The fast reactor safety analysis is the foundation and key of FBR research work.
快堆安全分析是快堆研究工作的基础和重点.
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周一,中国核工业集团(China National Nuclear Corporation)请他们的快中子反应堆专家出面讨论核安全。
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numerical analysis of china experimental fast reactor cold and hot plenums under normal condition
中国实验快堆额定工况下冷热钠池数值分析
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中国实验快堆(CEFR)工程是我国第一座自主研究、设计、建造和管理的快中子实验反应堆。
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铅铋反应堆是快中子反应堆,与压水堆在冷却剂、保护气体等结构和材料上有明显区别。
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对该问题的研究结果可应用于快堆安全分析以及工业换热设备内流场和温场的模拟计算。
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在小组-FR的大多集中在快堆技术和安全方面的实验和理论。
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快堆局部堵流所致堆芯局部熔化事故的预测模型快装锅炉对流管束熔化事故原因分析及预防措施
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Neutronics of weapons-grade Pu burning in accelerator-driven sub-critical fast reactor
加速器驱动次临界快堆燃烧武器级钚的中子学研究
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堆容器冷却系统是中国实验快堆(CEFR)一回路系统中的重要辅助系统之一,用于在各种工况下对反应堆堆容器进行冷却。
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国产快堆燃料元件包壳材料316不锈钢的中子辐照效应
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对于在蠕变温度以上高温堆(如快堆)的核级管道,运用LBB分析时应该考虑疲劳和蠕变对裂纹扩展的影响。
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