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燃烧过的燃料元件堆内中子注量测量技术

THE TECHNIQUE OF NEUTRONLUX MEASUREMENT OF THE BURNTFUEL-ELEMENTS IN NUCLEARREACTOR
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摘要 讨论核反应堆中裂变产物积累对中子注量测量造成的困扰,并提出解决的理论途径。 This paper discusses the trouble due to the fission products and proposes a theoretical solutionfor neutron flux(including γ-flux)measurement technique in nuclear reactor.
作者 曾昌恒
出处 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1994年第4期316-319,共4页 Nuclear Science and Engineering
关键词 燃料元件 中子注量 反应堆 测量 裂变 fuel element neutron flux
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参考文献2

  • 1曾昌恒,1988年
  • 2加朗宁,热中子核反应堆理论,1958年

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