位置：成果数据库 > 期刊 > 期刊详情页
Neutronic calculations of a thorium-based fusion-fission hybrid reactor blanket
  • ISSN号：0920-3796
  • 期刊名称：Fusion Engineering and Design
  • 时间：0
  • 页码：2227-2231
  • 语言：英文
  • 相关项目：聚变驱动次临界反应堆钍基包层新概念研究
作者： Lu, D.G.|Ma, X.B.|Chen, Y.X.|Cheng, H.P.|Zhang, P.Z.|Cao, B.|Wang, Y.|
同期刊论文项目
聚变驱动次临界反应堆钍基包层新概念研究
期刊论文 18 会议论文 2
同项目期刊论文
Activation analysis and waste management of China ITER helium cooled solid breeder test blanket modu
Preliminary neutronics calculation of thorium-based and MA transmutation breeding blanket for hybrid
Verification and validation of multi-group library MUSE1.0 created from ENDF/B-VII.0
Preliminary shielding analysis for the CSNS target station monolith
Three-dimensional Monte Carlo neutronic calculations of China ITER HCSB-TBM
压水堆核电厂活化与停堆辐射剂量率三维计算分析
基于ENDF/B-VII.0评价库的多群参数库MUSE1.0的开发与初步验证
ENDF/B-Ⅶ.0多群截面库MUSE1.0在压力容器基准实验分析中的初步应用
聚变裂变混合堆钍基增殖锕系元素嬗变包层中子学初步研究
中国ITER固态实验包层模块活化特性计算分析
基于ENDF/B-Ⅶ.0核评价库的ACE格式参数制作与初步检验
基于MCNP的压力容器快中子注量率计算参数敏感性分析
功率展平的压水堆乏燃料发电包层中子学初步研究