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3 Development of code IMPC-MC1.0 by implementing the function for 4 proton transport simulation in OpenMC
期刊论文
ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 2022, 卷号: 166, 页码: 11
作者:
Zhao, Zelong
;
Yang, Yongwei
;
Gao, Qingyu
;
Fang, Peng
;
Wu, Xiang
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浏览/下载:51/0
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提交时间:2021/12/08
Accelerator-driven sub-critical system
OpenMC
Proton-neutron coupled transport
Spallation reaction model
Monte Carlo method
Benchmark experiment for bismuth by slab samples with D-T neutron source
期刊论文
FUSION ENGINEERING AND DESIGN, 2021, 卷号: 167, 页码: 7
作者:
Ding, Y.
;
Nie, Y.
;
Ren, J.
;
Ruan, X.
;
Zhao, Q.
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浏览/下载:59/0
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提交时间:2021/12/09
Benchmark experiment
D-T neutron source
Neutron leakage spectrum
TOF technique
C/E value
Benchmark experiments with slab sample using time-of-flight technique at CIAE
期刊论文
ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 2020, 卷号: 136, 页码: 21
作者:
Nie, Yangbo
;
Ren, Jie
;
Ruan, Xichao
;
Ding, Yanyan
;
Zhang, Kai
收藏
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浏览/下载:20/0
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提交时间:2022/01/19
Benchmark experiment
Evaluated nuclear data
Neutron leakage spectrum
Time-of-flight technique
D-T neutron source
MCNP-4C
C/E value
Benchmark experiments with slab sample using time-of-flight technique at CIAE
期刊论文
ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 2020, 卷号: 136, 页码: -
作者:
Nie, YB
;
Ren, J
;
Ruan, XC
;
Ding, YY
;
Zhang, K
收藏
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浏览/下载:21/0
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提交时间:2021/09/06
D-T NEUTRONS
LEAKAGE SPECTRA EXPERIMENT
EVALUATED NUCLEAR-DATA
VALIDATION
SCATTERING
BERYLLIUM
URANIUM
LIBRARY
TH-232
Influence of U-235 enrichment on the moderator temperature coefficient of reactivity in a graphite-moderated molten salt reactor
期刊论文
NUCLEAR SCIENCE AND TECHNIQUES, 2019, 卷号: 30, 期号: 11, 页码: -
作者:
Li, XX
;
Cui, DY
;
Ma, YW
;
Cai, XZ
;
Chen, JG
收藏
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浏览/下载:21/0
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提交时间:2020/10/16
Neutron transport and benchmark on granular tungsten samples with 14.8 MeV neutrons
期刊论文
FUSION ENGINEERING AND DESIGN, 2018, 卷号: 135, 页码: 116-120
作者:
Han, R.
;
Chen, Z.
;
Nie, Y.
;
Tian, G.
;
Luo, F.
收藏
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浏览/下载:24/0
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提交时间:2019/03/27
Leakage neutron spectrum
MCNP simulation
Evaluated nuclear data
Granular tungsten samples
Benchmark test of JEFF-3.2, FENDL-3.0 and TENDL-2015 with TOF experiments for graphite, silicon carbide, uranium and multiple-slab samples
期刊论文
NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN, 2018, 卷号: 331, 页码: 342-347
作者:
Ye, M.
;
Tian, G.
;
Shi, F.
;
Zhang, S.
;
Sun, Q.
收藏
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浏览/下载:9/0
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提交时间:2018/05/31
Effects of fuel salt composition on fuel salt temperature coefficient (FSTC) for an under-moderated molten salt reactor (MSR)
期刊论文
NUCLEAR SCIENCE AND TECHNIQUES, 2018, 卷号: 29, 期号: 8, 页码: -
作者:
Li, XX
;
Ma, YW
;
Yu, CG
;
Zou, CY
;
Cai, XZ
收藏
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浏览/下载:19/0
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提交时间:2019/12/17
PLUTONIUM
DYNAMICS
CYCLE
Benchmarking of JEFF-3.2, FENDL-3.0 and TENDL-2014 evaluated data for tungsten with 14.8 MeV neutrons
期刊论文
NUCLEAR SCIENCE AND TECHNIQUES, 2017, 卷号: 28, 页码: 6
作者:
Zhang, Suyalatu
;
Nie, Yang-Bo
;
Ren, Jie
;
Luo, Fei
;
Ruan, Xi-Chao
收藏
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浏览/下载:18/0
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提交时间:2018/05/31
Integral experiment
D-T neutron source
Time-of-flight technique
Leakage neutron spectrum
Monte Carlo simulation
Evaluated nuclear data
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