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第三届反应堆物理与核材料学术研讨会会议日程
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第三届反应堆物理与核材料学术研讨会
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第三届反应堆物理与核材料学术研讨会会议日程
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第三届反应堆物理与核材料学术研讨会
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氧化物粒子强化高Cr钢(ODS)抗辐照性能的研究
氧化物粒子强化高Cr钢(ODS)抗辐照性能的研究
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第三届反应堆物理与核材料学术研讨会
作者： 张崇宏 中国科学院近代物理研究所
氧化物粒子强化高 Cr 钢(ODS)以其优异的高温力学性能、抗氧化和腐蚀能力、抗辐照损伤性能等得到越来越多的关注,这类材料有潜力成为先进核能装置关键部件如第四代反应堆燃料包壳、聚变堆第一壁包层的候选材料。基于对国际上这个领域近...
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聚变堆用氚固体增殖材料的研究进展
聚变堆用氚固体增殖材料的研究进展
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第三届反应堆物理与核材料学术研讨会
作者： 罗天勇 核工业部西南物理研究院聚变研究所聚变材料研究室
国际聚变合作项目(ITER)中的 TBM 模块主要用于研究今后实现聚变堆发电的可行性。TBM 模块将完成聚变中子产氚和聚变能量输出两大功能。目前国际主流的 TBM 设计有两大方案,一种是以固体增殖剂(主要是含锂的三元氧化物如 Li4SiO4、Li2Ti...
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中国DRAGON系列液态金属锂铅回路及实验研究
中国DRAGON系列液态金属锂铅回路及实验研究
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第三届反应堆物理与核材料学术研讨会
作者： 朱志强 黄群英 章毛连 高胜 吴宜灿 FDS团队 中国科学院等离子体物理研究所
随着聚变能技术研发从物理可行性到工程可行性的跨越,液态金属锂铅包层关键技术的研究正变得越来越重要。主要包折：液态金属锂铅在包层中的流动特性和传热特性、液态金属锂铅穿越磁场时引起的磁流体动力学(MHD)效应、液态金属锂铅与聚... 详细信息
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He和H离子联合注入单晶Si引起的损伤研究
He和H离子联合注入单晶Si引起的损伤研究
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第三届反应堆物理与核材料学术研讨会
作者： 王卓 刘昌龙 李梦凯 吴培 柳天宇 李文霞 张晓东 袁兵 天津大学理学院物理系
轻气体离子 H 或 He 注入单晶 Si 可以导致纳米气泡、表面发泡、剥高等一系列的损伤效应,它们在半导体技术领域具有广阔的应用前景,如捕获快扩散金属杂质、控制高功率 Si 器件中少数带电载流了的寿命以及用于制备硅集成电路所必需的 SOI...
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前言
前言
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第六届反应堆物理与核材料学术研讨会第三届核能软件自主化研讨会
反应堆物理是先进核能技术创新发展的先导领域,而核材料技术是目前先进核能系统(如聚变堆、快堆、加速器驱动系统和其他先进反应堆系统)技术发展的瓶颈问题之一。为促进学科交叉创新,同时适应先进核能源发展需要,中国核物理学会于2004...
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装载MOX燃料对压水堆性能影响研究
装载MOX燃料对压水堆性能影响研究
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第六届反应堆物理与核材料学术研讨会第三届核能软件自主化...
作者： 李小生 靳忠敏 国核(北京)科学技术研究院有限公司
制造使用MOX燃料是处置钚的有效方式,对实现闭式燃料循环有重要意义。为研究装载MOX燃料对压水堆堆芯性能的影响,以大型全UO
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首循环含钆堆芯启动物理试验结果验证
首循环含钆堆芯启动物理试验结果验证
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第六届反应堆物理与核材料学术研讨会第三届核能软件自主化研讨会
作者： 白成斐 王磊 中科华核电技术研究院有限公司
宁德核电站一号机组作为世界首例首循环采用钆作为可燃毒物的大型商用压水堆,堆芯首次启动物理试验是检验堆芯设计的重要依据,本文叙述了宁德核电站一号机组反应堆首次启动物理试验理论分析模型、程序和计算结果与测量值的比较。结果表...
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