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金属研究所 [1]
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内容类型
期刊论文 [10]
会议论文 [2]
学位论文 [2]
发表日期
2017 [14]
学科主题
Materials ... [1]
Nuclear Sc... [1]
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共14条,第1-10条
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发表日期:2017
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85
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Primary pump coast-down characteristics analysis in lead cooled fast reactor under loss of flow transient
期刊论文
ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 2017, 卷号: 103, 期号: 无, 页码: 1-9
作者:
Wu, Guowei
;
Jin, Ming
;
Li, Yazhou
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浏览/下载:13/0
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提交时间:2018/05/17
Coast-down
Flow Halving Time (Fht)
Lead Cooled Fast Reactor (Lfr)
Loss Of Flow (lOf)
Strong trapping and slow diffusion of helium in a tungsten grain boundary
期刊论文
JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS, 2017, 卷号: 487, 页码: 158-166
Wang, Xin-Xin
;
Niu, Liang-Liang
;
Wang, Shaoqing
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浏览/下载:20/0
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提交时间:2017/08/17
Grain boundary
Helium
Segregation
Diffusion
Tungsten
奥氏体钢和铁素体-马氏体钢的离子辐照效应
学位论文
2017, 2015
王旭
收藏
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浏览/下载:3/0
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提交时间:2017/06/20
奥氏体不锈钢
铁素体-马氏体不锈钢
CNS
离子辐照
辐照肿胀
辐照效应
透射电子显微技术
Austenitic steel
Ferritic-martensitic steel
CNS
Ion irradiation
Void swelling
Radiation effect
行波堆基本物理性能研究与燃耗计算分析
学位论文
2017, 2015
沈道祥
收藏
  |  
浏览/下载:3/0
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提交时间:2017/06/20
行波堆
栅元尺寸
反应性优化
嬗变
燃耗计算
TWR
size of fuel cells
reactivity optimizing
transmutation
burnup calculation
Virtual density theory for assembly deformation reactivity evaluating
期刊论文
Yuanzineng Kexue Jishu/Atomic Energy Science and Technology, 2017, 卷号: 51, 页码: 2265-2270
作者:
Xiao, Yun-Long
;
Zheng, You-Qi
;
Wu, Hong-Chun
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浏览/下载:8/0
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提交时间:2019/11/26
Fast neutron reactors
Reactivity feedback
Virtual density theory
Virtual materials
Assessment of transient characteristics of fast reactors and influences of minor actinides using neutron transport method
期刊论文
INTERNATIONAL JOURNAL OF ENERGY RESEARCH, 2017, 卷号: 41, 页码: 2194-2205
作者:
He, Mingtao
;
Zheng, Youqi
;
Wu, Hongchun
;
Li, Zhuo
;
Du, Xianan
收藏
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浏览/下载:6/0
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提交时间:2019/11/26
fast reactor
transient analysis
minor actinide
neutron transport method
Development and Verification of Thermal-hydraulic System Analysis Code Based on RELAP5 MOD3.2 for SFRs
期刊论文
Yuanzineng Kexue Jishu/Atomic Energy Science and Technology, 2017, 卷号: 51, 页码: 994-1001
作者:
Song, Jian
;
Tan, Chao
;
Tang, Si-Miao
;
Liu, Li-Min
;
Tian, Wen-Xi
收藏
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浏览/下载:4/0
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提交时间:2019/11/26
Argonne National Laboratory
Code development
RELAP5
Sodium cooled fast reactors (SFR)
Thermal hydraulic parameters
Thermal-hydraulic analysis
Thermal-hydraulic systems
Thermodynamic and transport properties
IMPLEMENTATION OF LIQUID METAL PROPERTIES IN RELAP5 MOD3.2 FOR SAFETY ANALYSIS OF SODIUM-COOLED FAST REACTORS
会议论文
作者:
Song, Jian
;
Liu, Limin
;
Tang, Simiao
;
Wu, Yingwei
;
Tian, Wenxi
收藏
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浏览/下载:11/0
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提交时间:2019/11/26
The feasibility research of thorium breeding using fluoride salt as a fast reactor coolant
期刊论文
PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY, 2017, 卷号: 101, 期号: -, 页码: 199-208
作者:
Peng, Y
;
Zhu, GF
;
Zou, Y
;
Liu, YF
;
Yu, XH
收藏
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浏览/下载:11/0
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提交时间:2018/08/30
Burn Reactors
Fuel-cycle
Sustainability
Perspectives
Transition toward thorium fuel cycle in a molten salt reactor by using plutonium
期刊论文
NUCLEAR SCIENCE AND TECHNIQUES, 2017, 卷号: 28, 期号: 10, 页码: -
作者:
Cui, DY
;
Xia, SP
;
Li, XX
;
Cai, XZ
;
Chen, JG
收藏
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浏览/下载:14/0
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提交时间:2018/08/30
Msr
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