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J-GLOBAL ID：201702269542239476   整理番号：17A1484371

核燃料サイクル インドにおける燃料製造技術の発展と課題【Powered by NICT】

Nuclear fuel cycle - developments and challenges in fuel fabrication technology in India

著者 (3件)： Setty D.S. (Nuclear Fuel Complex, Hyderabad, India) ,  Kapoor K. (Nuclear Fuel Complex, Hyderabad, India) ,  Saibaba N. (Nuclear Fuel Complex, Hyderabad, India)
資料名： Progress in Nuclear Energy  (Progress in Nuclear Energy)
巻： 101  号： PA  ページ： 100-117  発行年： 2017年 
JST資料番号： H0693A  ISSN： 0149-1970  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： イギリス (GBR)  言語： 英語 (EN)

抄録/ポイント： 論文ではインドにおける発電用原子炉の核燃料製造の分野で四を超える半10年間の実施された開発の概要を紹介する。核燃料複合体(NFC)の設備はインドで動作する加圧重水型原子炉(PH WR),沸騰水型原子炉(BWR)と高速増殖炉(FBR)の構造燃料および炉心の完全統合生産世界でユニークである。統合処理は最終燃料集合体といくつかのコア構造へのいくつかの中間生成物で処理した鉱石から始まる。材料とプロセスの技術開発の中で遭遇した課題の概要をカバーし,それらの溶液は詳細な研究を行うことにより到達した。本論文では,強化された燃料要求を満たすために能力強化のための生産ラインにおける自動化と高度品質管理方法の概要を示した。また,インドの原子力エネルギーの設置容量を高めるための燃料製造の将来拡張計画の概要を紹介します。Copyright 2017 Elsevier B.V., Amsterdam. All rights reserved. Translated from English into Japanese by JST.【Powered by NICT】

シソーラス用語： 鉱石 ,  燃料集合体 ,  発電用原子炉 ,  生産ライン ,  PHWR型原子炉 ,  *核燃料サイクル ,  コア構造 ,  自動化 ,  BWR型原子炉 ,  *インド ,  反応中間体 ,  *核燃料 ,  FBR型原子炉
準シソーラス用語： 核燃料製造 ,  *燃料製造 , 【Automatic Indexing@JST】

著者キーワード (5件)： 核燃料製造 ,  PH WR ,  沸騰水型原子炉(BWR) ,  高速増殖炉(FBR) ,  先進重水炉(AH WR)

分類 (2件)： 核燃料一般  (MD08010K) ,  原子炉動特性  (MD02020F)

タイトルに関連する用語 (4件)： 核燃料サイクル ,  インド ,  燃料製造 ,  発展