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Reactor pressure vessel damage (dpa/s) calculation and testing of Fe-56 data libraries based on PCA benchmark model simulations using the SuperMC 3.4 code
期刊论文
ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 2022, 卷号: 166
作者:
Baidoo, I. K.
;
Li, Bin
;
Wu, Bin
;
Hao, Lijuan
;
Song, Jing
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浏览/下载:49/0
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提交时间:2021/11/29
SuperMC
Neutron
Fluence Rate
RPV
NRC Guide 1.190
Evaluation of the collapse mode of isolated structures subjected to multi-directional dynamic coupling excitation based on reliability theory
期刊论文
STRUCTURES, 2021, 卷号: 34, 页码: 1261-1275
作者:
Shi, Chen
;
Du, Yongfeng
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浏览/下载:2/0
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提交时间:2021/10/14
Collapse mode
Isolated structure
Multi-directional dynamic coupling
Reliability
Cumulative damage
Preliminary Multi-Physics Performance Analysis and Design Evaluation of UO2 Fuel for LBE-Cooled Subcritical Reactor of China Initiative Accelerator Driven System
期刊论文
FRONTIERS IN ENERGY RESEARCH, 2021, 卷号: 9, 页码: 17
作者:
Wang, Guan
;
Gu, Long
;
Yun, Di
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浏览/下载:17/0
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提交时间:2021/12/13
CiADS
subcritical reactor
LBE
UO2 fuel
performance analysis
FUTURE code
Transient analysis of TMSR-SF0 simulator
期刊论文
JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY, 2021, 卷号: 58, 期号: 3, 页码: 292-301
作者:
Wang, JJ
;
Dai, Y
;
Zou, Y
;
Xu, HJ
收藏
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浏览/下载:36/0
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提交时间:2021/09/06
内部人员异常行为检测分析及在金融领域的应用
学位论文
博士, 北京: 中国科学院大学, 2020
作者:
刘堃
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浏览/下载:21/0
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提交时间:2021/01/05
内部威胁
规范建模
行为挖掘
异常检测
复杂事件
Operation and shutdown dose rate analysis of CFETR ECRH system
期刊论文
Fusion Engineering and Design, 2020, 卷号: 159
作者:
Peng Lu
;
Qiuran Wu
;
Liyuan Zhang
;
Yu Zheng
;
Hua Du
收藏
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浏览/下载:19/0
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提交时间:2020/10/23
CFETR, ECRH, Operation dose, Shutdown dose, NASCA
Development of a system level code for tritium transport analysis of the WCCB blanket for CFETR
期刊论文
FUSION ENGINEERING AND DESIGN, 2020, 卷号: 153
作者:
Huang, Kai
;
Zhao, Xueli
;
Ma, Xuebin
;
Liu, Songlin
收藏
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浏览/下载:13/0
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提交时间:2020/11/26
Tritium transport
System level
WCCB blanket
CFETR
Modelling of reactor pressure vessel subjected to pressurized thermal shock using 3D-XFEM
期刊论文
NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN, 2019, 卷号: 353, 页码: 13
作者:
Niceno B
;
Jaros M
;
Qian GA(钱桂安)
;
Niffenegger M
;
Mora DF
收藏
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浏览/下载:68/0
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提交时间:2019/11/26
Pressurized thermal shock
Large Break LOCA
Stress intensity factor
Reactor pressure vessel
Fracture mechanics
XFEM
Development and preliminary verification of code IMPC-transient
期刊论文
NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN, 2019, 卷号: 350, 页码: 137-146
作者:
Chen, Kang
;
Gao, Qingyu
;
Yang, Yongwei
;
Gao, Yucui
收藏
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浏览/下载:52/0
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提交时间:2019/11/10
ADANES
IMPC-transient
System safety analysis code
EBR-II SHRT
DAISY
Steady State and Transient Analysis of Novel Design Helium Cooled Ceramic Blanket (HCCB) System of China Fusion Engineering Test Reactor (CFETR)
期刊论文
JOURNAL OF FUSION ENERGY, 2018, 卷号: 37, 期号: 6, 页码: 308-316
作者:
Khan, Salah Ud-Din
;
Wang, Jian
;
Song, Yuntao
;
Khan, Shahab Ud-Din
;
Rana, Usman Ali
收藏
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浏览/下载:38/0
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提交时间:2019/12/25
Safety studies
Modified design of HCCB
Inbox LOCA
In-vessel LOCA
Parametric analysis
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