TAILIEUCHUNG - Determination of plutonium and uranium content and burnup using six group delayed neutrons

In this study, investigation of spent fuel was performed using six group delayed neutron parameters. Three used fuels (F1, F2, and F11) which are burnt over the years in the core of Missouri University of Science and Technology Reactor (MSTR), were investigated. F16 fresh fuel was used as plutonium free fuel element and compared with irradiated used fuels to develop burnup and Pu discrimination method. | Determination of plutonium and uranium content and burnup using six group delayed neutrons

TỪ KHÓA LIÊN QUAN
TAILIEUCHUNG - Chia sẻ tài liệu không giới hạn
Địa chỉ : 444 Hoang Hoa Tham, Hanoi, Viet Nam
Website : tailieuchung.com
Email : tailieuchung20@gmail.com
Tailieuchung.com là thư viện tài liệu trực tuyến, nơi chia sẽ trao đổi hàng triệu tài liệu như luận văn đồ án, sách, giáo trình, đề thi.
Chúng tôi không chịu trách nhiệm liên quan đến các vấn đề bản quyền nội dung tài liệu được thành viên tự nguyện đăng tải lên, nếu phát hiện thấy tài liệu xấu hoặc tài liệu có bản quyền xin hãy email cho chúng tôi.
Đã phát hiện trình chặn quảng cáo AdBlock
Trang web này phụ thuộc vào doanh thu từ số lần hiển thị quảng cáo để tồn tại. Vui lòng tắt trình chặn quảng cáo của bạn hoặc tạm dừng tính năng chặn quảng cáo cho trang web này.