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近代物理研究所 [1]
内容类型
期刊论文 [11]
发表日期
2020 [11]
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发表日期:2020
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Development of an assistant program for CAD-to-cosRMC modelling
期刊论文
FUSION ENGINEERING AND DESIGN, 2020, 卷号: 157
作者:
Du, Hua
;
Luo, Yue-Tong
;
Han, Chengcun
;
Lu, Lei
;
Yan, Yiman
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浏览/下载:16/0
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提交时间:2020/10/26
cosRMC
Open Cascade
FreeCAD
Conversion algorithm
FreeCAD based Monte Carlo modeling approach for fusion reactor facilities
期刊论文
FUSION ENGINEERING AND DESIGN, 2020, 卷号: 155, 页码: 10
作者:
Li, Jin-Yang
;
Gu, Long
;
Xu, Hu-Shan
;
Dai, Yong
;
Zhang, You-Peng
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浏览/下载:16/0
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提交时间:2022/01/18
FreeCAD
Monte Carlo method
MCNPX
fast ray-casting method
B-rep
CSG
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
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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 Gd-Si-O dispersed 316L stainless steel for improving neutron shielding performance
期刊论文
NUCLEAR MATERIALS AND ENERGY, 2020, 卷号: 23
作者:
Yang, Xinyi
;
Song, Liangliang
;
Chang, Bo
;
Yang, Qi
;
Mao, Xiaodong
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浏览/下载:28/0
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提交时间:2020/11/30
Gadolinium
Mechanical alloying
Precipitation
Neutron shielding alloy
Shielding analysis for TCP and IVVS bio-shield plugs of ITER
期刊论文
FUSION ENGINEERING AND DESIGN, 2020, 卷号: 153
作者:
Baidoo, I. K.
;
Wu, Y.
;
Song, J.
;
Yu, S.
;
Jakhar, S.
收藏
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浏览/下载:5/0
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提交时间:2020/11/26
ITER neutronics
Bios-shield plug
Shielding design
SuperMC
MCNP
Investigation of neutron source model based on EAST plasma shape
期刊论文
FUSION ENGINEERING AND DESIGN, 2020, 卷号: 153
作者:
Huang, Liangsheng
;
Hu, Liqun
;
Zhou, Mengjie
;
Niu, Luying
;
Zhong, Guoqiang
收藏
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浏览/下载:20/0
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提交时间:2020/11/26
Plasma neutron source
EAST
Magnetic surface configuration
Neutron flux monitor
Preliminary design and analyses of the helium cooled ceramic breeder blanket for CFETR phase II
期刊论文
INTERNATIONAL JOURNAL OF ENERGY RESEARCH, 2020
作者:
Cui, Shijie
;
Zhang, Dalin
;
Lang, Yueheng
;
Jiang, Xinyu
;
Tian, Wenxi
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浏览/下载:20/0
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提交时间:2020/11/26
CFETR phase II
coupling optimization
design and analysis
HCCB blanket
Dynamic analysis for a 2 MW liquid-fueled molten salt reactor
期刊论文
PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY, 2020, 卷号: 126, 页码: -
作者:
Cui, Y
;
Cui, L
;
Xia, SP
;
Chen, JG
;
Cai, XZ
收藏
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浏览/下载:32/0
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提交时间:2021/09/06
DELAYED NEUTRON FRACTION
CYCLE
CODE
Feasibility of an innovative long-life molten chloride-cooled reactor
期刊论文
NUCLEAR SCIENCE AND TECHNIQUES, 2020, 卷号: 31, 期号: 4, 页码: -
作者:
Lin, M
;
Cheng, MS
;
Dai, ZM
收藏
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浏览/下载:6/0
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提交时间:2021/09/06
FUEL
DAMAGE
Core and blanket thermal-hydraulic analysis of a molten salt fast reactor based on coupling of OpenMC and OpenFOAM
期刊论文
NUCLEAR SCIENCE AND TECHNIQUES, 2020, 卷号: 31, 期号: 9, 页码: -
作者:
Deng, B
;
Cui, Y
;
Chen, JG
;
He, L
;
Xia, SP
收藏
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浏览/下载:21/0
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提交时间:2021/09/06
ENRICHMENT
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