Materials Science and Fuel Technologies of Uranium and Plutonium Mixed Oxide - Kato, Masato; Machida, Masahiko; (szerk.) - Prospero Internetes Könyváruház
Kosár (0)
Kívánságlista (0)
Értesítés a kedvenc témákról
__

Materials Science and Fuel Technologies of Uranium and Plutonium Mixed Oxide
 
A termék adatai:
ISBN13:9781032287171
ISBN10:1032287179
Kötéstípus:Puhakötés
Terjedelem:182 oldal
Méret:234x156 mm
Súly:263 g
Nyelv:angol
Illusztrációk: 59 Illustrations, black & white; 9 Halftones, black & white; 50 Line drawings, black & white; 16 Tables, black & white
785
Témakör:

Materials Science and Fuel Technologies of Uranium and Plutonium Mixed Oxide

 
Kiadás sorszáma: 1
Kiadó: CRC Press
Megjelenés dátuma:
 
Normál ár:
Kiadói listaár:
GBP 44.99
Becsült forint ár:
22 769 Ft (21 685 Ft + 5% áfa)
Miért becsült?
 
Az Ön ára:
20 492 (19 517 Ft + 5% áfa )
Kedvezmény(ek): 10% (kb. 2 277 Ft)
A kedvezmény csak az 'Értesítés a kedvenc témákról' hírlevelünk címzettjeinek rendeléseire érvényes.
Kattintson ide a feliratkozáshoz
 
Beszerezhetőség:
Becsült beszerzési idő: A Prosperónál jelenleg nincsen raktáron, de a kiadónál igen. Beszerzés kb. 3-5 hét..
A Prosperónál jelenleg nincsen raktáron.
Nem tudnak pontosabbat?
 
Kosárba teszek
  példányt

 
Rövid leírás:

Materials Science and Fuel Technologies of Uranium and Plutonium Mixed Oxide offers a deep understanding of MOX properties for nuclear fuels that will be useful for performance evaluation. It also reviews fuel property simulation technology and an irradiation behavior model required for performance evaluation.

Hosszú leírás:

Materials Science and Fuel Technologies of Uranium and Plutonium Mixed Oxide offers a deep understanding of MOX properties for nuclear fuels that will be useful for performance evaluation. It also reviews fuel property simulation technology and an irradiation behavior model required for performance evaluation.



Based on research findings, the book investigates various physical property data in order to develop MOX fuel for sodium-cooled fast reactors. It discusses a database of MOX properties, including oxygen potential, melting temperature, the lattice parameter, sound speeds, thermal expansion, thermal diffusivity, oxygen self-diffusion, and chemical diffusion coefficients, that was used to derive a science-based model of MOX properties (Sci-M Pro) for fuel-performance code development.



Features:




  • Concisely covers the essential aspects of MOX nuclear fuels.



  • Explores MOX nuclear fuels by systematically evaluating various physical property values using a behavior model.



  • Presents fuel property simulation technology.



  • Considers oxygen potential, the lattice parameter, sound speeds, and oxygen self-diffusion.



  • Discusses melting temperature, thermal expansion, thermal diffusivity, and chemical diffusion coefficients.



The book will be useful for researchers and engineers working in the field of nuclear fuels and nuclear materials.

Tartalomjegyzék:
1. Introduction. 2. Experimental Techniques. 3. Properties. 4. Theoretical and Computational Works on Oxide Nuclear-Fuel Materials. 5. Fuel Technologies. 6. Summary. 7. Appendices.