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

 
Kiadás sorszáma: 1
Kiadó: CRC Press
Megjelenés dátuma:
 
Normál ár:
Kiadói listaár:
GBP 45.99
Becsült forint ár:
24 144 Ft (22 995 Ft + 5% áfa)
Miért becsült?
 
Az Ön ára:
19 316 (18 396 Ft + 5% áfa )
Kedvezmény(ek): 20% (kb. 4 829 Ft)
A kedvezmény érvényes eddig: 2024. december 31.
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.