向量裂变谱与矩阵裂变谱对临界计算的影响 

用蒙特卡罗方法及可适应多种截面的三维多群P3 中子输运蒙特卡罗程序MCMG ,计算比较了不同裂变材料使用向量裂变谱与矩阵裂变谱的计算结果 ,通过与MCNP程序结果的比较 ,确信两种裂变谱对计算结果的影响是存在的 ,但对计算结果不会带来本质影响 .同时还比较了不同中子截面库计算结果
《计算物理》  2002年 第01期 下载次数(53)| 被引次数(3)

基于S_N方法的反应堆压力容器快中子注量率计算方法研究 

反应堆压力容器(RPV)快中子注量率的精确计算,可有效评估压力容器寿期内材料辐照损伤程度并为延寿技术提供可靠的数据支持。离散纵标法(SN方法)在解决深穿透屏蔽问题上优势显著,为RPV快中子注量率计算的主要方法之一。基于SN方法的RPV快中子注量率计算过程及关键参数设置复杂,诸多的影响因素会对计算结果引入不可忽略的偏差,...
华北电力大学(北京)  硕士论文  2017年 下载次数(60)| 被引次数(2)

一种高保真时空中子动力学计算的加速方法 

一种高保真时空中子动力学计算的加速方法,包括如下步骤:1、使用一步法计算反应堆临界状态下的中子通量密度与先驱核浓度;2、执行截面扰动,开始时空中子动力学计算;3、在大时间步长内使用一步法进行输运计算,获得预估的中子通量密度;4、在中等时间步内进行CMFD计算,同时采用全局加速因子方法进行加速,在最小时间步内进行点堆计算...
西安交通大学  中国专利  2019年 下载次数(0)| 被引次数(0)

一种高保真时空中子动力学计算的加速方法 

一种高保真时空中子动力学计算的加速方法,包括如下步骤:1、使用一步法计算反应堆临界状态下的中子通量密度与先驱核浓度;2、执行截面扰动,开始时空中子动力学计算;3、在大时间步长内使用一步法进行输运计算,获得预估的中子通量密度;4、在中等时间步内进行CMFD计算,同时采用全局加速因子方法进行加速,在最小时间步内进行点堆计算...
西安交通大学  中国专利  2017年 下载次数(0)| 被引次数(0)

一种精确计算核反应堆内时空中子分布的方法 

一种精确计算核反应堆时空中子分布的方法,包括如下步骤:1、使用一步法直接求解稳态中子输运方程获得稳态状态下的中子通量密度分布以及先驱核浓度;2、在0.25ms内求解时空中子输运方程,通过0.25时刻的中子通量密度与中子通量密度形状函数获得0.25ms的幅值,此幅值作为点堆计算的初始值;3、在大步长内使用一步法计算时空中...
西安交通大学  中国专利  2017年 下载次数(0)| 被引次数(0)

热中子和裂变谱中子诱发~(235)U裂变时几个核素累计产额的绝对测量 

本文用放化法测定了~(235)U热中子裂变时~(95)Zr,~(99)Mo和~(144)Ce的绝对累计产额,其结果分别为(6.39±0.21)%,(6.08±0.16)%和(5.34±0.34)%,以及~(235)U裂变谱中子裂变时~(95)Zr,~(99)Mo,~(103)Ru,~(106)Ru,~(144)Ce和~...
《核化学与放射化学》  1980年 第01期 下载次数(21)| 被引次数(3)

基于~(10)B靶的金属钚质量属性研究 

金属钚是制造核弹头的重要核材料,军控核查中对于金属钚的核查技术研究已经趋于成熟。目前对于金属钚质量属性的核查主要是利用BF_3、~3He探测器或者裂变室测量中子计数,并通过迭代修正得到。本论文目的在于探讨一种新的测量中子的方法,即通过~(10)B靶把裂变中子转化为γ光子,间接获取中子信息。 本论文拟利用金属钚...
中国工程物理研究院  硕士论文  2009年 下载次数(96)| 被引次数(0)

加速器驱动次临界堆堆芯物理概念研究 

分析了加速器驱动次临界堆堆芯的裂变核素增殖和平衡条件、主要长寿命放射性废物的积累、裂变产物毒性的影响及次临界堆的运行周期、输出功率和能量增益等主要性质,并对次临界热堆和次临界快堆的物理性质进行了比较。在简单的球形几何条件下,分析了铀-铅和钍-重水组成的快-热耦合的次临界系统的物理性质。
《原子能科学技术》  1999年 第02期 下载次数(283)| 被引次数(8)

反应堆堆芯中子能谱在线测量方法研究 

先进核能系统研究的快速发展对核安全提出了更高的要求,同时堆内核测量技术面临更大的挑战。中子能谱是反应堆研究的核心参数之一,发展堆芯中子能谱的在线测量技术对提高核能系统安全有着重要意义。现有反应堆堆芯的中子能谱主要采用离线活化法测量。在线能谱测量技术尚不完善,如3He、6Li夹心谱仪等测量技术存在抗辐照能力差,探测能量范...
中国科学技术大学  博士论文  2018年 下载次数(155)| 被引次数(1)

中子能谱在反应堆屏蔽计算中的应用分析研究 

在反应堆的屏蔽设计中多采用蒙特卡罗中子-光子耦合输运程序(MCNP)计算反应堆压力容器和堆内构件的中子注量率,用以评估中子对结构材料的辐照损伤。MCNP在计算这类固定源问题时,源强的能量分布多采用MCNP自带的Maxwell裂变中子能谱或Watt裂变中子能谱,它们是典型能量的入射中子对应的向量裂变能谱。然而真正的裂变中...
《核动力工程》  2018年 第S1期 下载次数(58)| 被引次数()

基于MCNP的压力容器快中子注量率计算参数敏感性分析 

本文以NUREG/CR-6115PWR压力容器注量计算基准题中的标准堆芯装载模式为基础,使用MCNP程序及基于ENDF/B-Ⅵ库的连续能量截面库对其进行了压力容器快中子注量率(E1.0 MeV)的计算,并在此基础上对截面库、燃耗、裂变谱以及NONU卡等影响计算精度的因素进行了敏感性分析。结果表明,上述参数对基准模型快...
《原子能科学技术》  2011年 第02期 下载次数(271)| 被引次数(8)

行波堆物理分析方法及物理特性研究 

行波堆是一种革新概念反应堆,堆芯内易裂变核素原位产生并消耗,寿期内反应性波动小,重要物理特性参数保持一定形状不变在堆内传播。行波堆可利用天然铀、贫铀或压水堆乏燃料,为核能大规模发展所遇到的铀资源供应和乏燃料后处理问题提供一个全新的解决方案。目前国际上行波堆研究处于概念探索阶段,为深入探究行波堆相关物理特性,为工程化应用...
清华大学  博士论文  2014年 下载次数(418)| 被引次数(3)

基于OpenMC的反应堆临界与屏蔽验证研究 

随着核电“走出去”战略步伐的加快,核动力厂安全分析用计算机软件的自主化日益重要,目前国内三大核电集团均在开发拥有自主知识产权的核动力厂安全分析用计算机软件,国家核安全局已将核动力厂安全分析用计算机软件评价作为一项基础性工作,环保部提出了“核动力厂安全分析用计算机软件评估数据共享平台”项目,将使用验证后的基准题库来支持国...
南华大学  硕士论文  2018年 下载次数(73)| 被引次数()

快中子能区~9σ_f/~5σ_f的测量 

~(239)Pu作为一种用于快堆和核武器的重要的核燃料,它的裂变截面(记为~9σ_f)是一个很重要的数据,因此,近三十年来,人们用各种方法对这一数据进行了反复的测量。尽管如此,各家数据的分歧依然存在。由于~(235)U的裂变截面(记作~5σ_f)测量得比较仔细和系统,截面随能量的变化也比较平滑,常把~5σ_f作标准截面...
《原子能科学技术》  1981年 第01期 下载次数(17)| 被引次数(0)

反应堆压力容器快中子注量计算方法研究 

本论文应用离散纵坐标方法(SN)来进行压力容器中子注量计算。当反应堆要达到他们的设计寿命时,由于核电厂要延长运行,出于安全性和经济性的考虑,需要对压力容器结构完整性做出精确的评价。压力容器持续地受到高能中子的辐照,材料性能会逐渐劣化,所以其快中子注量成为必须得知的辐照损伤参数。采用SN方法是因为它能够有效地解决中子深穿...
上海交通大学  硕士论文  2012年 下载次数(354)| 被引次数(3)

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