临界安全分析相关论文
在新燃料组件运输过程中，临界安全是重点。使用MCNP程序对中国先进研究堆新燃料组件的运输进行临界安全计算分析，通过选取最不利临界......
利用MONK-9A和MCNP程序对UX-30型UF6运输货包进行了正常与事故工况下的核临界安全分析与评价。首先选取国际公布的临界基准实验数......
在临界安全分析中采用燃耗信任制是实现核电厂乏燃料组件密集化贮存的基础之一。本文针对非能动先进压水堆核电厂研究了燃耗信任制......
基于SCALE6程序包对西屋公司采用燃耗信任制技术的AP1000核电厂乏燃料贮存格架(SFSRs)临界安全分析过程进行了复现,在此基础上结合......
遵照我国相关法规和标准,根据热室乏燃料存储方案及相关核材料信息,利用MCNP程序,使用基于ENDF/B-VI的核截面数据库（精确的点截面数......
以压水堆(PWR)常用的可燃毒物棒(BPRs)为研究对象,定性分析了组件燃耗过程中不同类型的BPRs对燃料组件反应性的影响,为基于燃耗信......
利用MONK-9A和MCNP程序对UX-30型UF6运输货包进行了正常与事故工况下的核临界安全分析与评价.首先选取国际公布的临界基准实验数据......
10-MWt固态钍基熔盐堆(Thorium-based Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)使用TRISO(Tri-structural isotropic)颗粒燃料元......
信用核素选取是基于燃耗信用制乏燃料贮存临界安全分析的关键一步。通过对不同富集度、燃耗深度及停堆冷却时间下典型PWR燃料组件......
传统上，在分析乏燃料贮存、运输中的临界安全问题时，以燃料的最高富集度，即以新燃料的富集度为依据。采用新燃料假设，可以简化计算，而且......
为验证CEFR-MOX燃料组件运输容器临界安全分析结果,本文对临界安全计算模型、正常和事故工况下情景假设、临界安全分析等内容使用M......
本文对乏燃料后处理厂中钚尾端工艺环节的关键设备草酸钚沉淀器进行了临界控制方法和参数的详细分析。针对连续沉淀器的工艺和结构......
