微型快中子堆燃耗库的开发与初步验证

1

作者 彭超 王梦琪 +3 位作者 黎辉 郑征 高静 解均涵 《核技术》 北大核心 2025年第7期275-281,共7页

开展微型快中子堆燃耗库加工方法的研究,首先通过共振自屏效应修正计算得到和微型快中子堆相关的多群输运参数库,其次基于反应堆模型进行输运计算得到堆芯多群中子能谱,然后进行并群计算得到单群有效截面,最后基于单群有效截面进行燃耗... 开展微型快中子堆燃耗库加工方法的研究,首先通过共振自屏效应修正计算得到和微型快中子堆相关的多群输运参数库,其次基于反应堆模型进行输运计算得到堆芯多群中子能谱,然后进行并群计算得到单群有效截面,最后基于单群有效截面进行燃耗计算得到当前燃耗步长末的核素成分,不断重复以上过程直至所有燃耗步长计算完毕,最后生成不同燃耗深度下适用于微型快中子堆的ORIGEN-S燃耗库(BULFUR-70)。通过与蒙特卡罗程序OpenMC计算结果的对比分析,证明了所研究的微型快中子堆燃耗库加工方法以及基于此方法所制作的燃耗库是正确的,可为停堆后堆芯放射性积存量、堆芯衰变热、乏燃料组件源强、堆内构件活化等计算分析提供支持。 展开更多

关键词 微型快中子堆 燃耗库 矩阵指数法 共振自屏修正

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核数据随机抽样中概率密度分布选取方法研究

2

作者 王毅箴 郝琛 《核动力工程》 北大核心 2025年第2期38-47,I0003,共11页

提供符合核数据已知统计矩信息和物理约束的随机扰动样本,是核数据作为分析输入的各类堆芯物理计算相关的统计学习算法的基础。合理扰动的核数据样本是保证堆芯物理响应量特征提取、降阶建模等数据驱动人工智能模型预测准确性的重要因... 提供符合核数据已知统计矩信息和物理约束的随机扰动样本,是核数据作为分析输入的各类堆芯物理计算相关的统计学习算法的基础。合理扰动的核数据样本是保证堆芯物理响应量特征提取、降阶建模等数据驱动人工智能模型预测准确性的重要因素之一。选取能够满足核数据自身物理约束特征的概率密度分布是保证上述核数据随机抽样合理性的关键。本文针对核数据库中常见的两类物理约束特征,即非负性取值约束(例如裂变产额数据、核反应截面数据等)以及归一化约束(例如衰变分支比等),研究其对应的概率密度分布选取方法并提供相应的抽样算法。结合评价核数据库中提供的核数据不确定度信息,本文对不同概率密度分布下的核数据随机抽样效果进行对比,并给出概率密度分布的选取建议。 展开更多

关键词 对数正态分布 广义Dirichlet分布 随机抽样 核数据不确定性分析

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基于ENDITS-2.1的CENDL-3.2临界基准检验 被引量：2

3

作者 吴海成 张环宇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第6期1271-1279,共9页

中国评价核数据库CENDL-3.2于2020年6月正式发布,并在ND2019上介绍了基于系统化宏观检验工具包ENDITS-1.0的临界基准检验结果。为更广泛测试新评价数据库的临界计算准确度并为将来的评价数据改进提供反馈,中国核数据中心发展了ENDITS-2... 中国评价核数据库CENDL-3.2于2020年6月正式发布,并在ND2019上介绍了基于系统化宏观检验工具包ENDITS-1.0的临界基准检验结果。为更广泛测试新评价数据库的临界计算准确度并为将来的评价数据改进提供反馈,中国核数据中心发展了ENDITS-2.1,并用其中2237个来自国际核临界安全手册ICSBEP2006的临界基准实验对国际最新版本的评价核数据库进行了临界基准检验。利用趋势分析方法和统计卡方对检验计算结果进行了分析,确定了获得改进的临界系统和评价数据,确认CENDL-3.2较CENDL-3.1有明显改进,临界计算准确度达国际领先水平。最后,结合对灵敏核素相关统计卡方的分析以及皮尔逊卡方检查,提出了CENDL-3.2库高优先级待改进核素清单,确定了CENDL库需要优先改进235,238U、239,240Pu、232Th等16种核素的核反应数据。 展开更多

关键词 评价核数据 临界基准检验 ENDITS-2.1 CENDL-3.2

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基于溶液实验的堆芯物理多群常数库临界基准检验方法

4

作者 陈莹 吴海成 +3 位作者 温丽丽 吴小飞 肖越 唐辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第5期1069-1075,共7页

堆芯物理多群常数库为反应堆计算程序的中子学计算提供多群截面数据以及燃耗数据,是反应堆物理计算的重要前提。目前国际上对多群数据库的验证通常将待验证的多群数据库耦合组件计算程序通过对临界基准实验进行模拟计算的方式来进行,各... 堆芯物理多群常数库为反应堆计算程序的中子学计算提供多群截面数据以及燃耗数据,是反应堆物理计算的重要前提。目前国际上对多群数据库的验证通常将待验证的多群数据库耦合组件计算程序通过对临界基准实验进行模拟计算的方式来进行,各组件计算程序由于几何处理方法的局限无法对球形装置进行建模,因此尚未有基于球形临界基准实验对多群常数库进行基准检验的方法。本文提出了一种裸球形实验装置的模型建立方法,大幅增加临界基准检验使用的基准实验选择范围,同时基于国际核临界安全手册(ICSBEP2006)挑选了不同能谱指标下的49个铀、钚溶液实验对中国核数据中心研制的堆芯物理多群常数库进行临界基准检验,并给出了不同能谱指标下基准实验的参考结果范围。本文结果可扩大堆芯物理多群常数库基准检验规模和覆盖范围,有助于高保真堆芯物理计算程序准确性的进一步提升。 展开更多

关键词 多群常数库 国际核临界安全手册 溶液实验 临界基准检验

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MCNP温度相关热中子散射数据库研制 被引量：5

5

作者 梅龙伟 蔡翔舟 +2 位作者 蒋大真 陈金根 郭威 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2013年第4期362-367,403,共7页

基于ENDF/B-Ⅶ中子库,完成了针对熔盐堆的慢化剂热中子散射库thermal库的制作。温度点选取为熔盐堆特征温度。针对加工的ACE格式热中子散射库进行了热散射截面分析,并通过了基准题的积分检验,同时还与MCNP自带热中子散射库tmccs做了对比... 基于ENDF/B-Ⅶ中子库,完成了针对熔盐堆的慢化剂热中子散射库thermal库的制作。温度点选取为熔盐堆特征温度。针对加工的ACE格式热中子散射库进行了热散射截面分析,并通过了基准题的积分检验,同时还与MCNP自带热中子散射库tmccs做了对比,偏差在合理范围内,证明得到的热散射库可以用作熔盐堆设计。 展开更多

关键词 慢化剂 热中子散射 NJOY S(α β)

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温度相关核截面数据库在MCNP计算中的必要性研究 被引量：7

6

作者 柴晓明 王侃 余纲林 《原子核物理评论》 CAS CSCD 北大核心 2006年第2期111-114,共4页

MCNP程序由于其几何模拟和核数据上的优越性,现在在反应堆的研究分析中已经得到较多应用。通过基准题的计算,定量地说明MCNP通过其自带的常温(294 K)下的核素截面数据库不能够对反应堆进行非常准确的计算(由于反应堆内各种材料/位置的... MCNP程序由于其几何模拟和核数据上的优越性,现在在反应堆的研究分析中已经得到较多应用。通过基准题的计算,定量地说明MCNP通过其自带的常温(294 K)下的核素截面数据库不能够对反应堆进行非常准确的计算(由于反应堆内各种材料/位置的温度不同),而且,它也不能够计算反应堆中与温度相关的量,如反应性温度系数。选用了一个带有不同温度下核素截面数据的MCNP输入格式的数据库,使用MCNP-4C对基准题进行了计算,发现计算结果与基准值符合得非常好。这说明通过使用不同温度下的核素截面数据库,MCNP可以准确计算温度系数和增殖系数等,从而说明在反应堆设计计算中制作不同温度下的核素截面库的必要性。 展开更多

关键词 MCNP程序 核素截面数据库 增殖系数 反应性温度系数 基准题

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基于定量重要性分析的燃耗链压缩方法 被引量：4

7

作者 黄凯 吴宏春 +1 位作者 李云召 曹良志 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第3期7-12,共6页

核反应堆物理计算中的燃耗计算需要使用燃耗链,但是评价核数据库所定义的燃耗链对于组件计算以及堆芯微观燃耗计算过于精细,传统的燃耗链压缩方法大都是半经验性的,适用范围和精度有限。提出了一种通过定量评估各核素与各反应道重要性... 核反应堆物理计算中的燃耗计算需要使用燃耗链,但是评价核数据库所定义的燃耗链对于组件计算以及堆芯微观燃耗计算过于精细,传统的燃耗链压缩方法大都是半经验性的,适用范围和精度有限。提出了一种通过定量评估各核素与各反应道重要性实现压缩燃耗链的方法。重要性分析的数据基础是代表性问题的精细燃耗链计算结果,方法是考察每一个单元压缩操作对中子吸收、中子产出以及目标核素原子核密度的影响。该方法被应用于压水堆组件计算中燃耗链的压缩,随后分别应用精细燃耗链和压缩燃耗链对选取的验证算例进行了计算。结果的对比分析显示,在保证计算精度需求的前提下,该燃耗链压缩方法能够显著降低燃耗链规模,满足节省存储开销和时间的需求。 展开更多

关键词 燃耗链 燃耗数据库 重要性分析 组件计算 燃耗计算

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复杂几何燃料组件的参数计算 被引量：8

8

作者 吴宏春 巨海涛 姚栋 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第4期433-438,共6页

利用加拿大蒙特利尔大学研制的DRAGON程序对反应堆复杂几何组件进行参数计算,并通过压水堆柱状元件基准问题、MTR型反应堆板状元件基准问题和其他不同几何形状的燃料组件进行校核计算。结果表明:DRAGON程序可用于多种复杂几何燃料组件... 利用加拿大蒙特利尔大学研制的DRAGON程序对反应堆复杂几何组件进行参数计算,并通过压水堆柱状元件基准问题、MTR型反应堆板状元件基准问题和其他不同几何形状的燃料组件进行校核计算。结果表明:DRAGON程序可用于多种复杂几何燃料组件参数的计算,且具有良好的计算精度。 展开更多

关键词 复杂几何 燃料组件 参数计算

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MCNP温度相关中子截面库的研制及基准验证 被引量：6

9

作者 李松阳 王侃 余纲林 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第5期385-388,共4页

本文在使用NJOY软件由ENDF格式的中子截面文件处理生成ACE(a compact ENDF)格式的温度相关中子截面库的方法研究的基础上,开展温度相关中子截面库的研制及验证。研制过程中,选择了在反应堆设计和运行温度范围内的16个温度点。在温度相... 本文在使用NJOY软件由ENDF格式的中子截面文件处理生成ACE(a compact ENDF)格式的温度相关中子截面库的方法研究的基础上,开展温度相关中子截面库的研制及验证。研制过程中,选择了在反应堆设计和运行温度范围内的16个温度点。在温度相关中子截面库的验证过程中应用了4个基准题:带可燃毒物的轻水堆芯临界基准题、反应性多普勒系数基准题、标准CANDU组件燃料温度系数基准题和VHTRC温度系数基准题。验证计算结果表明,该温度相关中子截面库可运用于反应堆物理的计算分析中。 展开更多

关键词 NJOY软件 MCNP程序 温度相关截面库 基准题

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MCNP温度相关中子截面库制作方法 被引量：5

10

作者 李松阳 王侃 余纲林 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第4期10-13,30,共5页

在截面库研制过程中,着重考虑了在反应堆设计与运行温度范围的温度点;使用NJOY软件将ENDF格式的中子截面文件处理为ACE(A Compact ENDF)格式的点截面文件,供MCNP程序使用。验证过程应用了3种不同类型的临界基准题:简单的球形几何基准题... 在截面库研制过程中,着重考虑了在反应堆设计与运行温度范围的温度点;使用NJOY软件将ENDF格式的中子截面文件处理为ACE(A Compact ENDF)格式的点截面文件,供MCNP程序使用。验证过程应用了3种不同类型的临界基准题:简单的球形几何基准题、板式燃料元件实验装置和带有可燃毒物的堆芯。结果表明,3种临界基准题所得到的验证结果均较为理想,在精确度方面也达到了要求。证明了使用NJOY制作截面库方法的正确性。 展开更多

关键词 NJOY MCNP 温度相关截面库 基准题

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基于EFEN-SP_3方法的高性能全堆芯Pin-by-pin计算研究 被引量：2

11

作者 杨文 郑友琦 +2 位作者 吴宏春 曹良志 李云召 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第5期164-167,共4页

基于指数函数展开节块3阶简化球谐函数(EFEN-SP3)方法,通过采用基于标准消息传递界面(MPI)的空间并行算法实现高性能全堆芯Pin-by-pin计算,并开发了相应的程序EFEN。该程序通过合理设计区域划分方案以保证负载平衡并使通信次数最小化,... 基于指数函数展开节块3阶简化球谐函数(EFEN-SP3)方法,通过采用基于标准消息传递界面(MPI)的空间并行算法实现高性能全堆芯Pin-by-pin计算,并开发了相应的程序EFEN。该程序通过合理设计区域划分方案以保证负载平衡并使通信次数最小化,充分发挥并行中央处理器(CPU)的计算和存储能力;通过选择红黑Gauss-Seidel节块扫描算法避免区域分解引起的迭代格式退化。参考实际商用堆的堆芯布置,设计2个压水堆(PWR)全堆芯Pin-by-pin算例,相应的数值结果表明:该程序计算结果的精度在可接受范围内;通信周期对计算精度和并行效率的影响都很小;子区域表面体积比较小的区域划分方式具有较高的并行效率;用125个CPU进行一次空间网格数为289×289×218、能群数为4的PWR全堆芯Pin-by-pin计算所需时间约为900 s,并行效率约为90%。 展开更多

关键词 全堆芯Pin-by-pin计算 EFEN-SP3方法 MPI 高性能计算

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小波尺度函数展开在连续能量中子输运方程计算中的应用 被引量：2

12

作者 杨伟焱 吴宏春 +1 位作者 曹良志 郑友琦 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第S1期18-22,38,共6页

小波展开能够很好地拟合剧烈变化的函数,近年来已被应用于模拟中子角注量率随角度剧烈变化的问题,并取得了令人满意的结果。中子能谱在共振区具有剧烈震荡的特性,本文介绍了利用能群与小波尺度函数展开相耦合来离散连续能量中子输运方... 小波展开能够很好地拟合剧烈变化的函数,近年来已被应用于模拟中子角注量率随角度剧烈变化的问题,并取得了令人满意的结果。中子能谱在共振区具有剧烈震荡的特性,本文介绍了利用能群与小波尺度函数展开相耦合来离散连续能量中子输运方程中能量自变量的方法。对中子注量率在共振区关于能量用小波尺度函数进行拟合,而在快中子区和热中子区利用分群计算的方法。初步的数值结果表明,该方法使有效增殖系数计算精确,并能够得到中子注量率在共振区随能量的精细分布,对共振自屏蔽的精确计算具有重要意义。 展开更多

关键词 中子输运 小波 连续能量 共振自屏蔽计算

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双重非均匀系统环形RPT计算方法研究 被引量：1

13

作者 娄磊 彭星杰 +4 位作者 柴晓明 姚栋 李满仓 于颖锐 王连杰 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第2期43-49,共7页

弥散燃料与弥散可燃毒物由于具有双重非均匀性,采用传统体积均匀化方法(VHM)会带来较大的计算偏差。反应性等效物理转换(RPT)方法被应用于含弥散燃料的双重非均匀系统,具有方法简单且计算精度较高的特点。本文首先对传统RPT方法和改进RP... 弥散燃料与弥散可燃毒物由于具有双重非均匀性,采用传统体积均匀化方法(VHM)会带来较大的计算偏差。反应性等效物理转换(RPT)方法被应用于含弥散燃料的双重非均匀系统,具有方法简单且计算精度较高的特点。本文首先对传统RPT方法和改进RPT(IRPT)方法进行了分析和验证,结果表明,这2种方法对于含有弥散可燃毒物的双重非均匀系统燃耗过程中依然存在相对较大的计算偏差;然后提出环形RPT(RRPT)方法和2步环形RPT(TRRPT)方法分别用于处理含单一颗粒类型和含2种颗粒类型的双重非均匀系统,通过含不同类型可燃毒物的算例验证并与蒙卡颗粒模型基准解对比可知,本文提出的RRPT方法和TRRPT方法可用于处理含弥散燃料和弥散可燃毒物的双重非均匀系统,相比传统方法具有更高计算精度和更广适用范围。 展开更多

关键词 颗粒弥散燃料 颗粒弥散可燃毒物 双重非均匀系统 传统体积均匀化方法(VHM) 环形RPT(RRPT)方法 两步环形RPT(TRRPT)方法

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热化截面库SabDEP制作与热化截面插值方法 被引量：2

14

作者 王冠博 王侃 余纲林 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第7期785-789,共5页

加工生成了基于ENDF/B-Ⅶ及其评价方法的新热化ACE(A Compact ENDF)截面库SabDEP(工程物理系热化截面库),包括轻水、重水、Be、石墨、H/Zr和Zr/H共6种材料,每种材料含6个温度点。对SabDEP库进行了微观截面比对验证和积分计算验证,重水... 加工生成了基于ENDF/B-Ⅶ及其评价方法的新热化ACE(A Compact ENDF)截面库SabDEP(工程物理系热化截面库),包括轻水、重水、Be、石墨、H/Zr和Zr/H共6种材料,每种材料含6个温度点。对SabDEP库进行了微观截面比对验证和积分计算验证,重水的截面相对于原来生成的截面有很大改进。在清楚ACE文件结构基础上,对热化截面开展了温度插值方法研究,取得了很好的插值结果。 展开更多

关键词 SabDEP 热化截面 ACE 插值

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基于ENDF/B-Ⅶ.1的热化截面库的加工方法研究 被引量：3

15

作者 李志峰 于涛 何丽华 《科学技术与工程》 北大核心 2013年第5期1165-1169,共5页

基于最新发布的评价核数据库ENDF/B-VII.1,以重要介质轻水和重水、氢化锆、石墨等材料为例,详细地说明了采用NJOY加工热化截面库的方法。将自制库与MCNP自带的基于ENDF/B-V的热化截面库tmccs进行比较分析,并开展了微观截面比对和积分计... 基于最新发布的评价核数据库ENDF/B-VII.1,以重要介质轻水和重水、氢化锆、石墨等材料为例,详细地说明了采用NJOY加工热化截面库的方法。将自制库与MCNP自带的基于ENDF/B-V的热化截面库tmccs进行比较分析,并开展了微观截面比对和积分计算。验证结果表明,自制库K_(inf)计算结果与tmccs库总体偏差很小,可以用于超临界水冷堆相关中子学参数的计算。 展开更多

关键词 ENDF B-VII 1库 截面比对 积分验证

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溶液堆燃料管理计算方法初步研究与程序研制 被引量：1

16

作者 李云召 吴宏春 +4 位作者 曹良志 彭思涛 卢皓亮 宋小明 姚栋 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第6期15-18,23,共5页

溶液型医用同位素生产堆的核燃料呈流动的水溶液形式。堆芯呈非结构、强各向异性散射,运行过程中会产生大量气体。针对堆芯燃料管理计算需要在线提取核素等特点,基于以三角形节块SN方法为模型的中子输运计算程序DNTR,开发了溶液堆堆芯... 溶液型医用同位素生产堆的核燃料呈流动的水溶液形式。堆芯呈非结构、强各向异性散射,运行过程中会产生大量气体。针对堆芯燃料管理计算需要在线提取核素等特点,基于以三角形节块SN方法为模型的中子输运计算程序DNTR,开发了溶液堆堆芯燃料管理计算程序FMSR,并利用该程序对溶液堆进行了模拟分析。结果表明,FMSR程序可在溶液堆堆芯燃料管理计算中试用。 展开更多

关键词 溶液堆 燃料管理计算 三角形节块方法SN FMSR

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溶液堆落棒及弹棒事故分析 被引量：1

17

作者 王昆鹏 徐晓燕 +3 位作者 吴宏春 曹良志 宋小明 姚栋 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第4期414-418,共5页

基于实验给出的溶液堆的气泡模型和温度模型,分别用点堆动力学和三维中子输运理论对溶液堆的瞬态进行了模拟和分析。利用研制的程序,对溶液堆不同工况、引入不同反应性的情况进行了模拟,得到了溶液堆可稳定的功率水平和事故情况下的功... 基于实验给出的溶液堆的气泡模型和温度模型,分别用点堆动力学和三维中子输运理论对溶液堆的瞬态进行了模拟和分析。利用研制的程序,对溶液堆不同工况、引入不同反应性的情况进行了模拟,得到了溶液堆可稳定的功率水平和事故情况下的功率波动。数值计算结果表明,基于点堆动力学和反应性反馈机制建立的模型,计算速度快,适合对溶液堆进行在线模拟和快速分析;而基于三维中子输运理论建立的模型,采用改进的准静态方法进行求解,计算精度较高,计算速度可接受,可用来对溶液堆进行精确的安全分析。 展开更多

关键词 溶液堆 瞬态 点堆动力学 改进的准静态方法

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ASCFR1.0/MC的研制及其在ASCFR固体慢化剂温度效应计算中的初步应用 被引量：1

18

作者 李志峰 于涛 谢金森 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第6期18-23,共6页

为研制出适用于改进型超临界水冷快堆的精确截面库(ASCFR1.0/MC),并将其应用于温度效应的计算中,首先使用快中子临界基准题JEZEBEL对截面加工程序(NJOY)中各模块的重要参数进行敏感度分析,详细比较不同输入参数对NJOY加工时间以及MCNP... 为研制出适用于改进型超临界水冷快堆的精确截面库(ASCFR1.0/MC),并将其应用于温度效应的计算中,首先使用快中子临界基准题JEZEBEL对截面加工程序(NJOY)中各模块的重要参数进行敏感度分析,详细比较不同输入参数对NJOY加工时间以及MCNP程序计算精度的影响,从而选择最为合理的输入参数。在此基础上,以2011年9月发布的ENDF/B-VII.1为基础库研制ASCFR1.0/MC,并针对该库应用多普勒反应性系数基准题进行基准验证。验证结果表明,ASCFR1.0/MC库的计算精度非常理想。最后针对改进型超临界水冷快堆(ASCFR)的固体慢化剂进行温度反应性系数的初步计算,发现ASCFR呈现正的慢化剂温度效应。 展开更多

关键词 ASCFR1 0 MC截面库 基准验证 慢化剂温度效应

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^(238)U/^(235)U裂变截面比与俘获裂变截面比测量分析

19

作者 张强 杨勇 +3 位作者 胡定胜 陈晓亮 吴明宇 杨佳音 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B06期114-116,共3页

在中国实验快堆(CEFR)中直接测量238 U的截面数据较困难且误差较大,但可通过测量其与235 U的截面比值来获取238 U的相关数据。本工作采用活化法测量238 U与235 U的裂变截面比及俘获裂变截面比(即σf8/σf5与σ8c/σf5),获取238 U的截面... 在中国实验快堆(CEFR)中直接测量238 U的截面数据较困难且误差较大,但可通过测量其与235 U的截面比值来获取238 U的相关数据。本工作采用活化法测量238 U与235 U的裂变截面比及俘获裂变截面比(即σf8/σf5与σ8c/σf5),获取238 U的截面数据并与MCNP计算结果进行比较。结果表明,CEFR的轴向转换区或反射层位置为最佳增殖区域。 展开更多

关键词 截面比 238U 235U 增殖

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基于CENDL-3.2的多群截面库含Be快临界基准分析

20

作者 吴军 刘仕倡 陈义学 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2022年第6期73-78,共6页

中国评价核数据库最新版CENDL-3.2(Chinese Evaluated Nuclear DataLibrary)已于2020年6月发布,对包括核工程计算中常用的^(235)U、^(238)U、^(239)Pu、^(56)Fe等134个核素的中子反应数据重新进行了评价和计算,与CENDL-3.1相比,CENDL-3.... 中国评价核数据库最新版CENDL-3.2(Chinese Evaluated Nuclear DataLibrary)已于2020年6月发布,对包括核工程计算中常用的^(235)U、^(238)U、^(239)Pu、^(56)Fe等134个核素的中子反应数据重新进行了评价和计算,与CENDL-3.1相比,CENDL-3.2数据种类和数据质量均有大幅提高。Be由于其散射截面大、吸收截面小,常被用作熔盐堆燃料载体盐成分之一,其反应截面数据的准确性在熔盐堆设计中不容忽视。基于CENDL-3.2评价核数据库,采用NJOY制作了199群中子、42群光子的MATXS格式多群截面库,挑选了35个含Be快临界基准对其进行检验分析,并与基于ENDF/B-7.1和JENDL-4.0的多群截面库计算结果进行对比。分析表明:基于CENDL-3.2多群截面库计算的26个基准题(74.29%)的结果与实验值偏差在0.5%以内,整体上优于ENDF/B-7.1和JENDL-4.0。表明CENDL-3.2中的Be数据和基于CENDL-3.2的多群截面库及其制作方法是可靠的,能够用于熔盐堆相关设计计算。 展开更多

关键词 CENDL-3.2 多群截面库 BE 快临界基准

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