| ABSTRACT | 第5-7页 |
| Nomenclature | 第15-17页 |
| Preface | 第17-19页 |
| 1 INTRODUCTION | 第19-31页 |
| 1.1 Nuclear energy | 第19-21页 |
| 1.1.1 Challenges with nuclear energy sector | 第19-20页 |
| 1.1.2 Opportunities and benefits with nuclear energy sector | 第20页 |
| 1.1.3 Advanced fission-based nuclear systems | 第20-21页 |
| 1.1.4 Fast reactors' technology | 第21页 |
| 1.2 Sodium-cooled fast reactors (SFRs)-An overview | 第21-22页 |
| 1.3 Some featured work on sodium-cooled fast reactors in the world | 第22-27页 |
| 1.3.1 China-The CFR-600 | 第23-24页 |
| 1.3.2 Russia-The BN-1200 | 第24-25页 |
| 1.3.3 USA-The PRISM | 第25-26页 |
| 1.3.4 France-The ASTRID | 第26-27页 |
| 1.4 Research status of SFRs,neutronics | 第27-28页 |
| 1.5 Research Significance | 第28-30页 |
| 1.6 Objectives of thesis | 第30页 |
| 1.7 Structure of thesis | 第30-31页 |
| 2 BASICS OF REACTOR PHYSICS, METHODOLOGIES AND TOOLS FOR CORENEUTRONICS SIMULATION | 第31-47页 |
| 2.1 Basics of reactor physics | 第31-36页 |
| 2.1.1 Neutronic parameters | 第31-33页 |
| 2.1.2 Physics behind breeding and transmutation | 第33-36页 |
| 2.2 Methodologies for core neutronics simulation | 第36-41页 |
| 2.2.1 Methods for neutron transport simulation | 第37-39页 |
| 2.2.2 Methods to solve burnup equations | 第39-41页 |
| 2.3 Tools for core neutronics simulation | 第41-45页 |
| 2.3.1 SuperMC code-An overview | 第41-43页 |
| 2.3.2 Nuclear data libraries | 第43-45页 |
| 2.4 Summary | 第45-47页 |
| 3 NEUTRONIC ANALYSIS OF A BFS TEST REACTOR | 第47-96页 |
| 3.1 Innovative nuclear-related development and nuclear research facilities in Russia | 第47-56页 |
| 3.1.1 BFS-2 | 第47-50页 |
| 3.1.2 Some featured accomplishments of BFS-2 | 第50页 |
| 3.1.3 The BFS-62-3A-An overview | 第50页 |
| 3.1.4 Core configuration of BFS-62-3A | 第50-55页 |
| 3.1.5 Objective of the BFS-62-3A experiment | 第55页 |
| 3.1.6 Short description on BFS-62 experiments | 第55-56页 |
| 3.2 Validation of SuperMC code | 第56-67页 |
| 3.2.1 Modeling and simulations | 第56-60页 |
| 3.2.2 Results and discussion | 第60-67页 |
| 3.3 Benchmarking of HENDL library | 第67-78页 |
| 3.3.1 The strategy adopted for this work | 第67页 |
| 3.3.2 Monte Carlo simulations for benchmarking | 第67页 |
| 3.3.3 Results and discussion | 第67-78页 |
| 3.4 Detailed neutronic analysis of BFS-62-3A test reactor | 第78-94页 |
| 3.4.1 Strategy adopted for this work | 第78页 |
| 3.4.2 Main purpose of this work | 第78-79页 |
| 3.4.3 Simulations performed | 第79页 |
| 3.4.4 Results and discussion | 第79-94页 |
| 3.5 Summary | 第94-96页 |
| 4 CRITICALITY AND BURNUP STUDIES OF BN-600 REACTOR | 第96-107页 |
| 4.1 BN-600 reactor-An overview | 第96-97页 |
| 4.2 Simulations performed | 第97-98页 |
| 4.3 Results and discussion | 第98-106页 |
| 4.3.1 Effective multiplication factor | 第98-99页 |
| 4.3.2 Burnup studies | 第99-106页 |
| 4.4 Summary | 第106-107页 |
| 5 CONCLUSIONS AND FUTURE DIRECTIONS | 第107-110页 |
| 5.1 Summary conclusions | 第107-109页 |
| 5.2 Future directions | 第109-110页 |
| Bibliography | 第110-116页 |
| Appendix A: Material data description for BFS-62-3A assembly | 第116-120页 |
| Appendix B: Compositions' description for subassemblies of BN-600 hybrid reactor | 第120-121页 |
| Appendix C: Isotopic concentration of compositions with fissile nuclides-BN-600 reactor | 第121-124页 |
| Acknowledgement | 第124-125页 |
| Publications and research achievements | 第125页 |
