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Topical Report,Fast Reactor Mixed Carbide Fuel Element Development Program. High Power and Heat Flux Irradiation of Uranium--Plutonium Carbides.

机译：专题报告，快堆反应混合碳化物燃料元件开发计划。铀 - 钚碳化物的高功率和热通量辐照。

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For abstract,see NSA 28 07,number 17425.

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作者
montgomery, m. h. strasser, a. a.;
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年度 1974
页码 1-60
总页数 60
原文格式 PDF
正文语种 eng
中图分类工业技术;
关键词
fbr type reactors; fuel rods; sodium cooled reactors; fuel rods; fuel rods; performance testing; uranium carbides; physical radiation effectsfuel cans; melting; plutonium carbides; specifications; stainless steels; swelling;

机译：fbr型反应堆;燃料棒;钠冷却反应堆;燃料棒;燃料棒;性能测试;铀碳化物;物理辐射效应燃料罐;熔化;钚碳化物;规格;不锈钢;膨胀;

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