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基于氧化腐蚀特性的铅铋堆单棒核-热-材耦合研究
核能科学与工程 | 更新时间：2025-01-07
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    • 基于氧化腐蚀特性的铅铋堆单棒核-热-材耦合研究

      增强出版

    • Neutronics-thermal-hydraulics-material coupling study of lead-bismuth cooled reactor single rod based on oxidative corrosion characteristics

    • “在核能领域，专家基于MOOSE平台搭建核-热-材耦合框架，研究铅铋堆氧化腐蚀对堆芯参数的影响，为铅铋堆应用提供重要参考。”
    • 核技术   2024年47卷第11期 文章编号：110604

    • DOI：10.11889/j.0253-3219.2024.hjs.47.110604    

      中图分类号： TL99

    • 收稿日期：2023-11-29，

      修回日期：2024-04-25，

      纸质出版日期：2024-11-15

    移动端阅览

  • 季旭,柴翔,张乐福等.基于氧化腐蚀特性的铅铋堆单棒核-热-材耦合研究[J].核技术,2024,47(11):110604. DOI： 10.11889/j.0253-3219.2024.hjs.47.110604.

    JI Xu,CHAI Xiang,ZHANG Lefu,et al.Neutronics-thermal-hydraulics-material coupling study of lead-bismuth cooled reactor single rod based on oxidative corrosion characteristics[J].NUCLEAR TECHNIQUES,2024,47(11):110604. DOI： 10.11889/j.0253-3219.2024.hjs.47.110604.

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上海交通大学 核科学与工程学院
西安交通大学 核科学与技术学院 陕西省先进核电技术重点实验室
中国科学院中子输运理论与辐射安全重点实验室 中国科学院核能安全技术研究所
中国科学院物理研究所
中国科学院高能物理研究所
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