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反应堆结构材料
ASTM E-10 委员会关于放射性同位素和辐射效应的目标之一在委员会范围的一部分中概述：促进对材料性质和构成随辐射暴露而变化的研究。为了帮助实现这一目标，委员会定期赞助提供辐射效应信息的研讨会和出版物。本卷汇集了金属材料的辐射效应数据，分为四个部分：第一部分关于铁、碳钢和不锈钢，第二部分关于镍和钴合金，第三部分关于铝和钛，第四部分关于锆合金。E-10 委员会非常高兴赞助这次演讲。希望本书对读者了解正在进行的辐射效应工作，特别是与在反应堆结构中使用这些材料有关的工作，具有相当大的价值。预计随着 E-10 委员会获得更多数据，它们将以类似的卷册出版，并将补充每年出版的辐射对材料的影响系列，涵盖由 E-10 委员会赞助的辐射效应研讨会。G. W. POMEROY，E-10 委员会副主席。
反应堆结构材料
ASTM E-10 放射性同位素和辐射效应委员会的目标之一在该委员会工作范围的一部分中有所概述：促进对材料性质和组成随辐射暴露而变化的研究。为帮助实现这一目标，委员会定期赞助提供辐射效应信息的研讨会和出版物。本卷汇集了金属材料的辐射效应数据，分为四部分：第一部分铁、碳钢和不锈钢，第二部分镍和钴合金，第三部分铝和钛，第四部分锆合金。E-10 委员会很高兴赞助这次演讲。希望本书对读者了解正在进行的辐射效应工作，特别是与在反应堆结构中使用这些材料有关的工作，具有相当大的价值。预计随着 E-10 委员会获得更多数据，这些数据将以类似的卷册形式出版，并将补充每年出版的《辐射对材料的影响》系列，该系列涵盖了 E-10 委员会主办的辐射影响研讨会。GW POMEROY，E-10 委员会副主席。
核潜艇反应堆设计
在核潜艇反应堆燃料中使用高浓缩铀 (HEU) 与使用低浓缩铀 (LEU) 之间存在某些设计权衡，这些权衡包括堆芯寿命和大小、总功率和反应堆安全性等因素。为了评估这些权衡，对三种分别使用浓缩度为 7%、20% 和 97.3% 的铀燃料的 50MWt 反应堆设计进行了比较。7% 和 20% 的设计假定使用二氧化铀 (U02) 燃料，燃料为“焦糖配置”，而 97.3% 的设计假定为分散型。（这些设计使用阿贡国家实验室 IBM 3033 上的 EPRI-Cell 计算机代码建模。通过 TYMNET 公共网络系统从麻省理工学院的 DEC VT-100 终端访问该设施）。结论是，20% 浓缩堆芯的设计寿命（1200 天满功率运行）可与 97.3% 浓缩堆芯相同。7% 浓缩堆芯无法维持这段时间的临界状态。但是，堆芯寿命可以达到 600 天满功率运行。7% 和 20% 浓缩堆芯都比 97.3% 浓缩堆芯大。但是，使用整体设计而不是环型设计可以弥补较大的堆芯尺寸。
WARP 反应堆概念
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