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American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference
American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference
召开年:
2019
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-
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339
条结果
1.
Noble Gas Separation using Metal Organic Frameworks at Low Temperature
机译:
在低温下使用金属有机骨架进行稀有气体分离
作者:
Praveen K. Thallapally
;
Jian Liu
;
Michael A. Sinnwell
;
Radha K. Motkuri
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
2.
The Nuclear Fuel Storage Demonstration Project in Taiwan
机译:
台湾核燃料储存示范项目
作者:
Wan-June Chiu
;
Yaw-Hwa Shiu
;
Che-Chung Tseng
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
3.
HIGH TEMPERATURE OXIDATION BEHAVIOR OF Fe20Cr2Si ALLOY IN STEAM ENVIRONMENT
机译:
Fe20Cr2Si合金在蒸汽环境中的高温氧化行为
作者:
Joonho Moon
;
Sungyu Kim
;
Ji Hyun Kim
;
Michael P. Short
;
Chi Bum Bahn
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
4.
EFFECT OF CROSSFLOW MODELING ON VAPOR VOID FRACTION AND CRITICALITY IN A BWR FUEL ASSEMBLY USING MPACT/CTF
机译:
MPACT / CTF的横流建模对BWR燃料组件中蒸气空隙率和临界度的影响
作者:
Jacob P. Gorton
;
Benjamin S. Collins
;
Nicholas R. Brown
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
5.
PROGRESS IN EXPERIMENTAL DEVELOPMENT OF MSR FUEL CYCLE TECHNOLOGY
机译:
MSR燃料循环技术实验开发的进展
作者:
Jan Uhlíř
;
Martin Straka
;
Martin Mareček
;
Lórant Szatmáry
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
6.
SCENARIO ANALYSIS TOOL NUCLEAR FUEL CYCLE SIMULATION SYSTEM (NFCSS): SAFETY ASSESSMENTS IN THE CONTEXT OF SPENT FUEL MANAGEMENT AND DISPOSAL
机译:
情景分析工具核燃料循环模拟系统(NFCSS):在燃料管理和处置的背景下进行的安全评估
作者:
E. Minari
;
K.S. Sim
;
R. Yoshioka
;
H.Asano
;
K. Takeshita
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
7.
Experimental Study on Alkali and Alkaline Earth Metal Oxide Solubility in LiCl at 923 K
机译:
923 K下LiCl中碱和碱土金属氧化物溶解度的实验研究。
作者:
Dokyu Kang
;
Seokjoo Yoon
;
Byung Heung Park
;
Sungyeol Choi
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
8.
GUIDED WAVE TECHNOLOGY
机译:
引导波技术
作者:
Arthur Niemoller
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
9.
STATUS OF ATF CLADING DEVELOPMENT AT KAERI
机译:
KAERI的ATF升级发展状况
作者:
Hyun-Gil Kim
;
Il-Hyun Kim
;
Yang-Il Jung
;
Dong-Jun Park
;
Jung-Hwan Park
;
Young-Ho Lee
;
Byung-Kwon Choi
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
10.
Modeling of Residual Actinide Recovery Process from High-level Salt Waste using Molten Salt-Liquid Metal Extraction Process
机译:
熔融盐-液态金属萃取工艺对高盐废渣中Act系元素残留过程的建模
作者:
Byung Gi Park
;
Hwajeong Han
;
Bongsoo Lee
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
11.
Solvent Extraction Flowsheet-Level Modeling and Simulation with Radiolysis
机译:
溶剂萃取流程级辐射分解建模与仿真
作者:
Valmor F. de Almeida
;
Taha Azzaoui
;
Kevin L. Lyon
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
12.
LENGTH DEPENDENCE OF FeCrAl ACCIDENT-TOLERANT FUEL CLADDING UNDER SIMULATED LOSS-OF-COOLANT ACCIDENT TESTING
机译:
模拟的冷却液流失试验对FeCrAl耐燃油熔覆层的长度依赖性
作者:
B. Garrison
;
M. Howell
;
M. N. Cinbiz
;
K. Linton
;
M. N. Gussev
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
13.
CESIUM RETENTION ABILITY IN SILICA-BASED CESIUM COMPOUNDS
机译:
二氧化硅基铯化合物中的铯保留能力
作者:
Sang-Chae Jeon
;
Dong-Joo Kim
;
Dong Seok Kim
;
Keon Sik Kim
;
Jong Hun Kim
;
Ji-Hae Yoon
;
Jae Ho Yang
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
14.
OXIDATION OF SILICON CARBIDE IN STEAM STUDIED BY LASER HEATING
机译:
激光加热法研究蒸汽中碳化硅的氧化
作者:
H. V. Pham
;
Y. Nagae
;
M. Kurata
;
K. Furumoto
;
H. Sato
;
R. Ishibashi
;
S. Yamashita
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
15.
MITIGATING THE EFFECTS OF BAFFLE-RELATED WEAR IN BABCOCK AND WILCOX NUCLEAR POWER REACTORS
机译:
减轻BABCOCK和WILCOX核动力反应器中与花篮有关的磨损的影响
作者:
G.F. Borum
;
S.M. Mazurkiewicz
;
D.L. Smith
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
16.
HYDRIDES IN IRRADIATED LINER CLADDING – LOCAL AND IN-DEPTH CONCENTRATION DETERMINATION BY NEUTRON RADIOGRAPHY
机译:
辐照衬里中的氢化物–中子射线照相术测定局部和深度浓度
作者:
Liliana I. Duarte
;
Francesco Fagnoni
;
Robert Zubler
;
Weijia Gong
;
Pavel Trtik
;
Johannes Bertsch
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
17.
NANO-GRAINED UO2 GRAIN GROWTH KINETICS AT 600-800°C: AN IN-SITU SYNCHROTRON X-RAY STUDY
机译:
600-800°C时纳米颗粒的UO2晶粒生长动力学:原位同步回旋X射线研究
作者:
K. Mo
;
Y. Miao
;
T. Yao
;
J. Lian
;
J.-S. Park
;
J. Almer
;
S. Bhattacharya
;
A.M. Yacout
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
18.
GRID WIDTH GROWTH BEHAVIORS IN KOREAN PWR NUCLEAR FUELS
机译:
韩国压水堆核燃料的网格宽度增长行为
作者:
Y. K. Jang
;
J.W. Kim
;
J. S. Yoo
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
19.
GAIA Fuel Implementation in the U.S.
机译:
美国的GAIA燃料实施
作者:
SCOTT D’ORIO
;
ROBERT CLARKE
;
SCOTT THOMAS
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
20.
Electrochemical behaviors of Nb in the LiCl-KCl molten salt
机译:
LiCl-KCl熔盐中Nb的电化学行为
作者:
Gwan Yoon Jeong
;
Sungjune Sohn
;
Younghwan Jeon
;
Jaeyeong Park
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
21.
A NEUTRONIC STUDY OF SMALL LONG-CYCLE FAST REACTOR CORE WITH RECYCLING
机译:
小循环快反应堆核的中性研究
作者:
Yeong Uk Jo
;
Ser Gi Hong
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
22.
Zr Separation from High-Level Liquid Waste with a Novel Hydroxyacetoamide Type Extractant
机译:
新型羟乙酰胺类萃取剂从高放废液中分离Zr
作者:
K. Morita
;
H. Suzuki
;
T. Matsumura
;
Y. Takahashi
;
T. Omori
;
M. Kaneko
;
K. Asano
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
23.
TRANSPORT OF IRRADIATED RESEARCH REACTOR FUELS IN THE BEA RESEARCH REACTOR PACKAGE
机译:
辐照研究反应堆燃料在BEA研究反应堆包装中的运输
作者:
Philip W. Noss
;
Richard J. Smith
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
24.
STUDY ON EUTECTIC MELTING BEHAVIOR OF CONTROL ROD MATERIALS IN CORE DISRUPTIVE ACCIDENTS OF SODIUM-COOLED FAST REACTORS: (3) EFFECT OF B4C ADDITION ON THERMOPHYSICAL PROPERTIES OF AUSTENITIC STAINLESS STEEL IN A LIQUID STATE
机译:
钠盐快速反应器核心破坏性事故中控制棒材料的共晶熔化行为研究:(3)B4C添加对液态奥氏体不锈钢热物理性质的影响
作者:
Hiroyuki Fukuyama
;
Hideo Higashi
;
Hidemasa Yamano
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
25.
PROLIFERATION-PROTECTED, ULTRA-HIGH BURN-UP REACTOR FUEL PRODUCED IN THE THORIUM BLANKET OF A FUSION NEUTRON SOURCE
机译:
熔融中子源T毯中产生的受增殖保护的超燃反应器燃料
作者:
G. G. KULIKOV
;
A. N. SHMELEV
;
E. G. KULIKOV
;
V. A. APSE
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
26.
Microfluidic-Based Separation and In-Situ Detection of Selenium( Ⅳ) Ion in Radioactive Wastes
机译:
基于微流体的放射性废物中硒(Ⅳ)离子的分离和原位检测
作者:
Aileen Brandt
;
Takehiko Tsukahara
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
27.
ADVANCED CODES AND METHODOLOGIES SUPPORTING IMPLEMENTATION OF FRAMATOME’S ACCIDENT TOLERANT FUEL IN THE U.S.A.
机译:
支持在美国实施FRAMATOME耐事故燃料的高级代码和方法
作者:
F. Curca-Tivig
;
S. Cole
;
N. Vioujard
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
28.
MITIGATION OF AXIAL POWER PEAKING IN ALTERNATIVE HEAVY WATER REACTORS FUELS USING THORIATED END PELLETS
机译:
变质末端球团减轻重水反应堆燃料中的轴向功率
作者:
H. V. Yan
;
S. Golesorkhi
;
B. P. Bromley
;
C. Dugal
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
29.
REAL-TIME SOLUTION ANALYSIS IN MICROFLUIDIC DEVICES USING OPTICAL SPECTROSCOPY
机译:
光学光谱技术在微流控设备中的实时分析
作者:
Samuel A Bryan
;
Amanda M. Lines
;
Gilbert L. Nelson
;
Amanda J. Casella
;
Susan E. Asmussen
;
Hannah B. Bryan
;
Job M. Bello
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
30.
THERMAL ANNEALING OF IRRADIATED PREHYDRIDED ZIRCALOY-4 MATERIALS
机译:
辐照预热ZIRCALOY-4材料的热退火
作者:
Scott C. Middlemas
;
Daniel Jädernäs
;
Erik Mader
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
31.
CREEP-FATIGUE INTERACTION OF AN ADVANCED AUSTENITIC STAINLESS STEEL (ALLOY 709)
机译:
先进奥氏体不锈钢(合金709)的蠕变疲劳相互作用
作者:
Zeinab Y. Alsmadi
;
Abdullah S. Alomari
;
N. Kumar
;
K.L. Murty
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
32.
Sintering and FEA Simulation of Oxide Fuel Pellet Containing Lumped Gd_2O_3
机译:
Gd_2O_3块状氧化物燃料颗粒的烧结及有限元模拟。
作者:
Qusai M. Mistarih
;
Faris Sweidan
;
Jang Soo Oh
;
Yonghee Kim
;
Ho Jin Ryu
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
33.
WESTINGHOUSE CE16NGF FUEL ASSEMBLY PERFORMANCE
机译:
西屋CE16NGF燃料组件性能
作者:
M. DYE
;
M. O’CAIN
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
34.
Feasibility Study on Oxide/Molten Salt-fueled CANDU Reactor with Two Regions Bundles
机译:
两区束氧化/熔盐燃料CANDU反应器的可行性研究
作者:
Hiroki Ishida
;
Naoyuki Takaki
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
35.
REMOTE FUEL FABRICATION MOCK-UP
机译:
远程燃料制造样机
作者:
Kiho Kim
;
Sanggyu Park
;
Hoon Song
;
Jeongyong Park
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
36.
GAIA PROtect EATF LEAD FUEL ASSEMBLY IMPLEMENTATION AT VOGTLE
机译:
GAIA在VOGTLE上实施EATF铅燃料大会
作者:
JENNIFER BAKER
;
MATTHEW LEONARD
;
RAY FLANERY
;
SCOTT D’ORIO
;
ROBERT CLARKE
;
JEFF REED
;
JEREMY BISCHOFF
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
37.
Ring Compression Testing of Prehydrided PWR Cladding with Hydride Blisters
机译:
氢化物水泡对预水压水堆砌的环压试验
作者:
M.A. Martin Rengel
;
J. Ruiz-Hervias
;
F.J. Gomez
;
J.M. Rey
;
C. Alejano
;
F.J. Fernandez Lopez
;
A. Munoz
;
C.Munoz-Reja
;
M.Quecedo
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
38.
OVERVIEW OF WESTINGHOUSE LEAD EnCore®* ACCIDENT TOLERANT FUEL PROGRAM
机译:
西屋铅EnCore®*耐事故燃油计划概述
作者:
ROBERT OELRICH
;
ZESES KAROUTAS
;
PENG XU
;
JAVIER ROMERO
;
HEMANT SHAH
;
JORIE WALTERS
;
ED LAHODA
;
MICHAEL SIVACK
;
JOHN LYONS
;
LUKE CZERNIAK
;
FRANK BOYLAN
;
RAGHU ĀVALI
;
ANDREW BOWMAN
;
MAGNUS LIMBÄCK
;
ANTOINE CLAISSE
;
JONATHAN WRIGHT
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
39.
STATUS OF RESEARCH AND DEVELOPMENT OF FABRICATING LARGE-SIZE HIGH-LEVEL WASTE PELLET BY HOT PRESS
机译:
热压大尺寸废料造粒的研究与开发现状
作者:
Yoichi Endo
;
Akihiro Suzuki
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
40.
HIGH-EFFICIENCY DEHALOGENATION OF LICL-KCL BASED ELECTROREFINER SALT USING PROTONATED ULTRASTABLE Y-TYPE (USHY) ZEOLITE VIA ION-EXCHANGE
机译:
质子化的超稳定Y型(USHY)沸石通过离子交换对LiCL-KCL基电致抗蚀剂盐进行高效脱盐
作者:
M.S. Wasnik
;
T. Livingston
;
K. Carlson
;
M.F. Simpson
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
41.
New measurements on (U,Pu)O_2 properties within european projects : ESNII+ and ESFR-SMART
机译:
欧洲项目(ESNII +和ESFR-SMART)中有关(U,Pu)O_2性质的新度量
作者:
N. Chauvin
;
D. Staicu
;
D. Manara
;
P. Raison
;
Ph. M. Martin
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
42.
SEPARATION PROCESS OF LONG-LIVED FISSION PRODUCTS FROM HIGH-LEVEL RADIOACTIVE WASTES
机译:
高水平放射性废物中长寿命裂变产物的分离过程
作者:
Yuya Takahashi
;
Takashi Omori
;
Eiichi Murata
;
Yu Yamashita
;
Masaaki Kaneko
;
Kazuhito Asano
;
Keisuke Morita
;
Hideya Suzuki
;
Tatsuro Matsumura
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
43.
Development of High Waste Loading Glasses
机译:
高废物负荷玻璃的发展
作者:
Yoshiyuki Miura
;
Hiroto Mitsuhashi
;
Taku hashimoto
;
Tatsuya Horimai
;
Takahiro Ishio
;
Norio Kanehira
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
44.
A Study on Corrosion Behavior of Zirconium Alloy at High Temperature Water Condition under UV Irradiation
机译:
紫外线辐射下高温水条件下锆合金的腐蚀行为研究
作者:
Taeho Kim
;
Zefeng Yu
;
Yalong He
;
Mohamed Elbakhshwan
;
Li He
;
Adrien Couet
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
45.
LOCALIZED CORROSION BEHAVIOR OF FeCrAl NUCLEAR FUEL CLADDING IN POOL STORAGE
机译:
FeCrAl核燃料包层在贮藏过程中的局部腐蚀行为
作者:
Raul B. Rebak
;
R. J. Blair
;
Dan R. Lutz
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
46.
A MODERN TRANSMUTATION LIBRARY DATABASE OF NUCLEAR FUEL CYCLE REACTOR STAGE PERFORMANCE INFORMATION
机译:
核燃料循环反应器级性能信息的现代转化库数据库
作者:
Mark E. Ambrose
;
Adrian M. Leandro
;
Jin Whan Bae
;
Joshua L. Peterson-Droogh
;
Michael Todosow
;
Nicholas R. Brown
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
47.
SALIENT-03: Irradiation of Molten Salt fuel in Ni-based alloy capsules at the High Flux Reactor
机译:
SALIENT-03:在高通量反应堆中辐照镍基合金胶囊中的熔融盐燃料
作者:
E. DAgata
;
P.R. Hania
;
O. Benes
;
R. Konings
;
K. Kottrup
;
P. Soucek
;
D.A. Boomstra
;
P.J. Baas
;
F.F Charpin-Jacobs
;
H.J. Uitslag-Doolaard
;
D. Freis
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
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2019年
48.
STUDY ON EUTECTIC MELTING BEHAVIOR OF CONTROL ROD MATERIALS IN CORE DISRUPTIVE ACCIDENTS OF SODIUM-COOLED FAST REACTOR: (2) EFFECT OF B4C ADDITION ON THERMOPHYSICAL PROPERTIES OF AUSTENITIC STAINLESS STEEL IN A SOLID STATE
机译:
钠冷快速反应堆核心破坏性事故中控制棒材料的共晶熔化行为研究:(2)B4C的添加对固态奥氏体不锈钢热物理性质的影响
作者:
Toshihide Takai
;
Tomohiro Furukawa
;
Hidemasa Yamano
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
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2019年
49.
COMPATIBILITY OF PELLET FORM STORAGE OF HIGH-LEVEL WASTE WITH A FLEXIBLE WASTE MANAGEMENT SYSTEM
机译:
灵活的废料管理系统与高废料颗粒形式存储的兼容性
作者:
Akihiro Suzuki
;
Yoichi Endo
;
Tetsuo Fukasawa
;
Yusa Muroya
;
Tatsuro Matsumura
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
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2019年
50.
MODELING FUEL ASSEMBLY DISTORTION IN LIGHT WATER REACTORS USING BISON
机译:
使用BISON模拟轻水反应器中的燃料组件畸变
作者:
Swetha Veeraraghavan
;
Albert Casagranda
;
Benjamin Spencer
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
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2019年
51.
INVESTIGATION OF CORROSION AND HIGH TEMPERATURE OXIDATION OF PROMISING ATF CLADDING MATERIALS IN THE FRAMEWORK OF THE IL TROVATORE PROJECT
机译:
IL拖拉机项目框架中可能的ATF包覆材料的腐蚀和高温氧化研究。
作者:
Mirco M. Grosse
;
Koba Van Loo
;
Erkka L. Frankberg
;
Chonchong Tang
;
Konstantza Lambrinou
;
F. Di Fonzo
;
Martin Steinbrück
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
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2019年
52.
TRANSIENT MOX FUEL SWELLING IN TESPA-ROD CODE APPLIED AT CABRI RIA TESTS
机译:
CABRI RIA测试中采用TESPA-ROD代码的瞬时Mox燃料溶胀
作者:
Felix Boldt
;
Heinz-Günther Sonnenburg
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
53.
TESTING ACCIDENT TOLERANT FUELS IN REACTIVITY INITIATED ACCIDENT CONDITIONS
机译:
在反应性引发的事故条件下测试事故容忍燃料
作者:
D. W. Kamerman
;
D. D. Imholte
;
N. E. Woolstenhulme
;
C. B. Jensen
;
D. M. Wachs
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
54.
Remote Sensing of Radiological Materials in a Wide Area using Unmanned Aerial Systems
机译:
使用无人航空系统对大范围的放射性物质进行遥感
作者:
Monia Kazemeini
;
Alexander Barzilov
;
Woosoon Yim
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
55.
INCORPORATION OF PLATINUM-GROUP METALS IN HIGH-LEVEL WASTE BOROSILICATE GLASS: FOCUS ON THE CAPABILITIES OF THE INDUCTION HEATED METALLIC MELTER OPERATED AT LA HAGUE PLANT
机译:
高含量废硅酸盐玻璃中铂族金属的掺入:着眼于拉哈格工厂运行的感应加热金属熔体的功能
作者:
Régis Didierlaurent
;
Céline Roussel
;
Virginie Labe
;
Neyret Muriel
;
Christophe Renaut
;
Catherine Veyer
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
56.
Effects of Yttrium on High Temperature Steam Oxidation Behavior of FeCrAl-Y Alloy
机译:
钇对FeCrAl-Y合金高温蒸汽氧化行为的影响
作者:
Sungyu Kima
;
Joonho Moona
;
Chi Bum Bahn
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
57.
MODELING OF BASE IRRADIATION HISTORIES OF LOCA TESTS USING CMS5 AND ENIGMA
机译:
使用CMS5和ENIGMA对LOCA测试的基础辐射历史进行建模
作者:
Gerardo Grandi
;
Joakim Karlsson
;
Mattias Hemlin
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
58.
Determination of Hidden Extrapolations via Gaussian Mixture Models
机译:
通过高斯混合模型确定隐藏外推
作者:
Ross Pivovar
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
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2019年
59.
Hydride Reorientation and Redistribution Under Non-Uniform Stress
机译:
非均匀应力下的氢化物重新定向和重新分布
作者:
Weijia Gong
;
Pavel Trtik
;
Robert Zubler
;
Johannes Bertsch
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
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2019年
60.
ENHANCED EFFICIENCY AND SYSTEMATIC RISK ASSESSMENT AT EDWIN I. HATCH NUCLEAR POWER PLANT – GNF3 FUEL INTRODUCTION
机译:
埃德温(Edwin)的提高的效率和系统的风险评估I.孵化核电站– GNF3燃料介绍
作者:
R. Dunavant
;
J. Chavers
;
A. Phillippe
;
T. Collart
;
D. Arvan
;
R. Patrick
;
D. Carvallo
;
R. Fennell
;
P. McCumbee
;
F. Bolger
;
J. Ingraham
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
61.
GNF FUEL RELIABILITY AND CHANNEL PERFORMANCE: 2019 UPDATE
机译:
GNF燃料可靠性和通道性能:2019年更新
作者:
R. Schneider
;
D. Lutz
;
P. McCumbee
;
P. Cantonwine
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
62.
Overview of French RD on SFR MOX fuel fabrication
机译:
法国在SFR MOX燃料制造方面的研发概述
作者:
F. Mazaudier
;
P. Dubuisson
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
63.
SPENT FUEL INTERIM STORAGE WITH NUHOMS® HSM MATRIX
机译:
NUHOMS®HSM MATRIX的燃油临时存储
作者:
Prakash Narayanan
;
William Bracey
;
Ahmad Salih
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
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2019年
64.
FABRICATION AND PHASE COMPOSITION OF ALLOYED URANIUM SILICIDE FUELS
机译:
硅化铀铀燃料的制备与相组成
作者:
Elizabeth Sooby Wood
;
Geronimo Robles
;
Cole Moczygemba
;
Lu Cai
;
Peng Xu
;
Edward Lahoda
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
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2019年
65.
REMOVAL OF BOND SODIUM FROM AN IRRADIATED FULL-LENGTH EXPERIMENTAL BREEDER REACTOR – II BLANKET ELEMENT VIA MELT-DRAIN-EVAPORATE PROCESS
机译:
通过熔融-排水-蒸发过程从辐照的全长实验育苗反应器中去除键合钠-II毛毯元素
作者:
S. D. Herrmann
;
D. L. Wahlquist
;
J. C. Price
;
M. N. Patterson
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
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2019年
66.
PROtect: ACCELERATED IMPLEMENTATION OF FRAMATOME’S EVOLUTIONARY eATF SOLUTION
机译:
保护:Framatome演进式eATF解决方案的加速实施
作者:
J. Bischoff
;
C. Delafoy
;
N. Chaari
;
K. Buchanan
;
E. Schweitzer
;
K. Nimishakavi
;
J. Stevens
;
J. Reed
;
H.Palancher
;
G. Girardin
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
67.
INFLUENCE OF CRACKING DIRECTION ON FRACTURE MECHANICS DURING DHC OF ZIRCALOY-2 CLADDING
机译:
开裂方向对ZIRCALOY-2覆层DHC断裂力学的影响
作者:
A. W. COLLDEWEIH
;
W. GONG
;
R. ZUBLER
;
J. BERTSCH
;
P. TRTIK
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
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2019年
68.
Demonstration of Bison-TRACE Coupling (CRAB) Through Validation Case LOFT L2-5
机译:
通过验证案例LOFT L2-5演示Bison-TRACE耦合(CRAB)
作者:
Russell Gardner
;
Cody Permann
;
Matthew Bernard
;
Richard Williamson
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
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2019年
69.
Monte Carlo Analysis of Cladding Burst During LOCA Using Bison
机译:
野牛LOCA期间包层爆裂的蒙特卡洛分析
作者:
Cole Blakely
;
David Kamerman
;
Charles Folsom
;
Kyle Gamble
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
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2019年
70.
Preliminary Evaluation of FeCrAl-UN Fuel Rod Performance
机译:
FeCrAl-UN燃料棒性能的初步评估
作者:
Shixin Gao
;
Zhengang Duan
;
Yi Zhou
;
Ping Chen
;
Liang He
;
Shichao Liu
;
Kun Zhang
;
Xi Qiu
;
Ruiqian Zhang
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
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2019年
71.
PWR Spent Fuel Rods Burst Research Under Spent Fuel Pool Boiling-Off Accident
机译:
乏燃料池沸腾事故下的压水堆乏燃料棒爆破研究
作者:
HE Kai
;
SONG Zifan
;
ZHENG Yuntao
;
JIANG Xiaochuan
;
ZHU Siyang
;
SHEN Teng
;
HUO Xiaodong
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
72.
Leaching Behavior of Nuclides from BWR Spent Fuel and TMI-2 debris
机译:
BWR乏燃料和TMI-2碎片中核素的浸出行为
作者:
Takeshi Sonoda
;
Kenta Inagaki
;
Takanari Ogata
;
Daniel Serrano-Purroy
;
Vincenzo V. Rondinella
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
73.
DEVELOPMENT AND TESTING OF BWR FUEL DEBRIS FILTER
机译:
BWR燃油碎屑过滤器的开发和测试
作者:
Uffe Bergmann
;
Fredrik Waldemarsson
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
74.
ANALYSIS OF WATER ABSORPTION ONTO CERIA AND THORIA THIN FILMS BY DIREST MASS AND CONTACT ANGLE MEASUREMENTS
机译:
剩余质量和接触角测量法分析在铈和胸膜上的吸水率
作者:
D. Laventine
;
C. Boxall
;
M. Chombakkadath
;
R. Orr
;
R. Taylor.
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
75.
Westinghouse Chromium-Coated Zirconium Alloy Cladding Development and Testing
机译:
西屋铬涂层锆合金熔覆层的开发和测试
作者:
John L. Lyons
;
Jonna Partezana
;
W. Art Byers
;
Guoqiang Wang
;
Arash Parsi
;
Jorie Walters
;
Javier Romero
;
Andrew J. Mueller
;
Hemant Shah
;
Robert Oelrich Jr.
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
76.
INVESTIGATION OF COATED CLADDING BALLOONING BEHAVIOR USING BISON
机译:
使用BISON研究包层包覆的滚珠性能
作者:
K. A. Gamble
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
77.
BEHAVIOR OF LWR FUELS WITH ADDITIVES UNDER REACTIVITY-INITIATED ACCIDENT CONDITIONS
机译:
活性引发事故条件下轻水堆燃料与添加剂的行为
作者:
Takeshi Mihara
;
Yutaka Udagawa
;
Masaki Amaya
;
Yoshinori Taniguchi
;
Kazuo Kakiuchi
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
78.
Studies on Separation of Platinum Group Metals from High-level Liquid Waste Using Sulfurcontaining Amide Compounds Fixed Adsorbents
机译:
含硫酰胺化合物固定吸附剂从高放废液中分离铂族金属的研究
作者:
Tatsuya Itoa
;
Naoki Osawaa
;
Haruka Oosugia
;
Seong-Yun Kim
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
79.
TRITIUM DETECTION BY ELECTROCHEMICAL ASSISTED RADIOMETRICS (TRIBECA)
机译:
电化学辅助放射计量法(TRIBECA)检测RIT
作者:
Ghebrehiwot Berhane
;
Colin Boxall
;
Frank Cave
;
Malcolm Joyce
;
Jackie Pates
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
80.
Inference of Crud Model Parameters from Plant Data
机译:
从工厂数据推断Crud模型参数
作者:
Benjamin Collins
;
William Gurecky
;
Lindsay Gilkey
;
Alicia Elliott
;
David Kropaczek
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
81.
Destructive Examinations of High Burnup Pressurized Water Reactor Fuel Rods
机译:
高燃耗压水堆燃料棒的破坏性检查
作者:
R. A. Montgomery
;
R. N. Morris
;
R. H. Ilgner
;
J. M. Giaquinto
;
B. B. Bevard
;
J. M. Scaglione
;
Tom Brookmire
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
82.
EXPERIMENTAL BEHAVIOR OF CHROMIUM-BASED PVD COATED CLADDING MATERIALS DURING LOCA TRANSIENT
机译:
局域瞬态过程中铬基PVD涂层复合材料的实验行为
作者:
Jakub Krejčí
;
Adéla Chalupová
;
Ladislav Cvrček
;
Martin Ševeček
;
Vojtěch Rozkošný
;
Patricie Halodová
;
Petra Gávelová
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
83.
Framatome Shielding Fuel Assemblies ensure Plant Lifetime Extension
机译:
Framatome屏蔽燃料组件可确保延长设备使用寿命
作者:
Lars Ackermann
;
Christian Möllmer
;
Jörg Peucker
;
Dominik Streit
;
Jenny Roudén
;
Henrik Nylén
;
Malin Löwe
;
David Schrire
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
84.
REACTIVITY INITIATED ACCIDENT MULTI-PHYSICS SIMULATION AND OUTPUT DATA COMPRESSION
机译:
反应性引发的多物理场模拟和输出数据压缩
作者:
Alexey Cherezov
;
Hanjoo Kim
;
Jinsu Park
;
Deokjung Lee
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
85.
SAFER AND FASTER OUTAGES WITH MODERN PREDICTION TOOLS
机译:
借助现代预测工具实现安全,快速的中断
作者:
Veit Marx
;
Markus Singer
;
Kai Fülber
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
86.
EVALUATION OF ALUMINUM-CLAD SPENT NUCLEAR FUEL DURING DRYING AND DRY STORAGE
机译:
干燥贮藏过程中铝包覆核燃料的评价
作者:
Rebecca Smith
;
Daniel Murray
;
Alexander Winston
;
Cynthia Adkins
;
Philip Winston
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
87.
TEMPERATURE-DEPENDENT CRYSTAL STRUCTURE OF U_3SI_2 BY HIGH-TEMPERATURE NEUTRON DIFFRACTION
机译:
U_3SI_2的高温中子衍射与温度相关的晶体结构
作者:
Sven C. Vogel
;
Tashiema L. Wilson
;
Elizabeth Sooby Wood
;
Joshua T. White
;
Theodore M. Besmann
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
88.
AUTOMATING SPENT FUEL DETECTION WITH FUSED DCVD AND GET DATA
机译:
利用熔融DCVD自动进行燃油检测并获取数据
作者:
Evangelina Brayfindley
;
Ralph C. Smith
;
John Mattingly
;
Robert Brigantic
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
89.
CHARACTERISTICS AND PERFORMANCE OF ZIRLO CLADDING USED FUEL
机译:
ZIRLO包覆用燃料的特性和性能
作者:
Guirong Pan
;
Rose Montgomery
;
David B. Mitchell
;
Brady D. Hanson
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
90.
Investigation of Zr-Based Alloy Cladding Burst Mechanisms Under Station Blackout Using Bison
机译:
野牛站停电对锆基合金熔覆破裂机理的研究
作者:
Jianguo Yu
;
Cole Blakely
;
Hongbin Zhang
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
91.
ADSORPTION AND SEPARATION OF SR(Ⅱ) AND Y(Ⅲ) BY EXTRATION CHROMATOGRAPHY USING DtBuCH18C6-IMPREGNATED ADSORBENT
机译:
DtBuCH18C6-浸渍吸附剂萃取色谱分离和分离SR(Ⅱ)和Y(Ⅲ)
作者:
Seong-Yun KIM
;
Taiga KAWAMURA
;
Tatsuya ITO
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
92.
IMPACTS OF FAST-SPECTRUM MOLTEN SALT REACTOR CHARACTERISTICS ON FUEL CYCLE PERFORMANCE
机译:
快速光谱熔盐反应器特性对燃料循环性能的影响
作者:
Benjamin R. Betzler
;
Andrei Rykhlevskii
;
Andrew Worrall
;
Kathryn D. Huff
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
|
2019年
93.
RECENT PROGRESS IN DEVELOPMENT OF ACCIDENT TOLERANT FeCrAl-ODS FUEL CLADDINGS FOR BWRs IN JAPAN
机译:
日本压水堆耐事故FeCrAl-ODS燃料包壳的开发最新进展
作者:
K. Sakamoto
;
Y. Miura
;
S. Ukai
;
A. Kimura
;
A. Yamaji
;
K. Kusagaya
;
S. Yamashita
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
94.
Assessment of Pre-irradiation SiC CMC Joint Performance in Representative Cladding Geometries
机译:
代表性包层几何形状中辐照前SiC CMC联合性能的评估
作者:
S. Gonderman
;
G. Jacobsen
;
T. Koyanagi
;
C. Petrie
;
C. Deck
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
95.
Fuel Fragmentation during LOCA simulated transients: investigation of irradiated MOX vs UO_2 fuel
机译:
LOCA模拟瞬态过程中的燃料碎片:辐照的MOX与UO_2燃料的关系
作者:
B. Baurens
;
C. Esnoul
;
N. Waeckel
;
R. Largenton
;
F. Rossillon
;
E. Pouillier
;
J.J. Vermoyal
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
96.
Development of Additive Manufacturing at Westinghouse
机译:
西屋公司增材制造的发展
作者:
William Cleary
;
Artem Aleshin
;
David Huegel
;
Jason Moore
;
Thomas Pomorski
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
97.
Validation of a Pin-Based Screening Methodology for the Investigation of Pellet-Clad Interaction during Load-Follow Operation
机译:
基于引脚的筛选方法在载荷跟随操作过程中球团相互作用研究的验证
作者:
Daniel O’Grady
;
Tomasz Kozlowski
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
98.
Analysis of MM Space for LWR AI Fuel Design Optimization with CMM
机译:
使用CMM优化LWR AI燃料设计的MM空间
作者:
Albert Gu
;
Guobin Jia
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
99.
OXIDATION AND QUENCH BEHAVIOR OF COLD SPRAYING Cr-COATED ZIRCALOY FUEL CLADDING UNDER SEVERE ACCIDENT SCENARIOS
机译:
严重事故下冷喷涂Cr涂层的锆燃料熔覆的氧化和淬火行为
作者:
Chongchong Tang
;
Mirco Grosse
;
Martin Steinbrueck
;
Koroush Shirvan
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
100.
RECENT ADVANCES IN WATER-ENVIRONMENT IRRADIATION TESTING FOR TRANSIENT AND SAFETY RESEARCH AT INL
机译:
INL进行瞬态与安全研究的水环境辐射测试的最新进展
作者:
N.E. Woolstenhulme
;
C.B. Jensen
;
D.W. Kamerman
;
T.L. Maddock
;
N.S. Oldham
;
D.M. Wach
;
S.L. Hayes
会议名称:
《American Nuclear Society;International Nuclear Fuel Cycle Conference;Light Water Reactor Fuel Performance Conference》
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