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AbstractAbstract
[en] In the contributions, questions on the development, the radiation and the high-temperature behaviour and the characterization of fuel element particles are treated. Furthermore the resistance and radiation behaviour of graphitic materials are discussed. Finally, questions on the choice of high-temperature alloys for nuclear process heat facilities are discussed and the testing-equipment of the Nuclear Research Centre as well as first results of the long-time experiments are presented. The work was performed within the frame of the projects 'HTR-Fuel Element Cycle' and 'Prototype Nuclear Process Heat', which are sponsored by the Federal Ministry of Research and Technology of the Federal Republic of Germany and of the state of North-Rhine-Westfalia. Partner firms, who participate in the two projects are Gelsenberg AG, Gesellschaft fuer Hochtemperaturreaktor-Technik mbH, Hochtemperaturreaktor-Brennelement GmbH, Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, Kernforschungsanlage Juelich GmbH, NUKEM GmbH, SIGRI Elektrographit GmbH/Ringsdorff-Werke GmbH, Bergbauforschung GmbH und Rheinische Braunkohlenwerke AG. (orig./UA)
[de]
In den Beitraegen werden Fragen der Entwicklung, des Bestrahlungs- und Hochtemperaturverhaltens und der Charakterisierung von Kernbrennstoffteilchen behandelt. Weiterhin werden die Festigkeit und das Bestrahlungsverhalten grafitischer Werkstoffe diskutiert. Schliesslich werden Fragen der Auswahl von Hochtemperaturlegierungen fuer Prozesswaermeanlagen besprochen und die Prueffelder der KFA sowie erste Ergebnisse aus den Langzeitversuchen vorgestellt. Die Arbeiten wurden im Rahmen der Projekte 'HTR-Brennstoffkreislauf' und 'Prototypanlage Nukleare Prozesswaerme', an denen die Partner Gelsenberg AG, Gesellschaft fuer Hochtemperaturreaktor-Technik mbH, Hochtemperaturreaktor-Brennelement GmbH, Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, Kernforschungsanlage Juelich GmbH, NUKEM GmbH, SIGRI Elektrographit GmbH/Ringsdorff-Werke GmbH, Bergbauforschung GmbH und Rheinische Braunkohlenwerke AG beteiligt sind, durchgefuehrt, die vom Bundesministerium fuer Forschung und Technologie der Bundesrepublik Deutschland und vom Land Nordrhein-Westfalen gefoerdert worden. (orig./UA)Original Title
Vortraege ueber beschichtete Brennstoffteilchen, grafitische und metallische Werkstoffe fuer fortgeschrittene Hochtemperaturreaktoren auf der Reaktortagung 1978
Primary Subject
Source
Sep 1978; 106 p; Reactor congress; Hannover, Germany, F.R; 4 - 7 Apr 1978
Record Type
Report
Literature Type
Conference
Report Number
Country of publication
BOUNDARY LAYERS, BURNUP, COATED FUEL PARTICLES, COORDINATED RESEARCH PROGRAMS, CRACKS, CREEP, DIAGRAMS, FISSION PRODUCT RELEASE, FISSION PRODUCTS, FRACTURES, GRAPHITE, HTGR TYPE REACTORS, IMAGES, IRRADIATION PROCEDURES, MATERIALS TESTING, MATRIX MATERIALS, METALLOGRAPHY, MICROSTRUCTURE, PYROLYTIC CARBON, RADIATION EFFECTS, SWELLING, URANIUM CARBIDES, URANIUM DIOXIDE
ACTINIDE COMPOUNDS, CARBIDES, CARBON, CARBON COMPOUNDS, CHALCOGENIDES, CRYSTAL STRUCTURE, DEFORMATION, ELEMENTS, FAILURES, FUEL PARTICLES, GAS COOLED REACTORS, GRAPHITE MODERATED REACTORS, INFORMATION, ISOTOPES, LAYERS, MECHANICAL PROPERTIES, NONMETALS, OXIDES, OXYGEN COMPOUNDS, RADIOACTIVE MATERIALS, REACTOR MATERIALS, REACTORS, RESEARCH PROGRAMS, TESTING, URANIUM COMPOUNDS, URANIUM OXIDES
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