Progress in nuclear energy
SCIEI
中文名称：核能进展
- ISSN：0149-1970
- 出版周期：0.677
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Pb-Bi冷直接接触沸水快堆（PBWFR）的反应堆结构设计研究
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铅冷却的加速器驱动系统中蒸汽发生管破裂事故的评估
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利用RuO_2催化剂从生物质和普通生活垃圾中超临界水中放热制氢系统
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满足21世纪需求的核裂变动力：大规模，低风险，可负担得起的核电的使能技术
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中小型反应堆（SMR）的选择，可以克服规模经济的损失，并具有增强的抗扩散性和能源安全性
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天然铀和th燃料快速增殖反应堆（FBR）用于〜（233）U裂变生产的性能
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铅铋冷却反应堆中filter过滤器开发的development蒸发和附着力实验
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对利用核热生产氢的硫碘热化学循环的潜力和主要问题的一般调查
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加速器驱动的变速系统：燃料开发，设计和安全
- 作者：W. Maschek,X. Chen,F. Delage,A. Fernandez-Carretero,D. Haas,C. Matzerath Boccaccini,A. Rineiski,P. Smith,V. Sobolev,R. Thetford,J. Wallenius
- 刊名：Progress in nuclear energy
- 2008年第2-6期
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相对论DV-Xα分子轨道方法在过渡金属γ-铀合金中的应用
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使用苯并18-冠-6树脂研究钙离子选择性和同位素效应
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用TPEN的疏水衍生物萃取分离镧系元素中的三价次act系元素。
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使用液化气从乏燃料中提取act系元素的基础研究-用NO_2将铜转化为硝酸盐，并用TBP通过CO_2提取硝酸Nd（III）硝酸盐
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传热至超临界压力二氧化碳，其向上通过管和狭窄的环形通道流动
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空隙率变化对平衡燃烧时BWR中p和次act系元素循环的影响
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基于MOX，氮化物和金属燃料的25-100 MWe Pb-Bi冷却长寿命快堆没有现场加油的安全性能比较
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TBP包裹的混合微胶囊对金属离子的选择性吸收特性
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使用WIMS和CITATION代码模拟伊朗VVER-1000核反应堆的反应系数
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通过角域和空间域分解的并行性能模型进行比较以解决中性粒子传输问题
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计算中子倍增特征值问题的多群扩散方程的特征值谱和基本解
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亚关键系统中的即时倍增因子测量：从MUSE实验到演示ADS
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用于获得具有温度反馈的超临界瞬态的分析方法的准确性
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使用JEFF3.0，ENDF / B-VL8和JENDL3.3评估80组KAFAX文库的次act系元素和裂变产物trans变
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通过ENDF / B-VI和JENDL-3.3的NJOY'99处理的〜（20）Ca，〜（12）Mg，〜（15）P，〜（16）S，〜（14）WIMSLIB组常数的比较研究Si，〜（22）Ti和〜（23）V
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