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在乏燃料后处理主工艺流程中,易裂变核材料通常是以溶液的状态存在。溶液核材料易被较好慢化,较少数量材料就可达到临界;溶液易流......
通常在用 Nordheim-Fuchs 模型计算铀氢锆堆芯脉冲参数时,必须考虑燃料热容随温度的线性关系,但采用一平均瞬发温度系数值.本文将......
本文主要分析压水堆在次临界或低功率下发生的失控提捧事故的瞬态特性。研究了温度反应性系数,失控反应性引入率,初始功率水平和有......
点堆模型已被广泛用来处理反应堆动态问题。用修正龙格-库塔方法求解中子动力学方程时,准确度高,但时间步长要选择得相当小。本文......
5MW低温核供热试验堆(5MW THR)是我们自行研究发展的一种具有固有安全性的先进堆型。它也是世界上第一座投入运行的壳式供热堆。5M......
编制了计算氧化物燃料快堆在超功率事故下的动态过程的仿真程序ＯＸＴＯＰ，用它对美国氧化物燃料快堆ＣＲＢＲＰ在满功率运行工况下的３个超功率过程进行了......
【美国《核燃料》1994年9月26日报道】据美国核管理委员会(NRC)发表的信息说,电力公司所追求的加深核燃料燃耗也许会增加燃料破损......
利用在核电厂动态仿真器DSNP上开发完成的仿真程序OXSYS,分析计算了氧化物燃料钠冷快堆CRBRP在超功率和失流事故瞬态下的响应特性,......
本文系统介绍了点动态学方程的各种解法及其特点，并对其中影响较大的三种方法Ｇｅａｒ法、三阶Ｈｅｒｍｉｔｅ插值法以及ＰｐｑＭ法的截断误差和稳定性进行了讨论。......
通过在子通道分析程序ＣＯＢＲＡ－ⅢＣ／ＭＩＴ２中引入能够计算高欠热沸腾区空泡份额的Ｂｏｗｒｉｎｇ模型，定量验证了５ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－５）功率运行时高欠热空泡的存在，且额定工况下堆......
研究了压水堆从冷停堆状态达到临界状态的自动启堆控制方法。参照手动启堆操作过程,设计了2种反应性引入自动控制算法;利用6组缓发......
中国原子能科学研究院与西安交通大学合作申请了国家自然科学基金项目《加速器驱动次临界堆嬗变次锕系与长寿命裂片核素的安全性影......
熔盐堆具有良好的中子经济性、固有安全性和可在线换料等特点.以石墨慢化通道式熔盐堆(Molten Salt Reactor,MSR)为研究对象,基于R......
４．１１过程控制机应用于反应堆控制的初步研究段天英，卢向京随着计算机技术的进一步发展和完善，反应堆控制系统数字化已成为可能和今后的发......
加速器驱动次临界系统（ADS）与临界系统相比具有不同的中子学动态特性。采用瞬跳近似导出了次临界状态下反应性扰动引起中子密度和堆......
加速器驱动次临界系统(ADS)由加速器提供中高能质子,通过轰击散裂靶产生散裂中子驱动和维持次临界反应堆系统稳定的运行。次临界堆......
