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中国科学院合肥物质科学研究院机构知识库
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研究单元&专题
中国科学院核能安全... [19]
作者
赵柱民 [5]
吴斌 [2]
汪建业 [2]
黄群英 [2]
吴宜灿 [2]
周涛 [2]
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发表日期
2019 [2]
2018 [3]
2017 [2]
2016 [12]
语种
英语 [19]
出处
ANNALS OF... [19]
资助项目
Natural Sc... [2]
Industrial... [1]
National M... [1]
National N... [1]
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Natural Sc... [1]
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文献类型
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出处:ANNALS OF NUCLEAR ENERGY
语种:英语
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Heat transfer characteristic analysis of a novel annular nuclear heat exchanger for propulsion system
期刊论文
ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 2019, 卷号: 126, 期号: 无, 页码: 84-94
作者:
Bai, Ying
;
Zhao, Zhumin
;
Xu, Gang
;
Bai, Yunqing
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提交时间:2020/05/21
Annular channel
Nuclear thermal propulsion
Enhanced convection heat transfer
Performance optimization
Stability analysis on flow parameters in coolant temperature control system of lead-cooled fast reactor
期刊论文
ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 2019, 卷号: 126, 期号: 无, 页码: 367-375
作者:
Yao, Yuantao
;
Wang, Jianye
;
Zhang, Junjun
;
Yang, Minghan
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提交时间:2020/05/21
Lead-cooled fast reactor
Coolant temperature control system
Coolant flow rate
Stability analysis
Real stability radius
Benchmarking the HENDL-3.0 data library by simulating a sodium-cooled test reactor
期刊论文
ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 2018, 卷号: 122, 期号: 无, 页码: 155-162
作者:
Jamil, Zeeshan
;
Zou, Jun
;
Hao, Lijuan
;
Hu, Liqin
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提交时间:2019/12/25
Validation/Benchmarking
HENDL
BFS-62-3A
SuperMC
Heterogeneous
Criticality
Reactivity effects
Spectral indices
Fission rates
Sensitivity study
Flow and heat transfer behaviors for double-walled-straight-tube heat exchanger of HLM loop
期刊论文
ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 2018, 卷号: 120, 期号: 无, 页码: 604-610
作者:
Liu, Shuyong
;
Jin, Ming
;
Lyu, Kefeng
;
Zhou, Tao
;
Zhao, Zhumin
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提交时间:2019/11/11
HLM
KYLIN-II
Double wall tube
Powder gap
Non-uniform flow
Thermal resistance
Numerical investigation of the core outlet temperature fluctuation for the lead-based reactor
期刊论文
ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 2018, 卷号: 117, 期号: 无, 页码: 194-201
作者:
Wang, Lizhi
;
Wu, Guowei
;
Wang, Jin
;
Jin, Ming
;
Song, Yong
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提交时间:2019/08/23
Temperature fluctuation
Lead-based reactor
Core outlet
Primary pump coast-down characteristics analysis in lead cooled fast reactor under loss of flow transient
期刊论文
ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 2017, 卷号: 103, 期号: 无, 页码: 1-9
作者:
Wu, Guowei
;
Jin, Ming
;
Li, Yazhou
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提交时间:2018/05/17
Coast-down
Flow Halving Time (Fht)
Lead Cooled Fast Reactor (Lfr)
Loss Of Flow (lOf)
Analysis of the equalizing holes resistance in fuel assembly spike for lead-based reactor
期刊论文
ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 2017, 卷号: 103, 期号: 无, 页码: 10-16
作者:
Zhang, Guangyu
;
Jin, Ming
;
Wang, Jianye
;
Song, Yong
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提交时间:2018/05/04
Relap5
Fuel Assembly Spike
Resistance
Lead-based Reactor
Thermal-hydraulic analysis of an integrated spallation target module in ADS
期刊论文
ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 2016, 卷号: 98, 期号: 无, 页码: 12-18
作者:
He Mei-sheng
;
Bai Yun-qing
;
Zhang Yong
;
Song Yong
;
Zhao Zhu-min
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提交时间:2017/12/18
Ads
Integrated Spallation Target
Thermal-hydraulics Analysis
Geometry Modification
CAD-based hierarchical geometry conversion method for modeling of fission reactor cores
期刊论文
ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 2016, 卷号: 94, 期号: 无, 页码: 369-375
作者:
Gan, Quan
;
Wu, Bin
;
Yu, Shengpeng
;
Song, Jing
;
Wang, Yongliang
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提交时间:2017/12/15
Fission Reactor
Monte Carlo
Hierarchical Geometry
Cad
Supermc
Comparison analysis of temperature fluctuations for double jet of liquid metal cooled fast reactor
期刊论文
ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 2016, 卷号: 94, 期号: 无, 页码: 802-807
作者:
Wang, Lizhi
;
Bai, Yunqing
;
Jin, Ming
;
Li, Yazhou
;
Chen, Zhibin
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提交时间:2017/12/18
Thermal Striping
Lead-based Reactor
Double Jet