haku: @instructor Aarnio, Pertti / yhteensä: 10
hakutulos-lista
viite: 2 / 10
« edellinen | seuraava »
Tekijä:Garcia, Enrique
Työn nimi:Comparison of Behaviour of Thorium, Uranium, and MOX fuels in a Pressurized Water Reactor
Comparacíon del comportamiento del combustible torio, uranio y MOX en un reactor de agua a presión
Julkaisutyyppi:Final Project-työ
Julkaisuvuosi:2013
Sivut:73      Kieli:   eng
Koulu/Laitos/Osasto:Teknillisen fysiikan laitos
Oppiaine:Ydin- ja energiatekniikka   (Tfy-56)
Valvoja:Salomaa, Rainer
Ohjaaja:Aarnio, Pertti
OEVS:
Sähköinen arkistokappale on luettavissa Aalto Thesis Databasen kautta.
Ohje
sulje

Digitaalisten opinnäytteiden lukeminen Aalto-yliopiston Harald Herlin -oppimiskeskuksen suljetussa verkossa

Oppimiskeskuksen suljetussa verkossa voi lukea sellaisia digitaalisia ja digitoituja opinnäytteitä, joille ei ole saatu julkaisulupaa avoimessa verkossa.

Oppimiskeskuksen yhteystiedot ja aukioloajat: https://learningcentre.aalto.fi/fi/harald-herlin-oppimiskeskus/

Opinnäytteitä voi lukea Oppimiskeskuksen asiakaskoneilla, joita löytyy kaikista kerroksista.

Kirjautuminen asiakaskoneille

  • Aalto-yliopistolaiset kirjautuvat asiakaskoneille Aalto-tunnuksella ja salasanalla.
  • Muut asiakkaat kirjautuvat asiakaskoneille yhteistunnuksilla.

Opinnäytteen avaaminen

  • Asiakaskoneiden työpöydältä löytyy kuvake:

    Aalto Thesis Database

  • Kuvaketta klikkaamalla pääset hakemaan ja avaamaan etsimäsi opinnäytteen Aaltodoc-tietokannasta. Opinnäytetiedosto löytyy klikkaamalla viitetietojen OEV- tai OEVS-kentän linkkiä.

Opinnäytteen lukeminen

  • Opinnäytettä voi lukea asiakaskoneen ruudulta tai sen voi tulostaa paperille.
  • Opinnäytetiedostoa ei voi tallentaa muistitikulle tai lähettää sähköpostilla.
  • Opinnäytetiedoston sisältöä ei voi kopioida.
  • Opinnäytetiedostoa ei voi muokata.

Opinnäytteen tulostus

  • Opinnäytteen voi tulostaa itselleen henkilökohtaiseen opiskelu- ja tutkimuskäyttöön.
  • Aalto-yliopiston opiskelijat ja henkilökunta voivat tulostaa mustavalkotulosteita Oppimiskeskuksen SecurePrint-laitteille, kun tietokoneelle kirjaudutaan omilla Aalto-tunnuksilla. Väritulostus on mahdollista asiakaspalvelupisteen tulostimelle u90203-psc3. Väritulostaminen on maksullista Aalto-yliopiston opiskelijoille ja henkilökunnalle.
  • Ulkopuoliset asiakkaat voivat tulostaa mustavalko- ja väritulosteita Oppimiskeskuksen asiakaspalvelupisteen tulostimelle u90203-psc3. Tulostaminen on maksullista.
Sijainti:P1 Ark Aalto  246   | Arkisto
Avainsanat:thorium
uranium
MOX
fuel cycle
sustainability
radiotoxicity
proliferation resistance
Tiivistelmä (eng): The goal of this thesis was to study the sustainability, radiotoxicity and proliferation resistance of a nuclear fuel composed of 232Th-233U.
The study is made by simulation of five different fuel assembly composition with the CASMO-4E program for in-core deterministic nuclear calculations.

In order to increase the scope of the study, two different fuel cycles are studied.
Since 233U is not presented in nature it must be bred from fertile nuclear fuels and therefore it presents different options for fuel cycle.
You can choose between open and closed cycle, use plutonium or uranium, and pressurized or boiling water reactors or breeding reactors.

As a first fuel cycle core, a reactor running with a Radkowsky fuel is assumed.
Necessary amount of 233U is achieved, and due to the fact that only enriched uranium is used an open cycle model has been elected to calculate the overall impact as regards sustainability, radiotoxicity and proliferation resistance.

For the second case, a reactor fueled with a mix of thorium and plutonium is used to achieve necessary breeding of 233U.
Since plutonium is used, the most logical election was to pick up a closed fuel cycle where the plutonium is reprocessed and used to produce 233U.

It is shown that the use of 232Th-233U as fuel could be useful due to its advantages in comparison with normal uranium fuel and the MOX fuel.
The most promising fuel cycle is the open fuel cycle but the closed fuel cycle presents some advantages really attractive for nuclear fuel.
ED:2013-10-02
INSSI tietueen numero: 47293
+ lisää koriin
« edellinen | seuraava »
INSSI