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128 篇 会议

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127 篇 工学
- 113 篇 核科学与技术
- 6 篇 电气工程
- 4 篇 材料科学与工程（可...
- 3 篇 计算机科学与技术...
- 3 篇 软件工程
- 2 篇 电子科学与技术（可...
- 1 篇 机械工程
- 1 篇 生物医学工程（可授...
1 篇 经济学
- 1 篇 应用经济学
1 篇 理学
- 1 篇 物理学
1 篇 医学
- 1 篇 基础医学(可授医学...
- 1 篇 临床医学
- 1 篇 中西医结合
- 1 篇 医学技术（可授医学...

主题

8 篇 中子输运方程
5 篇 高温气冷堆
5 篇 聚变堆
5 篇 mcnp
5 篇 iter
4 篇 中子输运
4 篇 组件均匀化
4 篇 压水堆
4 篇 优化
4 篇 cad
3 篇 快堆
3 篇 田湾核电站
3 篇 nfrisk
3 篇 谐波
3 篇 溶液堆
3 篇 反应性
3 篇 燃料管理
2 篇 特征线法
2 篇 conceptual desig...
2 篇 fusion reactor

机构

18 篇 西安交通大学
16 篇 清华大学
11 篇 institute of pla...
9 篇 中国科学院等离子...
6 篇 中国原子能科学研...
6 篇 中国原子能科学研...
5 篇 海军工程大学
5 篇 中国工程物理研究...
4 篇 上海核工程研究设...
4 篇 北京科技大学
4 篇 中科院等离子体物...
4 篇 上海交通大学
4 篇 核电秦山联营有限...
4 篇 中国核电工程有限...
3 篇 中国核动力研究设...
3 篇 北京应用物理与计...
3 篇 合肥工业大学
2 篇 中国核电工程有限...
2 篇 西屋电气工程公司
2 篇 国防科技大学

作者

17 篇 吴宜灿
16 篇 吴宏春
16 篇 曹良志
10 篇 黄群英
8 篇 fds team
8 篇 李富
6 篇 曾勤
6 篇 胡永明
5 篇 陈文振
5 篇 郭炯
5 篇 李艳芬
5 篇 李春京
5 篇 胡丽琴
5 篇 刘松林
5 篇 王登营
5 篇 周旭华
5 篇 fds团队
4 篇 刚直
4 篇 宋勇
4 篇 陈明亮

语言

107 篇 中文
21 篇 英文

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节块内嵌SN方法的算法研究及程序开发

节块内嵌SN方法的算法研究及程序开发

引用

第十二届反应堆数值计算与粒子输运学术会议

作者：司胜义上海核工程研究设计院堆芯设计室

本文介绍了节块内嵌S方法求解三维堆芯中子输运/扩散方程的算法框架。在基于扩散理论的三维粗网节块展开方法（NEM）的算法体系中,将基于输运理论的径向两维细网节块离散纵标方法（NDOM）的内迭代过程,替代节块展开方法（NEM）内迭代的... 详细信息

本文介绍了节块内嵌S方法求解三维堆芯中子输运/扩散方程的算法框架。在基于扩散理论的三维粗网节块展开方法（NEM）的算法体系中,将基于输运理论的径向两维细网节块离散纵标方法（NDOM）的内迭代过程,替代节块展开方法（NEM）内迭代的径向求解过程,是节块内嵌S方法的基本思路。这种算法,一方面充分考虑了核电厂反应堆堆芯的三维结构特点,另一方面,也充分利用了已经成熟的三维粗网节块展开方法（NEM）和两维离散纵标方法（S）的研究成果,同时,也有效避免了利用离散纵标方法（S）求解三维中子输运方程所面临的计算内存和计算时间的瓶颈问题。为了实现上述算法,我们分别编制开发了两维多群节块离散纵标方法（NDOM）模块程序NSNM和三维多群节块展开方法（NEM）模块程序MGNEM,并以此为基础编制开发了节块内嵌S方法的模块程序HANWIND;其中,NSNM也作为HANWIND求解两维问题的功能模块。针对OECD/NEA-2D C5G7MOX基准问题以及两环路核电厂三维堆芯的数值验算结果表明,节块内嵌S方法的算法开发和原型程序的编制开发是有效的和切实可行的。

关键词：扩散近似输运理论节块展开方法(NEM) 节块离散纵标方法(NDOM) 节块内嵌SN算法

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节块内嵌SN方法的算法研究及程序开发

节块内嵌SN方法的算法研究及程序开发

引用

第十二届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2008年反应堆物理会议

作者：司胜义上海核工程研究设计院堆芯设计室上海市虹漕路29号200233

本文介绍了节块内嵌SN方法求解三维堆芯中子输运/扩散方程的算法框架。在基于扩散理论的三维粗网节块展开方法(NEM)的算法体系中，将基于输运理论的径向两维细网节块离散纵标方法(NDOM)的内迭代过程，替代节块展开方法(NEM)内迭代的径... 详细信息

本文介绍了节块内嵌SN方法求解三维堆芯中子输运/扩散方程的算法框架。在基于扩散理论的三维粗网节块展开方法(NEM)的算法体系中，将基于输运理论的径向两维细网节块离散纵标方法(NDOM)的内迭代过程，替代节块展开方法(NEM)内迭代的径向求解过程，是节块内嵌SN方法的基本思路。这种算法，一方面充分考虑了核电厂反应堆堆芯的三维结构特点，另一方面，也充分利用了已经成熟的三维粗网节块展开方法(NEM)和两维离散纵标方法(SN)的研究成果，同时，也有效避免了利用离散纵标方法(SN)求解三维中子输运方程所面临的计算内存和计算时间的瓶颈问题。为了实现上述算法，我们分别编制开发了两维多群节块离散纵标方法(NDOM)模块程序NSNM和三维多群节块展开方法(NEM)模块程序MGNEM，并以此为基础编制开发了节块内嵌SN方法的模块程序HANWIND;其中，NSNM也作为HANWIND求解两维问题的功能模块。针对OECD/NEA-2D C5G7MOX基准问题以及两环路核电厂三维堆芯的数值验算结果表明，节块内嵌SN方法的算法开发和原型程序的编制开发是有效的和切实可行的。

关键词：节块离散纵标方法节块内嵌SN算法三维堆芯中子输运算法框架

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中国低活化马氏体钢CLAM研究进展

中国低活化马氏体钢CLAM研究进展

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第十二届反应堆数值计算与粒子输运学术会议

作者：黄群英李春京李艳芬刘少军吴宜灿李建刚万发荣巨新单以银郁金南朱升云张品源杨建锋韩福生孔明光李合琴室贺健夫长坂琢也中国科学院等离子体物理研究所北京科技大学中国科学院金属研究所中国原子能科学研究院西安交通大学中国科学院固体物理研究所合肥工业大学日本国立聚变研究所

低活化铁素体/马氏体钢(RAFM钢)被普遍认为是未来聚变示范堆和聚变动力堆的首选结构材料。国际上给予了高度重视,许多国家都在研发其特有的RAFM钢。中科院等离子体物理研究所在与国内外多家单位的合作下发展了中国低活化马氏体钢——CLA... 详细信息

低活化铁素体/马氏体钢(RAFM钢)被普遍认为是未来聚变示范堆和聚变动力堆的首选结构材料。国际上给予了高度重视,许多国家都在研发其特有的RAFM钢。中科院等离子体物理研究所在与国内外多家单位的合作下发展了中国低活化马氏体钢——CLAM。本文总结了CLAM钢研制发展的主要进展,包括其成分优化设计、冶炼加工制备工艺、物理性能、机械性能、辐照性能及与液态LiPb的相容性等测试与研究以及各种焊接工艺研究等,并对今后的发展方向进行了展望。

关键词：聚变堆低活化材料 CLAM钢性能测试

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中国ITER氦冷固态试验包层模块(HCSB TBM)设计组中子学研究进展

中国ITER氦冷固态试验包层模块(HCSB TBM)设计组中子学研究进展

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第十二届反应堆数值计算与粒子输运学术会议

作者：张国书冯开明栗再新李增强陈志曹启祥王奇杰赵奉超核工业西南物理研究院

本文概要介绍了中国ITER氦冷固态试验包层模块（HCSB TBM）设计组近年来HCSB TBM和HCSB DEMO包层两方面的中子学研究工作进展情况。HCSB TBM方面主要工作包括:采用改进的3x6 1/2TBM结构及材料布置、MCNP计算模型,给出了HCSB TBM中子学... 详细信息

本文概要介绍了中国ITER氦冷固态试验包层模块（HCSB TBM）设计组近年来HCSB TBM和HCSB DEMO包层两方面的中子学研究工作进展情况。HCSB TBM方面主要工作包括:采用改进的3x6 1/2TBM结构及材料布置、MCNP计算模型,给出了HCSB TBM中子学计算和优化分析:完成了三维MCNP/放射性计算程序FDKR的程序连接,并通过耦合分析计算,给出了TBM模块的活化、余热、BHP及剂量等计算结果:采用ITER-FEAT/HCSB TBM三维耦合MCNP模型,给出了HCSB TBM中子测量系统的探测器中子通量、裂变室U及U的（n,f）、（n,γ）反应率、能谱的时间响应等计算分析。HCSB DEMO包层方面主要工作包括:基于DEMO包层目标,完成三种不同用途的HCSB TBM增殖包层模块的方案设计及中子学计算分析;采用MCNP程序和非均匀中子源,给出了三种DEMO氦冷固态增殖包层的三维全堆中子学初步计算结果;开展了仿ITER包层（方案B）和仿DEMO包层（方案A）的全堆模型的中子学计算与比较研究;采用水冷快裂变包层和氦冷抑制裂变包层两种概念的混合堆包层的中子学计算计较及分析。通过上述工作,使我们对TBM设计、DEMO包层（包括氚增殖包层和混合堆包层等）设计研究、以及ITER TBM实验运行及测试等工作的重要意义加深了认识,使未来的TBM研发工作更加有的放矢。

关键词： ITER 氦冷固态试验包层模块(HCSB TBM) DEMO 中子学

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在线低能气体离子源

在线低能气体离子源

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第十二届反应堆数值计算与粒子输运学术会议

作者：郭立平杨铮周霖靳硕学李俊徐水钢彭国良孟峻峰刘传胜巨新刘实武汉大学物理科学与技术学院加速器实验室北京科技大学应用科学学院中国科学院金属研究所

核材料中氦和氢的积累可引起材料性能的恶化甚至失效。为研究这些材料内氦和氢的存在形式、氦与氢及缺陷的相互作用、气泡的形成和演变过程以及各种因素的影响,我们研制了一台离子束能量最高为20 keV的冷阴极潘宁型气体离子源,用于与200... 详细信息

核材料中氦和氢的积累可引起材料性能的恶化甚至失效。为研究这些材料内氦和氢的存在形式、氦与氢及缺陷的相互作用、气泡的形成和演变过程以及各种因素的影响,我们研制了一台离子束能量最高为20 keV的冷阴极潘宁型气体离子源,用于与200 kV透射电镜联机,以便在离子注入现场原位观察氦和氢不同注入浓度下材料内部的微观结构及其变化过程。对离子源进行了氦离子的起弧、引出和聚焦测试。离子源可在15mA～60mA的放电电流范围内稳定地工作。在5×10Pa和1.5×10Pa工作气压下,放电电压约为380V和320V。低气压下引出的离子束流比高气压下大,且引出束流随着放电电流和吸极电压的增加而增加。等径三圆筒透镜可产生显著的聚焦作用,在距离透镜出口150 cm处,离子束流密度可提高一个量级以上。对能量在10keV左右的氦离子获得了束流密度约200nA·cm的离子束,可以满足多种核材料进行在线离子注入和原位电镜观测的需要。

关键词：离子源辐照损伤原位透射电镜氦

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弱源近临界核系统中子增殖过程中的统计涨落与实验现象研究

弱源近临界核系统中子增殖过程中的统计涨落与实验现象研究

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第十二届反应堆数值计算与粒子输运学术会议

作者：刘建军北京应用物理与计算数学研究所

在核反应堆启动、临界安全分析、脉冲堆引发脉冲实验等含有弱中子源条件的近临界系统中,由于源中子较弱或涨落较大,其初始裂变链的形成与发展往往有很大的随机性。因此,人们特别关注低强度的弱中子源所引起核系统中子增殖过程中的统计... 详细信息

在核反应堆启动、临界安全分析、脉冲堆引发脉冲实验等含有弱中子源条件的近临界系统中,由于源中子较弱或涨落较大,其初始裂变链的形成与发展往往有很大的随机性。因此,人们特别关注低强度的弱中子源所引起核系统中子增殖过程中的统计涨落行为,它反映了中子输运的随机性质。1960年美国***等人在Godiva-Ⅱ脉冲堆进行的弱源超瞬发临界状态下爆发脉冲等待时间概率分布实验揭示了中子增值过程中统计涨落的物理现象,该现象始终是国际反应堆理论界众多学者热衷研究的复杂反应堆理论和实验问题之一。近年来中物院也开展了对这一物理现象的研究,并在CFBR-Ⅱ脉冲堆重现了这一实验现象。为了更深入地掌握近临界核系统涨落现象的物理性质,细致地研究和解释上述实验现象,本工作在应用与发展前人工作的基础上,用Markovc理论与母函数方法建立相关微分工程,通过求解一个中子引发无穷裂变链所满足的母函数微分方程,给出一个与系统本征殖λ相关的近似解。并从近似解的广义母函数出发,通过求解概率分布母函数的N阶微商方法得到高阶矩方程,对常数源在系统中的涨落作出了数学描述,给出了常数源情况下的系统在1时刻存在n个中子的概率分布函数,由此,更精确得讨论和描述了常数（连续谱）源中子在系统里的涨落行为和概率分布。然后,讨论和比较了本文工作与Hanscn理论的异同之处,并应用上述工作对Godiva-Ⅱ和CFBR-Ⅱ脉冲堆引发脉冲实验的统计涨落规律给予了分析和解释。此外,还简要的介绍了通过建立和求解中子数概率分布函数所满足的母函数微分方程,得到中子数概率分布函数和系统内中子数随机涨落的概率分布、脉冲堆有限裂变链期望值n（t）、讨论了系统缓发中子数随时间的变化规律。在此基础上,给出了脉冲堆引发脉冲等待时间概率分布的理论模型,在不引入调解参数的条件下给出了与实验结果相符的理论模拟曲线和物理解释。通过上述工作对弱源近临界核系统中子增殖过程中统计涨落的物理本质和实验现象给予了更为科学和准确的理论描述。

关键词：近临界系统 Markovc过程中子增殖随机涨落缓发中子先驱核

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Progress in fusion-driven hybrid system studies in China

Progress in fusion-driven hybrid system studies in China

引用

第十二届反应堆数值计算与粒子输运学术会议

作者： Yican Wu~* Institute of Plasma Physics,Chinese Academy of Sciences,P.O.Box 1126,Hefei,Anhui,230031,People's Republic of China

The fusion-driven hybrid reactor studies have been performed for nearly 20 years in China to seek for early application of fusion *** overall progress is presented,including that in conceptual designs and related R&D activities of fusion-fission hybrid reactors for fissile nuclear fuel breeding or so-called fusion-driven sub-critical systems for both nuclear waste transmutation and fuel *** further prospect of fusion-driven hybrid systems is given.

关键词： Fusion-fission hybrid reactor Fuel breeding Waste transmutation

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The Need for Further Development of CAD/MCNP Interface Codes

The Need for Further Development of CAD/MCNP Interface Codes

引用

第十二届反应堆数值计算与粒子输运学术会议

作者： X.George Xu Nuclear Engineering and Engineering Physics Rensselaer Polytechnic InstituteTroyNew York 12810USA

INTRODUCTION MCNP and MCNPX are multi-particle transport simulation programs widely used in reactor design, radiation shield analysis,radiotherapy ***,a significant obstacle exists in the construction and visualization of the target geometry within *** users find MCNP to be time-consuming and error-prone because it lacks user-friendly capabilities of many modern software *** several institutions have developed various CAD/MCNP interface codes(functions) such as Visual Editor[2],MORITZ[3],CAD-MCNPX[4],

关键词： The Need for Further Development of CAD/MCNP Interface Codes CAD

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Conceptual design of the fusion-driven subcritical system FDS-I

Conceptual design of the fusion-driven subcritical system FD...

引用

第十二届反应堆数值计算与粒子输运学术会议

作者： FDS Team Institute of Plasma Physics Chinese Academy of Sciences

The fusion-driven subcritical system (named FDS-I) was previously proposed as an intermediate step toward the final applica- tion of fusion energy.A conceptual design of the FDS-I is presented,which consists of the fusion neutron driver with relatively easy-achieved plasma parameters,and the He-gas/liquid lithium-lead Dual-cooled subcritical Waste Transmutation (DWT) blanket used to transmute long-lived radioactive wastes and to generate energy on the basis of self-sustainable fission and fusion fuel *** overview of the FDS-I is given and the specifications of the design analysis are summarized.

关键词： Fusion Blanket Subcritical Transmutation Waste

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The fusion-driven hybrid system and its material selection

The fusion-driven hybrid system and its material selection

引用

第十二届反应堆数值计算与粒子输运学术会议

作者： Y.C.Wu~(a,*) J.P.Qian~a J.N.Yu~b ~a Institute of Plasma Physics,Chinese Academy of Sciences,P.O.Box 1126,Hefei,Anhui 230031,China b China Institute of Atomic Energy,P.O.Box 275-51,Beijing 102413,China

The fusion-driven multi-functional hybrid reactor system (FDS) is proposed as a middle step toward the final ap- plication of fusion *** strategic goal and roadmap of the FDS is addressed along with its potential advantages. Selection analysis of required materials are performed as well as those of fusion driver concept,hybrid blanket concept for the FDS in China.

关键词： The fusion-driven hybrid system and its material selection

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