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Originaltitel:
Thermal Conductivity of High-Density Uranium-Molybdenum Fuels for Research Reactors 
Übersetzter Titel:
Wärmeleitfähigkeit von Hochdichten Uran-Molybdän Brennstoffen für Forschungsreaktoren 
Jahr:
2016 
Dokumenttyp:
Dissertation 
Institution:
Fakultät für Physik 
Betreuer:
Petry, Winfried (Prof. Dr.) 
Gutachter:
Petry, Winfried (Prof. Dr.); Krischer, Katharina (Prof. Dr.); Tougait, Olivier (Prof.) 
Sprache:
en 
Fachgebiet:
NUC Kerntechnik, Kernenergie; PHY Physik 
TU-Systematik:
PHY 600d; WER 000d; ERG 000d 
Kurzfassung:
The two different U-Mo fuel types for research reactors that are currently developed, dispersion and monolithic, show a different behavior in the thermal conductivity in the as-fabricated state and during in-pile irradiation. The thermal conductivity of monolithic U-Mo slightly decreases with increasing burnup mainly due to the formation of fission gas bubbles and crystal lattice decomposition from the fission products. In contrast, the thermal conductivity of dispersion fuel first decreases rap...    »
 
Übersetzte Kurzfassung:
Die zwei sich derzeit in Entwicklung befindenden U-Mo Brennstofftypen für Forschungsreaktoren, dispers und monolithisch, zeigen unterschiedliches Verhalten bezüglich der Wärmeleitfähigkeit im frischen Zustand und während der Bestrahlung im Reaktor. Die Wärmeleitfähigkeit von monolithischem U-Mo fällt leicht ab mit zunehmendem Abbrand aufgrund der Bildung von Spaltgasblasen und Kristallgitterdekomposition durch die Spaltprodukte. Konträr dazu fällt die Wärmeleitfähigkeit von dispersem Brennstoff...    »
 
Mündliche Prüfung:
28.01.2016 
Dateigröße:
17496364 bytes 
Seiten:
180 
Letzte Änderung:
12.02.2016