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本文在调研国际燃料循环研究的现状的基础上，结合我国核电发展的实际情况，以通用的单群点燃耗计算程序ORIGEN2为工具，从天然铀利用......
核能作为一个经济、安全且无暖化气体排放的电力来源,受到世界各国的广泛重视.但是1986年的切尔诺贝利和2011年的福岛核泄漏事故,......
研究设计了基于中国实验快堆(China Experimental Fast Reactor,CEFR)的小型“行波”概念堆。采用中子输运程序MCNP和点燃耗程序OR......
对于具有独立回路冷却液态铅铋（Liquid Lead-bismuth Eutectic,LBE）散裂靶的加速器驱动的次临界系统（Accelerator Driven Sub-critica......
采用MCNP程序对锂冷热管式锂冷空间快堆建立中子学计算模型,对其中子通量密度和功率分布、有效增殖因子等进行了计算,采用分区燃料......
应用ORIGEN2.1程序对1座功率为1000MW核电机组运行3年后乏燃料次锕系核素（MA）中的NP-237和Am-243的累计量做了预测；并分析核电运行3年......
为了开展127I的热中子嬗变的研究，在两安脉冲堆上开展了127I靶件辐照实验。以探索文验条件，对127I靶件的嬗变率进行了蒙特卡罗计算，并......
为严格追踪裂变反应堆中核素成分随燃耗的变化,基于燃耗矩阵法求解燃耗方程,分别采用自主编写的Chebyshev有理近似方法(CRAM)程序......
为了准确地计算反应堆的裂变产物中毒和燃耗问题,开发了一套蒙特卡罗方法程序系统。利用通用的燃耗计算方法,基于MCNP和ORIGEN2,编......
文章在对轻水堆核电站先进堆型AP1000失水事故(LOCA)的事故进程分析的基础上,明确了失水事故堆芯释放源项的核素类型,再基于《AP10......
某重水研究堆设计采用天然铀作燃料,具有生产武器级钚的能力。为去除武器级钚的产出能力,本文对该堆的改造设计方案进行了研究。采......
安全壳内放射性核素浓度的计算是确定安全壳辐射剂量率的重要环节,而安全壳辐射剂量率是堆芯损伤评价的重要参数之一。本文利用ORI......
根据核动力装置的运行特点,利用ORIGEN2程序计算了核动力装置活化构件的放射性存留量,分析装置燃耗、运行模式、功率变化等因素对......
采用ORIGEN2程序对压水堆核电厂失水事故工况下堆芯区和地坑区氢气的产生量进行计算,以合理减少安全壳内可燃气体的控制设计评价的......
针对核电机组源项分析核安全和核应急。应用美国橡树岭国家实验室开发出来的ORIGEN2软件计算大亚湾商用压水堆核电站的放射性核素......
