1. Trang chủ
  2. » Luận Văn - Báo Cáo

Tính toán an toàn cho bể lưu giữ nhiên liệu đã cháy

68 370 0

Đang tải... (xem toàn văn)

Tài liệu hạn chế xem trước, để xem đầy đủ mời bạn chọn Tải xuống

THÔNG TIN TÀI LIỆU

Thông tin cơ bản

Định dạng
Số trang 68
Dung lượng 1,37 MB

Nội dung

Ngày đăng: 31/03/2015, 15:42

Nguồn tham khảo

Tài liệu tham khảo Loại Chi tiết
1. Bộ Khoa học và Công nghệ, Viện năng lượng nguyên tử Việt Nam (2006), Tính toán liều gamma ngoài container chuyển nhiên liệu cháy và hệ số nhân hiệu dụng của bể chứa nhiên liệu cháy lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt, Đà Lạt Sách, tạp chí
Tiêu đề: Tính toán liều gamma ngoài container chuyển nhiên liệu cháy và hệ số nhân hiệu dụng của bể chứa nhiên liệu cháy lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt
Tác giả: Bộ Khoa học và Công nghệ, Viện năng lượng nguyên tử Việt Nam
Năm: 2006
2. Nguyễn Kiên Cường (2010), Báo cáo đánh giá an toàn hạt nhân và an toàn bức xạ cốc chứa tạm thời khi cất giữ 106 bó nhiên liệu đã cháy độ giàu cao, Trung tâm Lò phản ứng – Viện Nghiên cứu hạt nhân Đà Lạt Sách, tạp chí
Tiêu đề: Báo cáo đánh giá an toàn hạt nhân và an toàn bức xạ cốc chứa tạm thời khi cất giữ 106 bó nhiên liệu đã cháy độ giàu cao
Tác giả: Nguyễn Kiên Cường
Năm: 2010
3. Trần Quốc Dưỡng (2011), Xác định đặc trưng phóng xạ các thành phần vật liệu cấu trúc của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt, Luận văn thạc sĩ Vật lý kĩ thuật,Trường Đại học Đà Lạt, Đà Lạt Sách, tạp chí
Tiêu đề: Xác định đặc trưng phóng xạ các thành phần vật liệu cấu trúc của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt
Tác giả: Trần Quốc Dưỡng
Năm: 2011
5. Booth, Thomas E (1985), A sample Problem for Variance Reduction in MCNP, LA-10363-MS Sách, tạp chí
Tiêu đề: A sample Problem for Variance Reduction in MCNP
Tác giả: Booth, Thomas E
Năm: 1985
7. Croff, A. G (1980), A user’s manual for the ORIGEN2 computer code”, ORNL/TM-7175 Sách, tạp chí
Tiêu đề: A user’s manual for the ORIGEN2 computer code
Tác giả: Croff, A. G
Năm: 1980
8. Goorley, Tim, Criticality Calculations with MCNP5: A Primer 2nd Edition Editor, Los Alamos National Laboratory Sách, tạp chí
Tiêu đề: Criticality Calculations with MCNP5: A Primer 2nd Edition Editor
9. IAEA, IAEA SAFETY STANDARDS SERIES – Design of Fuel Handling and Storage Systems for Nuclear Power Plants, safety guide, No.NS-G-1.4 Sách, tạp chí
Tiêu đề: IAEA SAFETY STANDARDS SERIES – Design of Fuel Handling and Storage Systems for Nuclear Power Plants
4.www.http://vietsciences.free.fr/thuctap_khoahoc/thuctap_vatly/nangluonghatnhan .htmTiếng Anh Link
6. Booth ,Thomas E (2004) , MCNP Variance Reduction Examples Khác
10. X-5 Monte Carlo Team (2003), MCNP — A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5 Khác

TỪ KHÓA LIÊN QUAN

TRÍCH ĐOẠN

TÀI LIỆU CÙNG NGƯỜI DÙNG

TÀI LIỆU LIÊN QUAN

w