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Simulation of the Traweling Wave Burning Regime on Epithermal Neutrons
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作者 Viktor Tarasov Serhiy Chernezhenko +1 位作者 Iryna Korduba Volodymyr Vashchenko 《World Journal of Nuclear Science and Technology》 2023年第4期73-90,共18页
New results of two computer experiments on modeling of superthermal neutron-nuclear combustion of natural uranium for two different flux densities of external neutron source and duration of half a year each are presen... New results of two computer experiments on modeling of superthermal neutron-nuclear combustion of natural uranium for two different flux densities of external neutron source and duration of half a year each are presented. The simulation results demonstrate the dependence of the autowave combustion modes on the parameters of the external source. 展开更多
关键词 Wave reactor Computer Modeling neutron Nuclear Combustion neutron thermal Spectrum Natural Uranium Combustion
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Validation of the Monte Carlo Model Designed to Simulate the Neutronic Characteristics of Advanced Boiling Water Reactor Assembly
2
作者 Ahmed Abdelghafar Galahom Ibrahim Ismail Bashter Moustafa Aziz 《Journal of Physical Science and Application》 2014年第5期310-316,共7页
关键词 蒙特卡罗方法 中子通量 模型验证 先进沸水堆 设计 燃耗计算 特性 组装
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Measurement of the Energy Spectrum of the Neutrons inside the Neutron Flux Trap Assembled in the Center of the Reactor Core IPEN/MB-01
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作者 Ulysses d'Utra Bitelli Luiz Ernesto Credidio Mura Diogo Feliciano dos Santos Rogério Jerez 《Journal of Energy and Power Engineering》 2014年第11期1817-1823,共7页
关键词 中子通量 核反应堆 堆芯 能谱测量 组装 计算机代码 高纯锗探测器 中子能谱
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基于新型泳池式研究堆BNCT中子束流装置方案设计研究
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作者 梁松 陈晓亮 +1 位作者 左亚杰 徐健平 《同位素》 CAS 2024年第3期245-253,共9页
本研究基于新型泳池式研究堆设计方案,开展了硼中子俘获治疗(BNCT)能谱可变中子束流装置的初步方案设计。根据新型泳池堆堆芯结构,采用屏蔽体及准直器组合方式,对BNCT的中子慢化层、热中子吸收层、伽马屏蔽层以及中子准直器进行了分析... 本研究基于新型泳池式研究堆设计方案,开展了硼中子俘获治疗(BNCT)能谱可变中子束流装置的初步方案设计。根据新型泳池堆堆芯结构,采用屏蔽体及准直器组合方式,对BNCT的中子慢化层、热中子吸收层、伽马屏蔽层以及中子准直器进行了分析计算及优化,在不增加中子引出束流孔道数量的前提下,实现了超热中子及热中子BNCT束流的切换,通过理论计算分析确定了两种装置的中子束流特性,超热/热中子通量密度、单位快中子剂量、单位光子剂量、热中子通量占比等参数均符合IAEA-TECDOC-1223报告的BNCT推荐参考标准,可用于不同能量需求的硼中子俘获治疗,为新型多功能泳池堆的应用及推广提供了技术支持。 展开更多
关键词 新型泳池式研究堆 硼中子俘获治疗 超热中子束流装置 热中子束流装置
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KRUSTY-HEU热管空间堆体积优化及热力耦合特性研究
5
作者 张开辉 庄坤 +4 位作者 张欣欣 王森山 邓丽娜 王永战 王莹桢 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第6期1250-1260,共11页
空间热管堆具有小型化、长寿期、环境适应性强等优点,在航天领域中有广阔的应用前景。本文针对由洛斯阿拉莫斯国家实验室提出的高富集度热管空间堆高浓缩铀方案KRUSTY-HEU,在保持反应性不变的前提下,通过添加慢化剂材料的方法进行体积优... 空间热管堆具有小型化、长寿期、环境适应性强等优点,在航天领域中有广阔的应用前景。本文针对由洛斯阿拉莫斯国家实验室提出的高富集度热管空间堆高浓缩铀方案KRUSTY-HEU,在保持反应性不变的前提下,通过添加慢化剂材料的方法进行体积优化,减小控制棒的体积并降低反射层厚度,用以降低航天器的发射成本和发射载荷。在慢化剂布置方面,本文提出了芯块内层添加慢化剂、芯块内部中间层添加慢化剂和慢化剂与燃料弥散3种方案,并对反应性和安全性进行对比。结果表明,芯块内层添加慢化剂方案优于其他两种方案,最低的反射层厚度为8.69 cm,较之前降低了3.11 cm,体积降低了约30%。针对优化后的方案进行了中子学和热力学分析,结果表明温度对反应性影响较小且移动反射层能够很好地控制反应性,同时燃耗引起的反应性损失较小。在正常运行时,堆芯温度和热位移与之前相差不大,热应力最大处为慢化剂和芯块的交界面,超过了堆芯材料屈服极限。通过在慢化剂和芯块间添加间隙,在材料屈服极限内有效地降低了热应力。单管失效分析表明堆芯温度、位移和热应力发生变化,但未影响其安全性。综上所述,本文提出的芯块内层添加慢化剂方案可有效降低KRUSTY-HEU的体积,热力耦合特性表明优化后的堆芯仍具有较高的安全性和稳定性。 展开更多
关键词 空间堆 KRUSTY HEU 中子物理学 热力耦合分析
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Determination of Major, Minor and Trace Element Compositions of the Gd<sub>2</sub>O<sub>2</sub>S:Pr,Ce Scintillation Ceramics with Neutron Activation Analysis
6
作者 Vladimir G. Zinovyev Ivan A. Mitropolskiy +6 位作者 Yuriy E. Loginov Georgiy I. Shulyak Tatyana M. Tyukavina Sergey L. Saharov Sergey V. Kosianenko Elena I. Gorokhova Vladimir A. Demidenko 《World Journal of Nuclear Science and Technology》 2014年第3期139-147,共9页
Neutron activation analysis technique of the Gd2O2S:М scintillation ceramics was developed. The concentrations of 15 trace, minor and major elements (As, Ce, Co, Cr, Cs, Eu, Fe, La, Sc, Tb, Zn, Zr, Pr, Gd, Na) have b... Neutron activation analysis technique of the Gd2O2S:М scintillation ceramics was developed. The concentrations of 15 trace, minor and major elements (As, Ce, Co, Cr, Cs, Eu, Fe, La, Sc, Tb, Zn, Zr, Pr, Gd, Na) have been measured with the instrumental neutron activation analysis of the Gd2O2S:Pr sample. The concentrations range of the determined elements is from 3 × 10-8 to 2.0% in mass. The determination limit of the elements was calculated to be (0.6 - 1.3 × 10-8% in mass). 展开更多
关键词 neutron Activation Analysis NUCLEAR Reaction Trace Elements thermal neutron Flux NUCLEAR reactor
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兆瓦级大型天基核动力系统方案设计研究
7
作者 文青龙 秦晟 +1 位作者 段振刚 张瑞谦 《新能源科技》 2023年第2期7-13,47,共8页
轨道和行星探索任务需要强大、可靠和耐用的能量,而空间核反应堆是空间推进能量密度最高的方式之一。文章提出了一种新型兆瓦级天基核动力系统的概念设计,热源采用功率为3.6 MW的快中子能谱反应堆,堆芯由氦氙(He-Xe)混合气体进行冷却,... 轨道和行星探索任务需要强大、可靠和耐用的能量,而空间核反应堆是空间推进能量密度最高的方式之一。文章提出了一种新型兆瓦级天基核动力系统的概念设计,热源采用功率为3.6 MW的快中子能谱反应堆,堆芯由氦氙(He-Xe)混合气体进行冷却,采用以He-Xe为工质的双环路闭式布雷顿系统进行能量转换,此外还开展了废热排放关键设备的结构设计以及全系统关键结构材料的设计和初步选型。研究结果表明,该系统反应堆可顺利达到临界且可满足10年以上的燃耗,流量分配后温度展平效果好,堆芯出口最大温度差91.08℃。热电转换效率为37.42%,剂量平面内的辐射剂量满足容许计限。 展开更多
关键词 氦氙反应堆 中子物理 热工水力 能量转换 废热排放
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TOPAZ-Ⅱ反应堆慢化剂正温度效应研究
8
作者 时运达 孙征 +3 位作者 杨睿 胡彬和 安伟健 赵守智 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第3期583-590,共8页
TOPAZ-Ⅱ空间核反应堆电源采用热离子静态热电转换方式,系统输出电功率为5 kW,寿命可达3 a,是当前可迅速工程化的最先进的空间核电源系统之一。然而TOPAZ-Ⅱ反应堆的慢化剂温度系数是一个较大的正值,并导致了全堆的温度系数也是正值,这... TOPAZ-Ⅱ空间核反应堆电源采用热离子静态热电转换方式,系统输出电功率为5 kW,寿命可达3 a,是当前可迅速工程化的最先进的空间核电源系统之一。然而TOPAZ-Ⅱ反应堆的慢化剂温度系数是一个较大的正值,并导致了全堆的温度系数也是正值,这对反应性控制系统的可靠性提出了很高要求,因而有必要对其产生的机理进行详细的研究。采用MCNP程序构建了TOPAZ-Ⅱ反应堆堆芯三维精确几何模型,从中子能谱的变化、中子平衡关系的变化以及中子循环因子的变化3个方面详细分析了TOPAZ-Ⅱ反应堆慢化剂正温度效应产生的原因。通过设计验证算例验证了分析的正确性,并找到了可减小慢化剂正温度效应的方法,为未来热离子反应堆的优化设计提供了一个指导方向。 展开更多
关键词 温度系数 能谱硬化 氢化锆 固体慢化剂 空间自屏效应 热中子利用系数 空间堆
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CorTAF2.0核热耦合及杂质沉积模块开发及初步应用
9
作者 董正阳 刘凯 +3 位作者 王明军 田文喜 秋穗正 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第S01期45-55,共11页
核反应堆堆芯中存在复杂的多物理场耦合作用机制。传统核反应堆堆芯分析方法无法满足高保真、多模型计算需求,而跨平台计算存在数据传递失真、计算效率低下、分析尺度不兼容等问题。本文基于压水堆全堆芯通道级热工水力程序CorTAF,针对... 核反应堆堆芯中存在复杂的多物理场耦合作用机制。传统核反应堆堆芯分析方法无法满足高保真、多模型计算需求,而跨平台计算存在数据传递失真、计算效率低下、分析尺度不兼容等问题。本文基于压水堆全堆芯通道级热工水力程序CorTAF,针对堆芯核热耦合与杂质沉积现象,分别构建并植入中子扩散方程和杂质沉积及热阻模型,形成具有核热耦合和杂质沉积模块的CorTAF2.0程序。结合标准题和实验数据开展模型验证。基于该程序分别进行压水堆全堆芯核热耦合及杂质沉积模拟,获得了中子通量分布、功率分布和包壳杂质沉积结垢量分布,拓展了CorTAF程序对中子物理和长期运行条件下杂质沉积的分析能力。本文工作对压水堆全堆芯多物理场耦合分析具有借鉴和参考意义。 展开更多
关键词 OPENFOAM 压水堆堆芯 中子扩散 核热耦合 杂质沉积
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反应堆核热耦合松耦合数值仿真研究综述
10
作者 王钦 马占军 +1 位作者 王金成 丁铭 《核安全》 2023年第2期52-58,共7页
在反应堆运行过程中,包含多个性质不同却相互联系的物理现象,涉及反应堆物理、热工水力、材料、系统控制等专业。本文主要探讨堆芯反应堆物理与热工水力间的相互作用,且主要关注对反应堆安全运行具有重要意义的耦合现象,对核热耦合的松... 在反应堆运行过程中,包含多个性质不同却相互联系的物理现象,涉及反应堆物理、热工水力、材料、系统控制等专业。本文主要探讨堆芯反应堆物理与热工水力间的相互作用,且主要关注对反应堆安全运行具有重要意义的耦合现象,对核热耦合的松耦合数值仿真研究进展进行广泛综述。本文先简要介绍核热耦合的原理方法和主流数值仿真程序,随后依据仿真程序自身特点进行科学分类,最后着重研究四类松耦合数值仿真方法现阶段的实际应用情况,给出了典型算例,并分析其计算效果及实用价值。 展开更多
关键词 物理热工耦合数值仿真 反应堆安全分析 核热耦合现象 松耦合 外耦合
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Parameters measurement for the thermal neutron beam in the thermal column hole of Xi'an pulse reactor 被引量:2
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作者 ShuHuan Liu XinBiao Jiang +5 位作者 YunHong Zhong QingYu Yu WenShou Zhang Kai Wang Jun Yang YingLin Wang 《Science China(Technological Sciences)》 SCIE EI CAS 2010年第5期1220-1224,共5页
The distribution of the neutron spectra in the thermal column hole of Xi'an pulse reactor was measured with the time-of-flight method.Compared with the thermal Maxwellian theory neutron spectra,the thermal neutron... The distribution of the neutron spectra in the thermal column hole of Xi'an pulse reactor was measured with the time-of-flight method.Compared with the thermal Maxwellian theory neutron spectra,the thermal neutron spectra measured is a little softer,and the average neutron energy of the experimental spectra is about 0.042±0.01 eV.The thermal neutron fluence rate at the front end of thermal column hole,measured with gold foil activation techniques,is about 1.18×105 cm-2 s-1.The standard uncertainty of the measured thermal neutron fluence is about 3%.The spectra-averaged cross section of 197Au(n,γ) determined by the experimental thermal neutron spectra is(92.8±0.93) ×10-24 cm2. 展开更多
关键词 thermal neutron spectra TIME-OF-FLIGHT method neutron FLUENCE reactor
原文传递
核能技术方向研究及发展路线图 被引量:19
12
作者 杜祥琬 叶奇蓁 +6 位作者 徐銤 万元熙 彭先觉 苏罡 杨勇 高翔 师学明 《中国工程科学》 CSCD 北大核心 2018年第3期17-24,共8页
笔者按照核能技术成熟度将课题分解为热堆、快堆和四代堆、受控核聚变科学技术三个专题,采取专题调研、交叉讨论、系统综合的方法开展研究。分析了核能技术发展的现状、我国核能的安全性、核能技术的发展方向,并给出了核能技术发展路线... 笔者按照核能技术成熟度将课题分解为热堆、快堆和四代堆、受控核聚变科学技术三个专题,采取专题调研、交叉讨论、系统综合的方法开展研究。分析了核能技术发展的现状、我国核能的安全性、核能技术的发展方向,并给出了核能技术发展路线图。建议以第三代自主压水堆为依托,安全、高效、规模化发展核能;加快第四代核能系统研发,解决核燃料增殖与高水平放射性核素嬗变;积极发展模块化小堆,开拓核能应用范围;努力探索聚变能源。预期到2030年核电运行1.5×10~8 kW,在建5×10~7 kW;到2050年快堆和压水堆匹配发展。我国核能发展存在前端和后端能力不足、核心技术研发力量分散、竞争大于合作的局面,建议整合国内资源,组建核能国家实验室,集中力量推进我国核能产业健康、快速发展。 展开更多
关键词 核能 热堆 第四代核能系统 受控核聚变 发展路线图
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飞行时间法测量脉冲堆热柱孔道热中子能谱 被引量:2
13
作者 刘书焕 江新标 +8 位作者 于青玉 仲云红 张文首 王凯 杨军 王应林 张继红 方绍辉 周辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第B09期9-14,共6页
文章介绍飞行时间法测量中子能谱的基本原理,给出脉冲堆热柱孔道飞行时间谱测量实验的系统设计及时间谱测量结果,利用自行研制的解谱程序求解飞行时间法测量的热柱孔道热中子能谱分布。结果表明,测量能谱较Thermal Maxwellian理论谱... 文章介绍飞行时间法测量中子能谱的基本原理,给出脉冲堆热柱孔道飞行时间谱测量实验的系统设计及时间谱测量结果,利用自行研制的解谱程序求解飞行时间法测量的热柱孔道热中子能谱分布。结果表明,测量能谱较Thermal Maxwellian理论谱偏软,谱峰对应的中子能量为(24.8±7.2)meV。 展开更多
关键词 飞行时间法 热中子能谱 脉冲堆
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西安脉冲堆热柱孔道中子束流参数测量 被引量:1
14
作者 刘书焕 江新标 +7 位作者 于青玉 仲云红 张文首 张继红 杨军 王应林 王凯 方绍辉 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第4期1-4,共4页
采用飞行时间法测量了西安脉冲堆热柱孔道热中子束流中子能谱分布,能谱测量结果较Thermal Maxwellian理论谱偏软,中子谱平均能量为0.042±0.01eV。采用金箔活化法测得热柱孔道出口前端热中子注量率为1.18×105 cm-2.s-1,热中子... 采用飞行时间法测量了西安脉冲堆热柱孔道热中子束流中子能谱分布,能谱测量结果较Thermal Maxwellian理论谱偏软,中子谱平均能量为0.042±0.01eV。采用金箔活化法测得热柱孔道出口前端热中子注量率为1.18×105 cm-2.s-1,热中子注量率测量的不确定度为3%。 展开更多
关键词 热中子能谱 热中子注量率 反应堆 飞行时间法 活化法
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西安脉冲堆实验装置参数测试 被引量:3
15
作者 阿景烨 张文首 +2 位作者 王武尚 陈伟时 仲云红 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第6期85-88,共4页
反应堆各实验孔道的参数是反应堆的重要指标,也是反应堆应用的重要参数。在简单介绍西安脉冲反应堆参数测量方法、测量设计的基础上,详细给出了该堆上一些实验孔道的参数测试结果,为在该堆的应用工作提供参考。
关键词 西安脉冲堆 实验装置 参数测试 中子注量 热中子 γ比
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热管堆固态堆芯三维核热力耦合方法与分析 被引量:5
16
作者 柴晓明 马誉高 +7 位作者 韩文斌 谢碧衡 刘旻昀 余红星 黄善仿 刘余 杨韵佳 徐青蓝 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第S02期189-195,共7页
有别于传统堆芯,热管冷却反应堆(简称热管堆)固态堆芯具有高温热膨胀效应,该特性产生了中子物理/热工/力学(简称核热力)相互耦合的效应。本文根据固态堆芯热膨胀反应性反馈机制与热管传热过程,建立固态堆芯三维动态几何的核热力耦合方... 有别于传统堆芯,热管冷却反应堆(简称热管堆)固态堆芯具有高温热膨胀效应,该特性产生了中子物理/热工/力学(简称核热力)相互耦合的效应。本文根据固态堆芯热膨胀反应性反馈机制与热管传热过程,建立固态堆芯三维动态几何的核热力耦合方法。应用核热力耦合方法,对KRUSTY热管堆进行稳态分析。结果表明,正常工况下,堆芯从冷态到热态变化过程中,核热力反应性反馈约为-850 pcm,其中堆芯热膨胀效应约占总反馈的90%。核热力耦合分析表明,热膨胀效应是固态堆芯负反馈与自稳调节的主导效应,但另一方面,显著的热应力将威胁堆芯完整性从而影响反应堆安全。在热管堆的设计和运行过程中应重点关注固态堆芯材料的力学性能。 展开更多
关键词 热管冷却反应堆 核热力耦合 热管模型
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微量硼的热中子瞬发γ射线分析方法 被引量:1
17
作者 张明 石宗仁 +2 位作者 石侠民 陈昌明 柯保嘉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1991年第4期13-17,共5页
反应堆热中子束流引起地质样品中硼的^(10)B(n,αγ)~7Li反应,用HPGe探测器测量其反应的478 keV瞬发γ射线峰面积,与标准样品比对,得到30个地质样品中硼的含量为8×10^(-6)~160×10^(-6),相对误差为16%~5%。
关键词 热中子 瞬发γ射线 反应堆
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次临界能源堆物理设计进展 被引量:13
18
作者 李茂生 师学明 +12 位作者 刘荣 鹿心鑫 朱通华 王新华 余泳 严钧 唐涛 贾建平 程和平 蒋洁琼 栗再新 杨永伟 吴宏春 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第10期21-31,共11页
聚变-裂变混合能源堆包括聚变中子源和次临界能源堆,主要目标是生产电能。回顾了国内外混合堆的发展历史,给出混合能源堆设计的边界条件和约束条件,说明次临界能源堆以铀锆合金为燃料、水为冷却剂的设计思想。利用输运燃耗耦合程序MCORG... 聚变-裂变混合能源堆包括聚变中子源和次临界能源堆,主要目标是生产电能。回顾了国内外混合堆的发展历史,给出混合能源堆设计的边界条件和约束条件,说明次临界能源堆以铀锆合金为燃料、水为冷却剂的设计思想。利用输运燃耗耦合程序MCORGS计算了混合能源的燃耗,给出了中子有效增殖因数、能量放大倍数和氚增殖比等物理量随时间的变化。通过分析能谱和重要核素随燃耗时间的变化,说明混合能源堆与核燃料增殖、核废料嬗变混合堆的不同特点。论述了混合堆的热工设计并进行了安全分析。对于燃耗数值模拟程序,通过多家对算,保证其计算结果的可信性。针对次临界能源堆的特点,利用贫铀球壳建立了贫铀聚乙烯装置和贫铀LiH装置,并且专门设计加工了天然铀装置,开展铀裂变率、造钚率、产氚率等中子学积分实验,验证了数值模拟的可靠性。 展开更多
关键词 聚变-裂变混合堆 热工水力 燃料循环 中子学积分实验
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数值反应堆及CVR1.0研究进展 被引量:13
19
作者 杨文 胡长军 +2 位作者 刘天才 汪岸 吴明宇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第10期1821-1832,共12页
数值反应堆是基于先进耦合建模技术、大规模并行计算技术、先进的验证与确认(V&V)等技术,建立在超级计算机上,可实现实际反应堆各种物理过程高精细模拟预测的复杂软件系统。它是实际反应堆“外在”和“内在”的镜像,是先进的核反应... 数值反应堆是基于先进耦合建模技术、大规模并行计算技术、先进的验证与确认(V&V)等技术,建立在超级计算机上,可实现实际反应堆各种物理过程高精细模拟预测的复杂软件系统。它是实际反应堆“外在”和“内在”的镜像,是先进的核反应堆设计优化、高效运行、事故预测和应急以及新材料研发等的试验验证平台。本文在简略综述国内外典型数值反应堆研究成果的基础上,描述了本课题组近期开发的数值反应堆核心软件组成体系,分析了数值反应堆对计算资源和存储资源的需求,并介绍了目前正在开展的中国数值反应堆原型系统(CVR1.0)的研究进展。进展主要包括:两相子通道热工水力模拟软件、单相CFD热工水力模拟软件、多尺度材料辐照损伤模拟软件、直接3D中子输运特征线法模拟软件,以及这些软件与欧美CASL、NEAMS、RPV等相关软件的对比和在神威、曙光等超级计算机上的测试结果。 展开更多
关键词 数值反应堆 多物理耦合 中子物理 热工水力 材料计算
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新概念熔盐堆的固有安全性及相关关键问题研究 被引量:33
20
作者 秋穗正 张大林 +1 位作者 苏光辉 田文喜 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第B12期64-75,共12页
新概念熔盐堆是6种第四代反应堆中唯一的液体燃料反应堆,在固有安全性、经济性、核资源可持续发展及防核扩散等方面具有其它反应堆无法比拟的优点。针对熔盐堆的特点,建立通用的物理分析、热工水力分析和安全分析模型,并采用隐式方法实... 新概念熔盐堆是6种第四代反应堆中唯一的液体燃料反应堆,在固有安全性、经济性、核资源可持续发展及防核扩散等方面具有其它反应堆无法比拟的优点。针对熔盐堆的特点,建立通用的物理分析、热工水力分析和安全分析模型,并采用隐式方法实现物理热工的耦合。将建立的数学模型应用于锕系元素再循环嬗变熔盐堆(MOSART)的计算,对其堆芯物理特性、热工水力特性和安全特性进行了系统分析,考察了入口温度、速度及燃料盐在堆芯外运行时间的影响。 展开更多
关键词 熔盐堆 固有安全性 物理分析 热工水力分析 耦合 安全分析
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