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SELECT Institucion FROM PublicObrasAutoresFil WHERE RefPublicacion = 375926 AND InstitucionPropia = 'S' UNION SELECT Adscripciones.Entidad FROM PublicacionesObras JOIN PublicObrasAutores ON PublicacionesObras.Identificador = PublicObrasAutores.RefPublicacion JOIN Adscripciones ON PublicObrasAutores.NumeroEmpleado = Adscripciones.NumeroEmpleado WHERE (PublicacionesObras.FechaPublicacion BETWEEN Adscripciones.FechaDesde AND Adscripciones.FechaHasta OR (PublicacionesObras.FechaPublicacion >= Adscripciones.FechaDesde AND Adscripciones.FechaHasta IS NULL)) AND PublicacionesObras.Identificador= 375926

Título del libro: American Nuclear Society - 4th Topical Meeting On Advances In Nuclear Fuel Management 2009, Anfm Iv
Título del capítulo: A simple algorithm for designing MOX fuel with minor actinides

Autores UNAM:
JUAN LUIS FRANCOIS LACOUTURE; CECILIA MARTIN DEL CAMPO MARQUEZ;

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Autores externos:

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Idioma:

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Año de publicación:
2009

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Palabras clave:

Boiling water reactors; Fuel lattice design; Minor actinides; MOX fuel

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Resumen:

In this work a simple algorithm for fuel lattice design is presented; in particular for the design of boiling water reactor (BWR) fuel composed of uranium, plutonium and minor actinides (Np, Am and Cm), coming from the recycling of BWR spent fuel. The uranium is depleted uranium coming from the enrichment tails. The algorithm is focused on finding the radial distribution of fuel rods having different transuranic compositions to obtain a target neutron multiplication factor and a minimum local power peaking factor. The Doppler and void coefficients were also verified for the designed lattice.

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Entidades citadas de la UNAM:

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Fuente:


ISBN:
9781615673513
Editorial:

Tipo de producto:
Conference Paper