| 核爆发电问题中核燃料循环的中子学研究 |
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| 引用本文： | 白云,彭先觉. 核爆发电问题中核燃料循环的中子学研究[J]. 计算物理, 2006, 23(5): 589-593 |
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| 作者姓名： | 白云 彭先觉 |
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| 作者单位： | 北京应用物理与计算数学研究所,北京,100088;北京应用物理与计算数学研究所,北京,100088 |
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| 基金项目： | 中国工程物理研究院基金 |
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| 摘 要： | 研究核爆聚变电站中的一类中子学问题——如何利用核爆炸产生的大量中子生产核燃料.首先,根据核爆中子场的特点,确定可以利用的中子能量范围.用慢化理论对慢化材料的厚度进行估计,并用MCNP程序进行数值计算.研究如何利用中子反照效应减少造材料层的厚度,最后提出一个较合理的造材料技术路线.
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| 关 键 词： | 中子行为 和平核爆反应堆 聚变爆炸 |
| 文章编号： | 1001-246X（2006）05-0589-05 |
| 收稿时间： | 2005-05-10 |
| 修稿时间： | 2005-07-27 |
Neutronic Performance in a Peaceful Nuclear Explosion Reactor |
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| BAI Yun,PENG Xian-jue. Neutronic Performance in a Peaceful Nuclear Explosion Reactor[J]. Chinese Journal of Computational Physics, 2006, 23(5): 589-593 |
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| Authors: | BAI Yun PENG Xian-jue |
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| Affiliation: | Institute of Applied Physics and Computational Mathematics, Beijing 100088, China |
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| Abstract: | The neutronic behavior in a peaceful nuclear explosion reactor is analyzed, ^238 U and ^232 Th are used in the reactor to produce fission materials, ^239 Pu and ^233 U. MCNP is used to calculate thickness of the neutron slowing down material C2H4 . The thickness of ^232 Th is predicted in which the neutron capturing ability is above 50% . Considering the effect of reflected saving, the thickness of ^232Th is reduced. |
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| Keywords: | neutron performance peaceful nuclear explosive reactor fusion explosions |
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