация | матрицы | облученное топливо Ресурсы он-лайн:Щелкните здесь для доступа в онлайн | Щелкните здесь для доступа в онлайн
Тэги из этой библиотеки: Нет тэгов из этой библиотеки для этого заглавия. Авторизуйтесь, чтобы добавить теги.
Оценка
    Средний рейтинг: 0.0 (0 голосов)
Нет реальных экземпляров для этой записи

Title screen

[References: 8 tit.]

The paper describes a technique for obtaining intermetallic matrix materials based on Zr-Al and Ni-Al systems for dispersive nuclear fuel. This type of fuel is planned to be used in existing and future high-temperature nuclear reactors. Physical and mathematical modelling of the process of activation of matrices by neutron radiation showed that upon reaching the value of thermal neutron fluence of the order of 2.76·1021 n·cm-2 , the activity of Zr-Al and Ni-Al matrices was 1.3·1010 and 0.2·1010 Bq/g, respectively. The analysis showed that in terms of exposure of irradiated fuel it is preferable to use a matrix based on the zirconium-aluminium system.

Для данного заглавия нет комментариев.

оставить комментарий.