BURNUP相关论文
keff uncertainty quantification and analysis due to nuclear data during the full lifetime burnup cal
To benefit from recent advances in modeling and computational algorithms,as well as the availability of new covariance d......
ＣＥＦＲＣｏｒｅＦｕｅｌＢｕｒｎｕｐａｎｄＴｒａｎｓｉｔｉｏｎＦｒｏｍｔｈｅＯｒｉｇｉｎａｌｔｏｔｈｅＥｑｕｉｌｉｂｒｉｕｍＣｏｒｅＴａｎｇＺｈｏｎｇｌｉａｎｇＵｎｄｅｒｔｈｅｃｏｎｄｉｔｉｏｎｓｏｆｔｈｅｒｅｆｕｅｌｉｎｇｃｙｃｌｅｐｅｒｉｏｄ８０...
CEFRCoreFuelBurnupandTransitionFromtheOriginaltotheEquilibriumCoreTangZhongliangUndertheconditionsoftherefuelingcyc......
ＱｉｎｓｈａｎＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＰｌａｎｔＰＷＲＦｕｅｌＡｓｓｅｍｂｌｙ（３×３－２）Ｉｎ－ｐｉｌｅＴｅｓｔｆｏｒＥｘｔｅｎｄｉｎｇＢｕｒｎｕｐＷａｎｇＨｕａｒｏｎｇ；ＺｈａｎｇＰｅｉｓｈｅｎｇＴｈｅｆｉｒｓｔｉｎ－ｐｉｌｅｉｒｒａｄｉａｔｉｏ...
QinshanNuclearPowerPlantPWRFuelAssembly (3 × 3-2) In-pileTestforExtendingBurnupWangHuarong; ZhangPeishengThefirs......
The Molten Salt Reactor(MSR) is one of the six advanced reactor nuclear energy systems for further research and developm......
The analysis of the fuel depletion behavior is critical for maintaining the safety of accelerator-driven subcritical sys......
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Development and validation of the code COUPLE3.0 for the coupled analysis of neutron transport and b
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Monte Carlo transport simulations of a full-core reactor with a high-fidelity structure have been made possible by moder......
Depletion calculation is important for studying the transmutation efficiency of minor actinides and longlife fission pro......
为从中子学角度对耐事故燃料控制棒备选材料进行评价,本文将稀土元素的倍半氧化物(Eu_(2)O_(3),Gd_(2)O_(3),Sm_(2)O_(3),Dy_(2)O_......
燃耗计算在反应堆设计、分析研究中起着重要作用。相比于传统点燃耗算法,切比雪夫有理逼近方法（Chebyshev rational approximation ......
摘 要：长寿期小型压水堆设计，不仅要求具备较好的反应性补偿能力，同时应具有高燃耗深度。通过提高富集度和堆芯燃料转化，本文提出了一......
中子和γ射线源强是辐射屏蔽设计的基本输入数据,研究堆芯中子和γ射线源强的变化有助于工作人员在维修和换料期间进一步做好辐射......
建立了基于WIMS和MCNP的临界-燃耗耦合计算方法,并对此方法进行了验算。通过栅元和组件问题的分析计算以及西安脉冲堆燃耗实验对比......
为进行燃料组件的辐照性能分析,需要提供导向管或燃料栅元快中子注量。本文针对目前SCIENCE软件堆芯计算结果中不能给出组件内pin-......
对压水反应堆分别采用反应堆平衡循环寿期末和燃耗包络两种计算方法计算堆芯积存量,对比结果的差异。结果表明:各种核素受计算方法......
使用多功能中子学程序系统VisualBUS对聚变驱动次临界堆进行二维输运燃耗计算,分别使用与一维计算模型相同的材料份额、相同的初装......
为了精确描述和分析具有强烈各向异性中子注量率空间分布的反应堆燃耗过程，本文实现了三维SN输运计算与燃耗计算的耦合，发展了相应的......
因电网调峰能力不足,红沿河核电厂2号机组首循环运行过程中,于2014年1~3月进行了卸料不换料停机检修,再启动阶段进行了临界、零功......
对热功率800Mw，加速器质子能量600MeV的铅铋合金冷却的加速器驱动的次临界系统进行了物理特性上的研究和堆芯设计。利用清华大学核......
本文用同位素稀释质谱法,以~(148)Nd为燃耗监测体对某动力堆元件的燃耗进行了测定。还测定了裂变产物中的高中子毒物~(149)Sm的含......
通过实验测得反应堆停堆时刻裂变产物~(137)CS、~(148)Nd等监测体的浓度值,进而推算出辐照燃料元件的燃耗值是通常采用的方法。它......
应用燃耗分析程序MCCOOR计算压水堆和沸水堆的栅元模型满功率运行时2种不同初始燃料富集度情形下不同燃耗深度的燃料核素成分，分析......
AP1000采用中子吸收能力低于黑棒的灰棒，在不改变冷却水中硼浓度的情况下完成反应堆中的负荷跟踪，从而减少了废水量。以AP1000压水堆......
气冷快堆是第4代核能系统候选方案之一，具有高温多用途、能增殖等优点。本工作以一气冷快堆的设计方案为研究对象，针对单组件模型和......
以加速器驱动的次临界系统（ADS）在事故情况下仍处于次临界、keff随燃耗时间变化的最大范围不超过1.5%和包壳材料HT9钢可承受的最大辐......
聚变-裂变混合能源堆包括聚变中子源和以天然铀为燃料、水为冷却剂的次临界包层,主要目标是生产电力。利用输运燃耗耦合程序系统MC......
中国先进研究堆(CARR)燃耗反应性系数测量试验采用控制棒棒栅效率刻度法来获取初装态反应堆满功率运行时的燃耗反应性系数。该试验......
利用蒙特卡罗程序和自主开发的蒙特卡罗一燃耗耦合程序MOCouple-s，对北京应用物理与计算数学研究所提出的聚变一裂变混合能源堆球模......
基于MCNP5和ORIGEN2耦合方法,开发了平衡态下球床高温堆的燃耗计算程序PBRE,用于堆的性能价值分析。为节省蒙特卡罗计算时间,对迭......
采用解析解的线性核素链方法在进行燃耗计算时首先根据分治和递归的策略将燃耗矩阵进行解耦,形成具有马尔科夫特性的线性核素链。......
提高燃料燃耗的一个有效手段是通过增大UO2晶粒尺寸来减少元件内部气体压力，在大晶粒UO2芯块中，裂变气体到达晶界表面的距离增加，因而......
燃耗计算在反应堆设计、分析研究中起着重要作用。一维、二维耦合燃耗程序因其几何限制难以满足先进反应堆精细设计分析的要求。本......
<正> 秦山核电站是我国第一座自行设计,自己建造的核电站。其燃料组件是压水堆释放能量的核心部件。它要在高温、高压、含硼水、高......
本文介绍了反应堆物理计算中燃耗计算的一种方法,通过宏观截面随燃耗变化的参数表、插值方法及中子扩散方程的求解完成燃耗计算,计......
本文研究了在秦山核电厂批平均卸料燃耗深度超过原定限值的情况下，为保证电厂的安全运行对DNBR限值进行重新确认的问题。研究过程中......
本文介绍了核电厂运行参数轴向通量偏差(AFD)的重要性,给出了北京核电厂模拟器上不同堆芯寿期情况下的轴向功率分布,并显示了堆芯......
本文推导和研究了适用于高通量工程试验堆燃料元件燃耗测定的重要公式,并将ASTM E244的公式作了重要修改。燃耗值的不准确度可达到......
本文介绍了行波堆(TWR)燃烧原理的数学模型和数值解法,特别针对行波堆平衡态燃耗方程推导和求解以及行波燃烧速度的求解作了详细分......
介绍了利用乏燃料组件再次辐照和γ谱对比法确定研究堆中^235U含量及其燃耗成分的方法，描述了在俄罗斯IRT-MIFI堆上对IRT-3M燃料组......
