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: T A Taiwo, G Palmiotti, J Tommasi, G Aliberti, Argonne National Lab., All authors سری: ناشر: سال نشر: 2003 تعداد صفحات: 221 زبان: English فرمت فایل : PDF (درصورت درخواست کاربر به PDF، EPUB یا AZW3 تبدیل می شود) حجم فایل: 3 مگابایت
در صورت تبدیل فایل کتاب Impact of spectral transition zone in reference ENIGMA configuration 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 تاثیر منطقه انتقال طیفی در پیکربندی مرجع ENIGMA 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.
COVER......Page 1
FOREWORD......Page 3
CONTENTS......Page 5
2. STATUS OF DESIGN DEVELOPMENT AND PERFORMANCE......Page 7
4. RECOMMENDATIONS......Page 12
1. THE POSSIBLE ROLE OF NUCLEAR POWER......Page 13
2. THE REQUIREMENTS FOR FUTURE NUCLEAR POWER......Page 14
3. REQUIREMENTS FOR NEW NUCLEAR POWER TECHNOLOGY......Page 15
4. LARGE-SCALE FAST REACTOR DEPLOYMENT......Page 16
5. CONCLUDING REMARKS......Page 19
1. INTRODUCTION......Page 20
2. ENERGY TECHNOLOGY OF THE NEXT CENTURY......Page 21
3. LONG-TERM SCENARIO OF NUCLEAR POWER DEVELOPMENT......Page 22
4. REQUIREMENTS TO REACTOR AND TECHNOLOGY, CHOICE OF REACTOR TYPE......Page 24
5. AN EXAMPLE OF A NATURALLY SAFE FAST REACTOR......Page 28
1. TECHNICAL CONCEPTS OF FAST REACTORS......Page 30
2. NEW EVOLUTIONARY CONCEPTS......Page 32
3. BREST REACTOR DESIGN DEVELOPMENT......Page 33
1. DESIGN FEATURES OF BREST REACTORS......Page 35
2. EXPERIMENTAL WORK TO ADVANCE THE CONCEPT OF BREST REACTORS......Page 42
REFERENCES......Page 44
1. ORDER OF MINISTER FOR ATOMIC ENERGY, DATED 17. 07. 1998......Page 45
2. MATERIALS ALREADY DEVELOPED......Page 46
1. CODES AND CROSS SECTION DATA USED IN THE REACTOR ANALYSIS FOR EXPERIMENTAL JUSTIFICATION......Page 47
2. RESULTS OF EXPERIMENTAL STUDIES CARRIED OUT ON BFS-77 ASSEMBLIES......Page 51
3. RESULTS OF ANALYTICAL TREATMENT OF THE OTHER EXPERIMENTS AND ACCURACY OF CALCULATIONS......Page 54
REFERENCES......Page 59
ANNOTATION......Page 61
1. INTRODUCTION......Page 62
2. THE STUDY OF SYNTHESIS AND MANUFACTURING TECHNIQUES FOR FUEL COLUMNS OF MIXED URANIUM NITRIDE AND PLUTONIUM......Page 64
3. STUDY OF MONONITRIDE FUEL AND LEAD COMPATIBILITY WITH FUEL CLADDING MATERIALS......Page 67
5. RESULTS OF NITRIDE FUEL ELECTROCHEMICAL REPROCESSING STUDY......Page 68
REFERENCES......Page 72
1. INTRODUCTION......Page 73
2. LOOP DESIGN......Page 75
3. EXTERIOR AND AUXILLARY SYSTEMS......Page 79
4. NEUTRON-PHYSICAL AND THERMAL-HYDRAULIC CHARACTERISTICS......Page 82
5. LOOP OPERATION MODE AND SAFETY ANALYSIS......Page 84
1. INTRODUCTION......Page 93
4. GOOD REFLECTING PROPERTIES......Page 96
REFERENCES......Page 97
2. DEVELOPMENT OF LEAD COOLANT TECHNOLOGY......Page 98
3. THE MAIN RESULTS OF WORK PERFORMED IN 1999 ON JUSTIFICATION OF BREST-OD-300 REACTOR LEAD COOLANT TECHNOLOGY......Page 100
2. ORGANIZATION OF RESEARCH AND SIMULATION......Page 102
3. OBTAINED EXPERIMENTAL RESULTS......Page 106
4. COMPUTATIONAL ANALYSIS......Page 113
REFERENCES......Page 115
CORROSION RESISTANCE OF STRUCTURE MATERIALS IN LEAD COOLANT WITH REFERENCE TO REACTOR INSTALLATION BREST-OD-300......Page 116
2. SUBSTANTIATION OF CHOOSING THE FAST REACTOR COOLED BY LBC......Page 119
3. SAFETY ENSURING CONCEPT......Page 120
4. MULTI-PURPOSED REACTOR MODULE SVBR-75/100......Page 122
5. AREAS OF USING MULTIPURPOSED REACTOR MODULE SVBR-75/100......Page 126
6. THE PROBLEMS OF INCREASING THE OVERALL BISMUTH PRODUCTION AND EXPLOITING THE LEAD COOLANT......Page 132
REFERENCES......Page 133
1. INTRODUCTION......Page 135
3. SURVEY OF VARIOUS HLMC REACTOR CONCEPTS......Page 136
4. CONSIDERATION ON THE PB–Bi AS REACTOR COOLANT......Page 140
5. CONCLUSION......Page 141
REFERENCES......Page 142
2. THE TRASCO PROGRAM......Page 143
3. THE CHEOPE FACILITY......Page 144
4. THE INDUSTRIAL PROGRAM......Page 146
5. THE CIRCE FACILITY......Page 148
REFERENCES......Page 149
2. IRRADIATED MATERIAL SCIENCE......Page 150
3. NUCLEAR FISSION......Page 155
REFERENCES......Page 162
1. INTRODUCTION......Page 163
2. MYRRHA PRESENT DESIGN STATUS......Page 164
3. MYRRHA ASSOCIATED R&D PROGRAMME......Page 179
5. CONCLUSIONS......Page 182
REFERENCES......Page 183
1. INTRODUCTION......Page 184
2. HEAVY METAL COOLANT SYSTEMS......Page 185
3. DESIGN OF BUOYANCY DRIVEN SYSTEMS......Page 186
4. BUOYANCY ENHANCEMENT WITH GAS FLOW......Page 190
REFERENCES......Page 191
1. INTRODUCTION......Page 193
2. CORE DESIGN......Page 194
3. FUEL/FP TARGET DESIGN......Page 197
4. COOLING SYSTEM DESIGN......Page 204
5. BEAM TARGET......Page 205
REFERENCES......Page 207
1. INTRODUCTION......Page 208
2. STUDY ON SPALLATION TARGET PHYSICS......Page 209
3. CONSTITUTION OF VERIFICATION FACILITY AND APPLICATION CONSIDERATION......Page 214
4. INVESTIGATION OF CONSTRUCTION MATERIALS AND THERMAL PRODUCTION......Page 216
REFERENCES......Page 218
LIST OF PARTICIPANTS......Page 220