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中文摘要：
钍基熔盐堆因其良好的安全性和高的燃料利用率，具有良好的应用前景。但由于钍基熔盐堆的燃料处于流动状态而且钍铀共存，使得传统的核数据库、中子输运理论及数值方法均不能用于分析其临界安全特性。本项目拟针对钍基熔盐堆的特点，采用子群与连续能量相结合的方法克服多核素流动介质共振问题，采用概率抽样统计方法建立连续介质内中子输运方程的确定论数值解法，采用考虑热工反馈的全堆芯输运计算建立堆芯临界计算方法，在此基础上建立一整套钍基熔盐堆临界安全计算程序系统，利用相关实验数据和基准题对程序进行验证。利用该程序系统研究钍基熔盐堆的临界安全特性，分析各种典型工况和事故工况下的临界安全性能，给出初步满足临界安全要求的钍基熔盐堆堆芯方案。本研究对于拓展和完善中子输运理论具有重要的学术意义，并对钍基熔盐堆的堆芯临界安全性能分析、可行性研究及堆芯设计具有重要的应用价值。
结论摘要：
英文主题词MSR；Nuclear data library；resonance calculation；neutronics/TH coupling；critical safety
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Eigenvalue implicit sensitivity and uncertainty analysis with the subgroup resonance-calculation met
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