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柴晓明; 马永强; 王育威; 芦韡; 姚栋;
中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室;
核反应堆; 中子学程序; SARCS-4; 可燃毒物; 超临界水冷反应堆;
机译:SRAC的开发,验证和应用:JAERI热堆标准中子学代码系统
机译:快速反应堆应用的中子扩散-热耦合水力计算程序的开发和验证
机译:通过解释VALMONT实验程序对Jules Horowitz反应堆燃料进行中子学实验验证-JHR与JEF2.2和JEFF3.1.1的反应性不确定性的转置
机译:可验证工作流管理系统的设计和开发中的初步工作以及保健的一些应用程序
机译:宾夕法尼亚州州立布雷萨勒核反应堆(PSBR)的新型堆芯-减速器组件和中子束端口的建模和设计
机译:德黑兰研究堆混合堆芯的有效中子分数延迟和中子寿命迅速
机译:开发用于堆芯内温度监测的高通量中子辐射检测系统
机译:BWR(沸水反应堆)补充 - 再循环程序任务4.4 - CCFL(逆流限流)/补充系统效应测试(30度扇区)评估ECCs(紧急堆芯冷却系统)混合现象。
机译:用于加油间隔长的小型快中子谱核电站的快中子谱核反应堆系统,提供核能的方法和堆芯夹紧系统
机译:核反应堆堆芯被动保护系统-特别是用于中子反应堆的快速中子反应堆,其作用是基于燃料因局部过热而熔化的重力
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