Advanced High-Temperature Sodium-Cooled Thermal Reactors Using Less Than 10% Enriched UO2 Fuel

IF 1.2 3区工程技术 Q3 NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY

Nuclear Science and Engineering Pub Date : 2024-08-30 DOI:10.1080/00295639.2024.2381387

Gilles Youinou

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Abstract

This paper presents a 1200-MW(thermal) advanced sodium-cooled thermal reactor concept that uses online refueling of 3.5% to 9.95% enriched UO2 fuel pin bundles; uses either graphite or beryllium ox...

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使用小于 10%浓缩二氧化铀燃料的先进高温钠冷热堆

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来源期刊

Nuclear Science and Engineering 工程技术-核科学技术

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期刊介绍： Nuclear Science and Engineering, the research journal of the American Nuclear Society, publishes articles on research and development related to peaceful utilization of nuclear energy, radiation, and alternative energy sources.