Skip to main content
Przejdź do strony domowej Komisji Europejskiej (odnośnik otworzy się w nowym oknie)
polski polski
CORDIS - Wyniki badań wspieranych przez UE
CORDIS

Plutonium Management for More Agility

CORDIS oferuje możliwość skorzystania z odnośników do publicznie dostępnych publikacji i rezultatów projektów realizowanych w ramach programów ramowych HORYZONT.

Odnośniki do rezultatów i publikacji związanych z poszczególnymi projektami 7PR, a także odnośniki do niektórych konkretnych kategorii wyników, takich jak zbiory danych i oprogramowanie, są dynamicznie pobierane z systemu OpenAIRE .

Rezultaty

Calculation of melting temperature with CALPHAD based on recent measurements (odnośnik otworzy się w nowym oknie)

D3.3.1Calculation of melting temperature with CALPHAD based on recent measurements

State of the art on MOX thermal properties with atomic scale modelling. New calculations and requirements for new measurements (odnośnik otworzy się w nowym oknie)

D3.1.1State of the art on MOX thermal properties with atomic scale modelling. New calculations and requirements for new measurements

Report on scenario calculations (odnośnik otworzy się w nowym oknie)

D1.2.1Report on scenario calculations

Synthesis of the impact of the Pu management in the fuel cycle (odnośnik otworzy się w nowym oknie)
"E&T materials: e-platform ""Wiki-FUEL"", MOOC" (odnośnik otworzy się w nowym oknie)

D6.1.3 E&T materials: e-platform “Wiki-FUEL”, MOOC

Communication and Dissemination strategy action plan (odnośnik otworzy się w nowym oknie)

D6.3.1 Communication and Dissemination strategy action plan

Co-ordination of Pu-active and HA dissolution experiments (odnośnik otworzy się w nowym oknie)

D5.1.1Co-ordination of Pu-active and HA dissolution experiments

Comparison of MTR and FR fuel irradiation experiments for assessment of the validity of MTR irradiations for FR fuel qualifications. (odnośnik otworzy się w nowym oknie)

D4.2.1Comparison of MTR and FR fuel irradiation experiments for assessment of the validity of MTR irradiations for FR fuel qualifications.

Project Quality Plan (odnośnik otworzy się w nowym oknie)

D7.2.1Project Quality Plan

State of the art on MOX mechanical properties. Requirements on measurements of mechanical properties (odnośnik otworzy się w nowym oknie)

D3.2.1State of the art on MOX mechanical properties. Requirements on measurements of mechanical properties

Communication toolbox: design flyer, set up website and create social media accounts (odnośnik otworzy się w nowym oknie)

D6.4.1 Communication toolbox: design flyer, set up website and create social media accounts

Finite element modelling of fuel rod (odnośnik otworzy się w nowym oknie)

D3.2.2Finite element modelling of fuel rod

Publikacje

Modelling and assessment of thermophysical properties of Am-bearing fuels for transmutation purposes in fast reactors (odnośnik otworzy się w nowym oknie)

Autorzy: M. Di Gennaro, A. Magni, M. Guarnieri, D. Pizzocri, L. Luzzi, C. Guéneau, P. Van Uffelen
Opublikowane w: Progress in Nuclear Energy, Numer 185, 2025, Strona(/y) 105698, ISSN 0149-1970
Wydawca: Elsevier BV
DOI: 10.1016/j.pnucene.2025.105698

PuMMA blind benchmark: Performance of high plutonium content MOX fuel under irradiation (odnośnik otworzy się w nowym oknie)

Autorzy: D. Jaramillo-Sierra, M. Stefanowska-Skrodzka, J. Lavarenne, E. Deveaux, E. Brunetto, V. Matocha, A. Magni, K. Sturm, K. Mikityuk, Y. Wang, A. Jiménez-Carrascosa, J. Gado, B. Burger, V. Blanc, V. Dupont, L. Argeles, B. Perrin, G. Michel, A. Scolaro, C. Fiorina, J. Peltonen, A. Del Nevo, L. Luzzi, D. Pizzocri, S. Lemehov, S. Bebjak, T. Chrebet, C. Strmensky
Opublikowane w: Nuclear Engineering and Design, Numer 435, 2025, Strona(/y) 113960, ISSN 0029-5493
Wydawca: Elsevier BV
DOI: 10.1016/j.nucengdes.2025.113960

ALFRED-burner: Core design, safety and performance (odnośnik otworzy się w nowym oknie)

Autorzy: D. Jaramillo-Sierra, G. Grasso, E. Dorval, A. Magni, A. Cammi, A. Del Nevo
Opublikowane w: Nuclear Engineering and Design, Numer 432, 2025, Strona(/y) 113826, ISSN 0029-5493
Wydawca: Elsevier BV
DOI: 10.1016/j.nucengdes.2025.113826

Multi-scale structural investigation of hypo-stoichiometric (U1-yPuy)O1.98 oxides with high plutonium content (odnośnik otworzy się w nowym oknie)

Autorzy: M.-M. Desagulier, J. Martinez, P.M. Martin, F. Lebreton, M.O.J.Y. Hunault, C. Guéneau, N. Clavier
Opublikowane w: Journal of the European Ceramic Society, Numer 45, 2025, Strona(/y) 117623, ISSN 0955-2219
Wydawca: Elsevier BV
DOI: 10.1016/j.jeurceramsoc.2025.117623

Thermodynamic and thermoelastic properties of hypostoichiometric MOX fuels with molecular dynamics simulations (odnośnik otworzy się w nowym oknie)

Autorzy: G. Porto, J. Bouchet, D. Bathellier, J. Bodin, M. Canducci, J. Tranchida, P. Fossati, P. Martin, E. Bourasseau
Opublikowane w: Journal of Nuclear Materials, Numer 598, 2025, Strona(/y) 155163, ISSN 0022-3115
Wydawca: Elsevier BV
DOI: 10.1016/j.jnucmat.2024.155163

Off-centering effects on MOX fuel behavior (odnośnik otworzy się w nowym oknie)

Autorzy: D. Jaramillo-Sierra, V. Blanc, T. Barani, A. Cammi, A. Del Nevo
Opublikowane w: Nuclear Engineering and Design, Numer 444, 2025, Strona(/y) 114372, ISSN 0029-5493
Wydawca: Elsevier BV
DOI: 10.1016/j.nucengdes.2025.114372

First Post Irradiation Examinations on a fast reactor grade MOX fuel (U0.6,Pu0.4)O2 for Pu-burning application, irradiated in the High Flux Reactor (odnośnik otworzy się w nowym oknie)

Autorzy: S. van Til, A.V. Fedorov, F. Nindiyasari, F. Charpin-Jacobs, G. Uitslag, F. Pasti, E. D'Agata, N. Chauvin
Opublikowane w: Journal of Nuclear Materials, Numer 608, 2025, Strona(/y) 155707, ISSN 0022-3115
Wydawca: Elsevier BV
DOI: 10.1016/j.jnucmat.2025.155707

Development of a dynamic-mesh porosity transport model for multi-dimensional fuel performance codes (odnośnik otworzy się w nowym oknie)

Autorzy: Edoardo Luciano Brunetto, Carlo Fiorina, Andreas Pautz, Sander van Til, Fitriana Nindiyasari, Alexander Fedorov, Alessandro Scolaro
Opublikowane w: Journal of Nuclear Materials, Numer 608, 2025, Strona(/y) 155717, ISSN 0022-3115
Wydawca: Elsevier BV
DOI: 10.1016/j.jnucmat.2025.155717

Effects of irradiation on the insolubility of sodium fast reactor (U,Pu)O2 mixed oxide with a very high amount of plutonium (odnośnik otworzy się w nowym oknie)

Autorzy: Martin Giraud, Nathalie Reynier-Tronche, Emilie Buravand
Opublikowane w: Journal of Nuclear Materials, 2023, ISSN 0022-3115
Wydawca: Elsevier BV
DOI: 10.1016/j.jnucmat.2023.154727

Multi-scale structural investigation of uranium-plutonium mixed oxides (U1-yPuy)O2-x with high plutonium content (odnośnik otworzy się w nowym oknie)

Autorzy: M-M. Desagulier a, J. Martinez a, P.M. Martin a, F. Lebreton a, C. Guéneau b, N. Clavier c
Opublikowane w: Journal of Nuclear Materials, 2023, ISSN 0022-3115
Wydawca: Elsevier BV
DOI: 10.1016/j.jnucmat.2023.154645

Wyszukiwanie danych OpenAIRE...

Podczas wyszukiwania danych OpenAIRE wystąpił błąd

Brak wyników

Moja broszura 0 0