《生产钚和动力的天然铀反应堆》
作者 | 中国科学院原子核科学委员会编辑委员会 编者 |
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出版 | 未查询到或未知 |
参考页数 | 52 |
出版时间 | 1966(求助前请核对) 目录预览 |
ISBN号 | 无 — 求助条款 |
PDF编号 | 815838498(仅供预览,未存储实际文件) |
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摘要1
目录1
一、引言2
二、对产钚-动力反应堆的一般要求3
(一)反应堆功率3
(二)U235到Pu239的转换率3
(三)比功率3
(四)反应堆冷却剂的入口温度和出口温度7
(五)动力厂7
三、核特性和反应堆特性的计算8
(一)天然铀燃料所引起的限制8
(二)增殖系数K∞8
(三)特性长度,拉普拉斯算符,反应堆尺寸9
(四)石墨慢化系统10
(五)重水慢化系统13
(一)引言15
四、热传导分析15
(二)结果讨论16
五、液态金属冷却的棒栅反应堆23
六、动力厂25
(一)设计准则25
(二)蒸汽动力循环25
七、结论27
(一)石墨慢化系统27
(二)重水慢化系统28
(三)小结28
附录29
附录A.栅格常数和反应堆特性的典型计算29
附录B.裂变碎片中毒效应33
附录C.在热传导分析中所使用的符号和数据38
参考文献44
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高度相关资料
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- 铀及反应堆材料的金属学
- 1966 上海:上海科学技术出版社
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- 核反应堆动力学
- 1988
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- 铀 最重的天然元素
- 1980
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- 用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和设备分级
- 1986 国际原子能机构
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- 水冷核动力反应堆压力容器
- 1977 北京:原子能出版社
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- 核反应堆的堆芯仪表
- 1977 北京:原子能出版社
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- 核动力反应堆仪表和控制系统手册 下
- 1985 北京:原子能出版社
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- 核反应堆动力学
- 1988 北京:原子能出版社
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- 核动力反应堆仪表和控制系统手册 上
- 1983 北京:原子能出版社
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- 动力反应堆热工水力分析
- 1982 北京:原子能出版社
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- 反应动力学
- 1980 北京:科学出版社
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