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检索条件"主题词=中子反应堆"
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中国实验快堆乏燃料组件贮存临界安全分析
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《核电工程与技术》2004年 第1期17卷 2-7页
作者：刚直中国原子能科学研究院，北京，102413 
本文介绍了利用三维蒙特卡罗输运程序MCNP对中国实验快堆(CEFR)乏燃料贮存系统进行的临界安全评价.在计算中，充分利用MCNP强大的三维几何描述功能，建立了细致的非均匀计算模型，根据核安全法规评价了各种事故情况下的临界安全问题、...
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