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作者

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高温气冷控制棒燃耗特性分析
高温气冷堆控制棒燃耗特性分析
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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: 赵晶 李富 清华大学核能与新能源技术研究院
在高温气冷的整个工作寿期内是否需要更换控制棒,取决于两个因素。第一是组成控制棒的各种材料在内能工作多长时间而不发生显著的腐蚀、辐照损伤、变形和破裂:第二是控制棒内的中子吸收体BC逐渐消耗,到达一定时候,控制棒吸收中子的... 详细信息
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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
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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: 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
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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和聚变动力的首选结构材料。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
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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
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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
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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
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Progress in fusion-driven hybrid system studies in China
Progress in fusion-driven hybrid system studies in China
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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: 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&am... 详细信息
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The Need for Further Development of CAD/MCNP Interface Codes
The Need for Further Development of CAD/MCNP Interface Codes
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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: 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 visualizatio... 详细信息
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Conceptual design of the fusion-driven subcritical system FDS-I
Conceptual design of the fusion-driven subcritical system FD...
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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: 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 fu... 详细信息
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The fusion-driven hybrid system and its material selection
The fusion-driven hybrid system and its material selection
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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: 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 adva... 详细信息
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