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T=题名（书名、题名），A=作者（责任者），K=主题词，P=出版物名称，PU=出版社名称，O=机构（作者单位、学位授予单位、专利申请人），L=中图分类号，C=学科分类号，U=全部字段，Y=年（出版发行年、学位年度、标准发布年）

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AND代表“并且”；OR代表“或者”；NOT代表“不包含”；(注意必须大写,运算符两边需空一格)

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范例一：(K=图书馆学 OR K=情报学) AND A=范并思 AND Y=1982-2016
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67 篇 会议

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67 篇 电子文献
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67 篇 工学
- 65 篇 核科学与技术
- 3 篇 材料科学与工程（可...
- 3 篇 电气工程
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- 1 篇 机械工程
2 篇 医学
- 1 篇 基础医学(可授医学...
- 1 篇 临床医学
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- 1 篇 中西医结合
- 1 篇 医学技术（可授医学...

主题

12 篇 反应堆
7 篇 中子输运方程
4 篇 物理设计
3 篇 高温气冷堆
3 篇 离散纵标法
3 篇 辐射防护
3 篇 蒙特卡罗模拟
2 篇 中子输运
2 篇 特征线法
2 篇 燃耗计算
2 篇 线性源近似
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2 篇 特征值
2 篇 中子能谱
2 篇 混合能源堆
2 篇 秦山三核
2 篇 微观噪声分析
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2 篇 压水堆
2 篇 钍燃料循环

机构

32 篇 清华大学
8 篇 北京应用物理与计...
5 篇 西安交通大学
4 篇 中国核动力研究设...
2 篇 北京应用物理与计...
2 篇 海军工程大学
2 篇 华北电力大学
2 篇 中国工程物理研究...
2 篇 上海核工程研究设...
2 篇 中国核动力研究设...
2 篇 中国原子能科学研...
2 篇 中国核动力研究设...
1 篇 中国核动力研究设...
1 篇 necp实验室
1 篇 中国广东核电集团...
1 篇 兰州大学
1 篇 江苏核电有限公司
1 篇 上海应用物理研究...
1 篇 中科华核电技术研...
1 篇 中国工程物理研究...

作者

21 篇 王侃
11 篇 余纲林
8 篇 胡永明
7 篇 姚栋
5 篇 李富
5 篇 吴宏春
5 篇 曹良志
3 篇 杨鑫
3 篇 李泽光
3 篇 陈朝斌
2 篇 陈文振
2 篇 郭炯
2 篇 孟智良
2 篇 施建锋
2 篇 邓力
2 篇 佘顶
2 篇 赵文博
2 篇 张鹏
2 篇 李刚
2 篇 汪量子

语言

67 篇 中文

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输运方程等效均匀化理论——带有角通量不连续因子的离散纵标法

输运方程等效均匀化理论——带有角通量不连续因子的离散纵标法

引用

第十三届反应堆数值计算与粒子输运学术会议暨2010年反应堆物理会议

作者：胡永明时小松常华健清华大学核研院北京100084 国家核电技术研发中心北京100190 清华大学核研院北京100084

近年来随着核电技术的发展，提出了新的设计概念和新的堆型，其中的很多堆型在空间上具有较强烈的非均匀性，堆芯的等效均匀化扩散计算遇到了困难。本文提出了输运方程的等效均匀化理论和外推迭代计算角通量不连续因子的方法，在此基础... 详细信息

近年来随着核电技术的发展，提出了新的设计概念和新的堆型，其中的很多堆型在空间上具有较强烈的非均匀性，堆芯的等效均匀化扩散计算遇到了困难。本文提出了输运方程的等效均匀化理论和外推迭代计算角通量不连续因子的方法，在此基础上研发了带有角通量不连续因子的SN程序SNDF。校验计算表明，输运等效均匀化理论是完全正确的，外推迭代计算角通量不连续因子方法是有效的，带有角通量不连续因子的SN堆芯输运计算程序具有较高的精度。

关键词：等效均匀化角通量不连续因子输运方程离散纵标法 SN堆芯输运计算

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中国钍杂质成份及堆物理性能分析

中国钍杂质成份及堆物理性能分析

引用

第十三届反应堆数值计算与粒子输运学术会议暨2010年反应堆物理会议

作者： Khurrum Saleem Chaudri 衷斌王侃余纲林清华大学工程物理系

本文主要研究了中国钍矿中杂质对钍资源核能利用的堆物理性能影响。分析计算模型为CANDU-37棒束结构，燃料为UO2和ThO2。首先比较分析了理论当量硼浓度与计算当量硼浓度的差别，由理论当量硼浓度和计算当量硼浓度比值可以发现，在低能... 详细信息

本文主要研究了中国钍矿中杂质对钍资源核能利用的堆物理性能影响。分析计算模型为CANDU-37棒束结构，燃料为UO2和ThO2。首先比较分析了理论当量硼浓度与计算当量硼浓度的差别，由理论当量硼浓度和计算当量硼浓度比值可以发现，在低能区域具有宽共振峰的杂质核素比值大于1，而比值小于1的杂质核素截面在热能区都是非1/v律。本文还研究了钍(杂质)在不同位置对物理性能的影响，发现杂质H核素对位置最敏感。本文最后分析了各种杂质对空泡系数、多普勒系数以及慢化剂温度系数的影响。

关键词：反应堆钍杂质堆物理性能核能利用 CANDU-37棒束结构

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中子倍增公式和点堆模型方程的分析比较

中子倍增公式和点堆模型方程的分析比较

引用

第十三届反应堆数值计算与粒子输运学术会议暨2010年反应堆物理会议

作者：郝建立陈文振王少明商学利海军工程大学核能科学与工程系武汉 430033

考虑缓发中子在内的中子倍增公式和点堆模型动态方程可以满足堆芯物理参数快速计算的要求，得到了广泛的研究。因此对这两种基于不同的理论基础而建立的模型进行系统的对比研究具有一定的意义。首先对两种模型建立的理论基础进行研究，... 详细信息

考虑缓发中子在内的中子倍增公式和点堆模型动态方程可以满足堆芯物理参数快速计算的要求，得到了广泛的研究。因此对这两种基于不同的理论基础而建立的模型进行系统的对比研究具有一定的意义。首先对两种模型建立的理论基础进行研究，分析了两种模型异同;然后将两种模型应用于研究反应堆冷启动过程，对计算结果进行了对比分析。研究结果表明，在集总参数假设下，考虑缓发中子在内的中子倍增公式在理论上是完备的，可以作为点堆动态方程组计算结果正确与否的检验标准。

关键词：中子倍增中子密度点堆模型堆芯物理参数

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点能量核数据在蒙卡临界计算中的分步算法

点能量核数据在蒙卡临界计算中的分步算法

引用

第十三届反应堆数值计算与粒子输运学术会议暨2010年反应堆物理会议

作者：刘宇轩佘顶余纲林王侃清华大学工程物理系北京100084

大多数蒙卡程序使用连续点能量核数据，输运模拟过程中需要大量计算随机能量对应的截面，用于抽样粒子飞行距离、碰撞核和反应类型等。本文分析了临界计算各阶段所需的截面，重构了统一能量框架下的材料总截面表→∑T,m、核素总截面表→... 详细信息

大多数蒙卡程序使用连续点能量核数据，输运模拟过程中需要大量计算随机能量对应的截面，用于抽样粒子飞行距离、碰撞核和反应类型等。本文分析了临界计算各阶段所需的截面，重构了统一能量框架下的材料总截面表→∑T,m、核素总截面表→σTk和裂变截面表→σfk 。采用分步计算方法，在粒子发生碰撞前，直接由，→∑T,m计算材料总截面，快速抽样飞行距离;发生碰撞时，利用→σTk计算核素总截面，抽样碰撞核;碰撞处理时，采用碰撞核原有的能量框架计算截面进行俘获处理，抽样反应类型。结果表明，分步方法用于燃耗计算中的蒙卡临界模拟，PWR栅元和BWR组件的计算效率可分别提升30.6％和16.9％，同时最大程度节约了内存使用量。

关键词：蒙卡临界模拟点能量核数据分步处理算法计算效率裂变截面表燃耗计算

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龙格库塔时间离散的中子时空动力学方程求解

龙格库塔时间离散的中子时空动力学方程求解

引用

第十三届反应堆数值计算与粒子输运学术会议暨2010年反应堆物理会议

作者：赵文博姚栋王侃胡永明清华大学工程物理系 100084 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都 610041 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都 610041 清华大学工程物理系 100084 清华大学核研院 100084

本文基于第二类边界条件节块格林函数法程序NGFMN，开发了动态TNGFM程序。时间离散时间离散分别采用向后差分格式（BD）和对角线隐式龙格库塔格式（DIRK），并通过基准题对程序进行了验证。将两种格式的计算结果分析比较，1）DIRK格式相... 详细信息

本文基于第二类边界条件节块格林函数法程序NGFMN，开发了动态TNGFM程序。时间离散时间离散分别采用向后差分格式（BD）和对角线隐式龙格库塔格式（DIRK），并通过基准题对程序进行了验证。将两种格式的计算结果分析比较，1）DIRK格式相比BD格式优势明显;2）DIRK格式对空间计算的精度要求更高。

关键词：时空动力学节块格林函数法向后差分龙格库塔 TNGFM程序

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钍基先进CANDU堆堆芯物理设计与燃料管理

钍基先进CANDU堆堆芯物理设计与燃料管理

引用

第十三届反应堆数值计算与粒子输运学术会议暨2010年反应堆物理会议

作者：施建锋施工清华大学工程物理系北京100084

CANDU堆具有中子经济性高、不停堆换料、燃料通道模块化设计、慢化剂与冷却剂相互独立等优点，适合引入钍燃料。先进CANDU（ACR）堆在传统CANDU堆技术的基础上，改用轻水做冷却剂，使用CANFLEX结构的燃料棒束，使得ACR堆芯结构更为紧凑... 详细信息

CANDU堆具有中子经济性高、不停堆换料、燃料通道模块化设计、慢化剂与冷却剂相互独立等优点，适合引入钍燃料。先进CANDU（ACR）堆在传统CANDU堆技术的基础上，改用轻水做冷却剂，使用CANFLEX结构的燃料棒束，使得ACR堆芯结构更为紧凑，大为减少了重水装量，安全性与经济性都得以提高。本研究对钍基先进CANDU堆（TACR）棒束栅元、堆芯结构进行了设计分析，并通过时均计算研究了堆芯换料模式。文中使用的计算工具为加拿大原子能公司提供的栅元计算器程序WIMS-AECL 3.1.2.1和堆芯计算程序RFSP 3-04，反应性设备的超栅元计算使用加拿大蒙特利尔大学的DRAGON 3.05B。

关键词： CANFLEX棒束钍燃料循环堆芯物理设计燃料管理

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溶液堆物理热工耦合程序开发及堆芯气泡分布初步研究

溶液堆物理热工耦合程序开发及堆芯气泡分布初步研究

引用

第十三届反应堆数值计算与粒子输运学术会议暨2010年反应堆物理会议

作者：汪量子姚栋王侃清华大学工程物理系北京100084 核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041 核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041 清华大学工程物理系北京100084

溶液堆内辐照裂解气体的存在是影响溶液堆运行稳定性的重要因素，浮力、碰撞等复杂的相互作用造成这些气体在燃料溶液中形成气泡之后的行为难以预测。现有的分析手段通常用关于坐标的函数来近似估计气泡的分布。使用CFX对溶液堆气液两... 详细信息

溶液堆内辐照裂解气体的存在是影响溶液堆运行稳定性的重要因素，浮力、碰撞等复杂的相互作用造成这些气体在燃料溶液中形成气泡之后的行为难以预测。现有的分析手段通常用关于坐标的函数来近似估计气泡的分布。使用CFX对溶液堆气液两相试验工况进行数值模拟的结果表明，应用多尺寸组分模型（Multiple Size Group，MUSIG）能够很好地反映堆内气泡的迁徙过程。本文将介绍基于溶液堆燃料管理程序FMCAHR和流体动力学数值计算程序ANSYS CFX 10.0的耦合程序FMCAHR_CFX，并使用该程序分析简单溶液堆模型中的气泡分布。

关键词：溶液堆物理热工耦合堆芯气泡分布辐照裂解气体 MUSIG模型群体平衡方程燃料管理

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一类基于近似求解节块内扩散方程的功率重构方法研究

一类基于近似求解节块内扩散方程的功率重构方法研究

引用

第十三届反应堆数值计算与粒子输运学术会议暨2010年反应堆物理会议

作者：赵文博胡永明王侃姚栋清华大学工程物理系北京 100084 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041 清华大学核研院北京 100084 清华大学工程物理系北京 100084 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都 610041

利用基于第二类边界条件的节块格林函数方法的计算结果，从近似求解节块内扩散方程的原理出发，通过选取不同的双曲函数族、边界条件和勒让德多项式数目，得到了一系列功率重构方法。计算了IAEA和BIBLIS基准题，通过与CITATION细网程序... 详细信息

利用基于第二类边界条件的节块格林函数方法的计算结果，从近似求解节块内扩散方程的原理出发，通过选取不同的双曲函数族、边界条件和勒让德多项式数目，得到了一系列功率重构方法。计算了IAEA和BIBLIS基准题，通过与CITATION细网程序计算结果比较，选出了结果较好的三种方法，并对造成偏差的原因进行了分析。

关键词：功率重构节块格林函数扩散方程近似求解

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中国实验快堆平衡循环换料优化研究

中国实验快堆平衡循环换料优化研究

引用

第十三届反应堆数值计算与粒子输运学术会议暨2010年反应堆物理会议

作者：杨晓燕徐銤李泽华王侃胡永明中国原子能科学研究院北京 102413 清华大学工程物理系北京 100084 清华大学核研院北京 100084

本文以中国实验快堆为研究对象，采用快堆三维节块法程序HNDB和特征统计算法，对中国实验快堆的平衡循环倒料优化进行研究。根据优化过程中是否进行堆芯计算的迭代定义平衡循环优化与伪平衡循环优化，研究结果表明，在本文优化中所选取... 详细信息

本文以中国实验快堆为研究对象，采用快堆三维节块法程序HNDB和特征统计算法，对中国实验快堆的平衡循环倒料优化进行研究。根据优化过程中是否进行堆芯计算的迭代定义平衡循环优化与伪平衡循环优化，研究结果表明，在本文优化中所选取的组件初始参数条件下，伪平衡循环优化可以很好的替代平衡循环优化，节省真正平衡循环优化中堆芯迭代计算的时间，并得到更优的堆芯布置。本文的研究说明快堆三维节块法程序HNDB耦合特征统计算法可以成功用于快堆的平衡循环换料优化。

关键词：中国实验快堆平衡循环换料三维节块法程序特征统计算法堆芯迭代计算

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温度相关连续点截面库插值方法的研究

温度相关连续点截面库插值方法的研究

引用

第十三届反应堆数值计算与粒子输运学术会议暨2010年反应堆物理会议

作者：张翔余纲林毕光文王侃清华大学工程物理系北京100084 上海核工程设计研究院上海200233

使用NJOY加工生成温度相关的ACE数据是目前较为精确的方法。但是对于反应堆内众多的核素，并且在温度不断改变的情况下，使用NJOY 会带来诸多弊端。比如加工重核素需用的时间长;对于温度变化的问题无法及时地，自动地更新相关的ACE文件... 详细信息

使用NJOY加工生成温度相关的ACE数据是目前较为精确的方法。但是对于反应堆内众多的核素，并且在温度不断改变的情况下，使用NJOY 会带来诸多弊端。比如加工重核素需用的时间长;对于温度变化的问题无法及时地，自动地更新相关的ACE文件。本文展示了一种利用插值方法来处理温度相关的核截面数据。截面插值是利用NJOY加工出的不同温度下ACE文件，通过对其中每个截面点进行插值计算的方法，得到目标温度下的ACE文件，供MCNP程序使用。通过编写的插值程序ITND测试了核素U238在575K下的插值效果。然后使用MCNP比较计算验证了插值截面的准确性，得到了提高插值精度和速度的结论。

关键词：反应堆温度相关核截面数据连续点截面库插值计算 ITND测试

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