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机译:将CFD代码与中子动力学和销钉热模型相结合,以进行核反应堆安全性分析
Univ Sci & Technol China USTC, Sch Nucl Sci & Technol SNST, Hefei 230027, Anhui, Peoples R China;
Karlsruhe Inst Technol KIT, Inst Nucl & Energy Technol IKET, D-76344 Eggenstein Leopoldshafen, Germany;
Karlsruhe Inst Technol KIT, Inst Nucl & Energy Technol IKET, D-76344 Eggenstein Leopoldshafen, Germany;
Univ Sci & Technol China USTC, Sch Nucl Sci & Technol SNST, Hefei 230027, Anhui, Peoples R China;
Univ Sci & Technol China USTC, Sch Nucl Sci & Technol SNST, Hefei 230027, Anhui, Peoples R China;
CFD; Neutron kinetics; Pin thermal model; Safety analysis;
机译:纳米流体用于传热,安全性和天然循环的核电抗器中的循环增强,其使用计算流体动力学(CFD)通过中子和热液压耦合建模的小模块化反应器
机译:通过耦合核代码获得VVER-1000布什尔核反应堆堆芯的中子学和热学水力参数
机译:耦合3D中子动力学n热工液压系统代码技术对重水核研究堆堆芯反应性插入事故的安全性分析
机译:使用具有绝热温度反馈的分数阶反应堆动力学模型对核反应堆中的中子动力学建模
机译:中子和CFD-热液压分析非常小,长寿命,模块化(VSLLIM)反应堆
机译:研究堆燃料候选U-8 wt%Mo中的等温转变动力学的中子和硬X射线衍射研究
机译:使用耦合3D中子动力学/热液压代码对asco-II核电站进行代码改进和模型验证