中子学相关论文
水冷增殖包层设计概念是中国聚变工程实验堆（CFETR）的候选包层概念之一。本文针对水冷增殖包层展开设计与优化,从中子学角度以及热工......
在CFETR氦冷固态包层及球床结构的最新概念设计方案中,基于均匀化模型、仅球床均匀化模型与高保真模型分别进行了中子学计算分析.......
空间核反应堆(Space Nuclear Reactor,SNR)电源在深空探索中具有重要优势而受到国内外的广泛关注.与传统液态金属、气体和热管冷却......
为了确定反应堆级钚作为钍基高温堆S&B型组件驱动燃料的基本特性,本文以模块式高温气冷堆S&B型燃料组件为研究模型,利用DRAGON程序......
核电发展遇到了三个重要的问题:1.核燃料的供应问题;2.核反应堆的安全问题;3.核废料的处理问题。加速器驱动的次临界系统(ADS,Acce......
本论文工作致力于界面构形及其应用、界面表面膜特性的相关研究，包括固体中子俘获-探测结的特定界面构形及其制备方案的研发和界面......
采用三维中子学程序MCNP及FENDL2.0数据库, 对具有3×3子模块结构的中国氦冷固体增殖剂(HCSB)的氚增殖包层模块(TBM)进行了三维中......
核能对军事、经济、社会、政治等都有广泛而重大的影响。在军事上，核能可作为核武器，并用于航空母舰、核潜艇等的动力源；在经济上，核能......
为了满足ITER对波纹度的要求,核工业西南物理研究院提出了新的减少低活化铁索体钢的氦冷固态(HCSB)实验包层模块(TBM)设计方案.采......
利用俄罗斯杜布纳联合核子研究所的高能加速器进行加速器驱动次临界系统(ADS)靶区中子学研究.用 0.533、1.0、3.7和 7.4 GeV 质子......
期刊
采用类似于大亚湾900 MW压水堆的堆芯模型，使用燃料组件计算程序 CASMO4E和反应堆稳态分析程序SIMULATE3分别对铀燃料组件、铀钚燃......
使用IAEA基准池式纳冷快堆例题BN 600对FDS团队自主开发的大型集成多功能中子学计算分析系统VisualBUS4进行测试,通过与国际上其他......
目的针对反应堆工程分析中面临的中子学力学耦合这一问题,在同一软件框架下实现中子学力学多物理场计算。方法利用商业CAD前处理软......
对聚变驱动次临界堆(FDS-Ⅰ)包层进行了材料活化计算与分析.利用多功能中子学程序系统VisualBUS1.0及多群数据库HENDL1.0/MG进行中......
基于ITER装置全模型，借助于MCNP自动建模程序MCAM，将TBM模块插入该模型的赤道窗口，使用MCNP／4C和FENDL1．0数据库，对DLL和SLL两个典型子模......
采用VisualBUS程序和HENDL数据库，对聚变驱动乏燃料焚烧堆氦冷包层开展了中子学设计与分析工作，设计目标是在满足Keff小于0．95，功率密......
针对铅合金冷却加速器驱动核废料嬗变次临界堆ADS-NWT,以次锕系核素（MA）嬗变性能为评价指标,开展了ADS-NWT中子学初步设计分析。设计......
本文针对兼顾嬗变和产氚的铅合金冷却加速器驱动次临界反应堆ADS-T（ADS-Tritium）,采用自主研发的大型集成多功能中子学计算与分析软......
基于对球形托卡马克ST聚变堆的研究，提出了ST聚变嬗变堆的设计概念。对堆芯参数作了初步选择，确定了一组适合于嬗变包层的堆芯参数供......
采用球形托卡马克（sT）等离子体位形，对氦冷嬗变包层、钠冷嬗变包层、氟锂铍（FLiBe）熔盐冷嬗变包层三种嬗变包层中子学方案进行了初步计......
基于先进核数据库ENDF/B-VI和计算机程序对ST嬗变堆中心柱的中子学及辐照损伤的二维分析计算结果,分别对中心柱导体因中子辐照影响......
ITER试验包层模块(TBM)的中子学的设计和计算结果为TBM的其它大多数系统设计提供重要的数据依据.本文首先应用TRANSX程序完成基于F......
本文主要对聚变-裂变混合堆增殖乏燃料在压水堆组件中使用的可能性进行了初步研究。根据聚变-裂变混合堆增殖乏燃料的特点,给出了......
利用LAHET和MCNP程序对ADS散裂中子靶进行模拟计算.因靶的基本物理性质随束流和靶形状的变化而改变,所以首先评估了源强和靶的几何......
氦气、水、熔盐(Flibe)在强磁场中流动不存在严重的MHD问题,因此适合在基于磁约束的聚变-裂变混合堆中作为冷却剂。针对氦气、水、......
聚变裂变混合堆比纯聚变堆在工程及技术方面要求低,且在产生核燃料、嬗变长寿命核废料以及固有安全性方面具有一定优势,因此,越来......
聚变裂变混合堆在增殖核燃料、嬗变长寿命核废料及固有安全性等方面具有较大优势,同时,它比纯聚变堆在工程及技术方面要求低,因此......
本文对行波堆燃料组件、堆芯中子学和热工水力方案进行了设计优化,分析了行波堆堆芯方案的主要性能参数。结果表明,优化后的堆芯方......
次临界能源堆是以能源供应为目的的一种聚变裂变混合堆,以聚变驱动,天然铀为裂变燃料,轻水为冷却剂.本文针对该混合堆开发了基于MC......
采用压水堆17×17燃料组件模型,用燃料组件参数计算程序DRAGON分别对混合堆增殖钍燃料组件和全铀组件的中子学特性进行了研究,......
作为一种有竞争力的能源系统,Z箍缩聚变裂变混合堆（Z-FFR）正在开展概念研究,包层研究正是其中重要的一部分。建立了Z-FFR包层设计模......
针对球形Tokamak混合堆双冷却包层系统,利用BISON-C程序,对少数不同的锕系元素(Minor Actinides, MA)和裂变产物(Fission Products......
中子学性能分析对国际热核实验堆（ITER）实验包层模块（TBM）的设计评估检验，及其子系统设计提供重要的数据依据。首先利用国际上通用的Mon......
核能是公认的可大规模替代常规能源的既清洁又经济的现代能源,然而核废料的累积问题却是制约核能发展的瓶颈问题之一,在乏燃料中,......
采用自开发的MCNP-ORIGEN耦合程序MCORE对所设计的钠冷行波堆和驻波堆开展中子学和燃耗分析;基于MCORE获得的功率分布,采用自开发......
介绍了次临界能源堆包层中子学概念研究进展。采用MCNP与ORIGENS耦合的输运燃耗程序MCORGS开展研究。利用一维模型改进了产氚区和......
核反应堆系统是涉及多种物理过程的复杂系统,考虑多物理过程相互作用的多物理耦合模拟可获得高保真的反应堆状态,是当前反应堆设计......
超级蒙特卡罗核模拟软件SuperMC是由FDS团队自主研发的一个通用的多物理耦合蒙特卡罗模拟程序,基于蒙特卡罗与确定论耦合方法并集......
利用CAD/MCNP自动建模程序MCAM建立ITER新上窗口中子学计算模型,使用中子/光子耦合输运程序MCNP/4C、IAEA聚变核数据库FENDL1.0和......
主要针对聚变裂变混合发电堆FDS-EM水冷包层的能量倍增因子M和氚增殖率TBR等中子学参数进行优化计算。FDS—EM包层主要设计目标是......
本文针对加速器驱动次临界系统进行钍资源利用的优势,提出了铅基加速器驱动次临界钍焚烧堆（CLEAR-Th）概念。该概念采用钍钚混合氧化......
摘 要：新概念熔盐堆在固有安全性、经济性等方面具有其它反应堆无法比拟的优点。但是，熔盐堆的开发利用也面临不少问题。本文主要研......
针对超临界水堆的能谱特性及钍燃料的中子特性，提出了一种应用于超临界水堆的新型铀钍混合燃料组件设计方案，并利用组件计算程序“Dr......
系统瞬态分析程序是用于示范快堆设计的工具软件之一,由中国原子能科学研究院自主开发,中子学模块是此程序中用于计算反应堆功率的......
熔盐堆采用熔融的氟化盐混合物作为燃料和堆芯的冷却剂,由于燃料的流动,熔盐堆在中子学和热工水力学方面与传统固体燃料反应堆有着......
中国聚变工程实验堆CFETR是一个为了填补ITER与未来聚变示范堆之间的技术差距的一个托卡马克实验堆。CFETR设计的重要目标是演示聚......
核能作为一种清洁能源被认为是可以大规模替代化石类能源的主要途径,但快速发展核能也会面临核燃料供应问题及核废料处理问题,根据......
核资源短缺、乏燃料处理、安全问题和防核扩散问题是影响核能发展的重要问题,因此也是目前核能研究的重点,与其他反应堆堆型相比较......
