Investigation of thermophysical and nuclear properties of prospective coolants for generation-IV nuclear reactors

Kód výsledku v IS VaVaI

<a href="https://www.isvavai.cz/riv?ss=detail&h=RIV%2F68407700%3A21340%2F13%3A00241709" target="_blank" >RIV/68407700:21340/13:00241709 - isvavai.cz</a>

Výsledek na webu

<a href="http://dx.doi.org/10.1115/ICONE21-16020" target="_blank" >http://dx.doi.org/10.1115/ICONE21-16020</a>

DOI - Digital Object Identifier

<a href="http://dx.doi.org/10.1115/ICONE21-16020" target="_blank" >10.1115/ICONE21-16020</a>

Jazyk výsledku

angličtina

Název v původním jazyce

Investigation of thermophysical and nuclear properties of prospective coolants for generation-IV nuclear reactors

Popis výsledku v původním jazyce

Recently, a group of countries has initiated an international collaboration, the Generation IV International Forum (GIF), to develop the next-generation nuclear reactors. The GIF program has narrowed the design options of nuclear reactors to the following six concepts: 1) SuperCritical-Water-cooled Reactor (SCWR); 2) Sodium-cooled Fast Reactor (SFR); 3) Lead-cooled Fast Reactor (LFR); 4) Molten Salt Reactor (MSR); 5) Gas-cooled Fast Reactor (GFR); and 6) Very-High-Temperature Reactor (VHTR); The purposeof this paper is to compare main thermophysical, corrosion, and neutronic properties of the Generation-IV reactors' coolants within the proposed range of operation.

Název v anglickém jazyce

Investigation of thermophysical and nuclear properties of prospective coolants for generation-IV nuclear reactors

Popis výsledku anglicky

Recently, a group of countries has initiated an international collaboration, the Generation IV International Forum (GIF), to develop the next-generation nuclear reactors. The GIF program has narrowed the design options of nuclear reactors to the following six concepts: 1) SuperCritical-Water-cooled Reactor (SCWR); 2) Sodium-cooled Fast Reactor (SFR); 3) Lead-cooled Fast Reactor (LFR); 4) Molten Salt Reactor (MSR); 5) Gas-cooled Fast Reactor (GFR); and 6) Very-High-Temperature Reactor (VHTR); The purposeof this paper is to compare main thermophysical, corrosion, and neutronic properties of the Generation-IV reactors' coolants within the proposed range of operation.

Druh

D - Stať ve sborníku

CEP obor

JF - Jaderná energetika

OECD FORD obor

—

Projekt

<a href="/cs/project/FR-TI3%2F615" target="_blank" >FR-TI3/615: Bezpečnost nové generace jaderných elektráren</a><br>

Návaznosti

P - Projekt vyzkumu a vyvoje financovany z verejnych zdroju (s odkazem do CEP)

Rok uplatnění

2013

Kód důvěrnosti údajů

S - Úplné a pravdivé údaje o projektu nepodléhají ochraně podle zvláštních právních předpisů

Název statě ve sborníku

International Conference on Nuclear Engineering, Proceedings, ICONE

ISBN

978-0-7918-5581-2

ISSN

—

e-ISSN

—

Počet stran výsledku

5

Strana od-do

—

Název nakladatele

American Society of Mechanical Engineers - ASME

Místo vydání

New York

Místo konání akce

Chengdu

Datum konání akce

29. 7. 2013

Typ akce podle státní příslušnosti

WRD - Celosvětová akce

Kód UT WoS článku

—