دسترسی نامحدود
برای کاربرانی که ثبت نام کرده اند
برای ارتباط با ما می توانید از طریق شماره موبایل زیر از طریق تماس و پیامک با ما در ارتباط باشید
در صورت عدم پاسخ گویی از طریق پیامک با پشتیبان در ارتباط باشید
برای کاربرانی که ثبت نام کرده اند
درصورت عدم همخوانی توضیحات با کتاب
از ساعت 7 صبح تا 10 شب
ویرایش:
نویسندگان: OECD
سری: Nuclear Science Ser.
ISBN (شابک) : 9789264197961, 9264197966
ناشر: Organization for Economic Cooperation & Development
سال نشر: June 2002
تعداد صفحات: 360
زبان: English
فرمت فایل : PDF (درصورت درخواست کاربر به PDF، EPUB یا AZW3 تبدیل می شود)
حجم فایل: 6 مگابایت
در صورت تبدیل فایل کتاب Basic Studies in the Field of High-Temperature Engineering. به فرمت های PDF، EPUB، AZW3، MOBI و یا DJVU می توانید به پشتیبان اطلاع دهید تا فایل مورد نظر را تبدیل نمایند.
توجه داشته باشید کتاب مطالعات پایه در زمینه مهندسی با درجه حرارت بالا. نسخه زبان اصلی می باشد و کتاب ترجمه شده به فارسی نمی باشد. وبسایت اینترنشنال لایبرری ارائه دهنده کتاب های زبان اصلی می باشد و هیچ گونه کتاب ترجمه شده یا نوشته شده به فارسی را ارائه نمی دهد.
این مجموعه مقالات یک جلسه اکتبر 2001 مروری بر تحقیقات در مورد بهبود خواص مواد برای راکتور با دمای بالا و گاز خنک کننده (HTGR) ارائه می دهد. کاربردها، روش های نظارت درون هسته ای و خواص گرافیت تابیده شده، و ساخت و عملکرد سوخت HTGR. موضوعات خاص شامل بهبود شکل پذیری فلزات نسوز توسط تابش نوترونی، توسعه قابلیت های آزمایش درون هسته ای برای مشخصه یابی مواد، مدل های پیشرفته اکسیداسیون گرافیت، شواهدی از انتشار محصول شکافت چشمگیر از سرامیک های هسته ای تابیده شده، و تجزیه و تحلیل خزش تابش در گرافیت های هسته ای است. هیچ نمایه موضوعی وجود ندارد. حاشیه نویسی ج. Book News, Inc., Portland, OR (booknews.com). بیشتر بخوانید...
These proceedings of an October 2001 meeting provide an overview of research on the improvement of material properties for high- temperature, gas-cooled reactor (HTGR) applications, in-core monitoring methods and properties of irradiated graphite, and HTGR fuel fabrication and performance. Specific topics include improvement in ductility of refractory metals by neutron irradiation, development of in-core test capabilities for material characterization, advanced graphite oxidation models, evidence of dramatic fission product release from irradiated nuclear ceramics, and an analysis of irradiation creep in nuclear graphites. There is no subject index. Annotation c. Book News, Inc., Portland, OR (booknews.com). Read more...