Abstract
The Uranium dioxide (UO2) as d fuel element in nuclear
reaktors is investigated. Various proper ties of it concerning
the nuclear reactors are discussed. Dense uranium dioxide has
been found to have at standing properties for use'in a pressurized-water
reactor. The parasitic neutron-capture cross section
is extremely low, and corrasion resistance in pressurized water
and resistance to radiation. Thermal shesses are given as a
function of the surface heat flux and the slug diameter.
Surface heat flux as a function of the can surface temperatre
and slug diamete is determined. Temperatre difference
between UO2 center and cladding surface as a function of slug
diemete and heat flux. Is alw given.
Abstract
Bu yazıda Uranium dioxide (UO2) Nüklear reaktörlerde bîr
yakıt elemanı oiarak tetkik ve reaktörleri ilgilendiren çeşitli
hassaları münakaşa ediliyor. Yoğunluğu fazla olan UO2, basınçlı
su reaktörleri için mükemmel özelliklere sahip olup parazitik
nötron yakaiama ihtimali çok düşük olup, basınçlı suda korosiyon
mukavemeti, ve radiyasyon hasarına karşı mukavemeti
yüksektir. İsıl gerilmeler, yüzey ısı akısı ve yakıt çapının bir
fonksiyonu olarak, veriliyor.
Yüzey ısı akısı, muhafaza yüzey sıcaklığı ve yakıt çapına
bağlı olarak tayin ediliyor.
UO2 merkezi île muhafaza yüzeyi arasındaki sıcaklık farkı
da çapın ve akısının fonksiyonu olarak veriliyor.
Details
| Other ID | JA37JV64PB |
|---|---|
| Journal Section | Articles |
| Authors | |
| Publication Date | May 1, 1961 |
| Submission Date | May 1, 1961 |
| Published in Issue | Year 1961 Volume: 1 Issue: 3 |
Cite