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基于离散纵标输运计算方法的三维燃耗程序发展研究 被引量:3
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作者 李静惊 陈明亮 +5 位作者 郑善良 蒋洁琼 许德政 何兆忠 吴宜灿 FDS团队 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2007年第4期379-384,共6页
为了精确描述和分析具有强烈各向异性中子注量率空间分布的反应堆燃耗过程,本文实现了三维SN输运计算与燃耗计算的耦合,发展了相应的三维输运燃耗耦合计算程序。该程序系统采用接口程序自动耦合三维SN输运计算程序和同位素燃耗计算程序... 为了精确描述和分析具有强烈各向异性中子注量率空间分布的反应堆燃耗过程,本文实现了三维SN输运计算与燃耗计算的耦合,发展了相应的三维输运燃耗耦合计算程序。该程序系统采用接口程序自动耦合三维SN输运计算程序和同位素燃耗计算程序的方法实现对三维中子学计算模型的精细燃耗计算,获得燃料同位素成分、燃耗反应性、中子注量率空间分布等参数随燃耗时间的变化量。采用IAEA基准校核例题对程序系统进行了校核,计算结果初步证明了所开发的三维燃耗程序系统的正确性。 展开更多
关键词 燃耗 三维 输运 离散纵标法
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聚变发电反应堆双冷液态锂铅包层氚增殖中子学分析研究 被引量:3
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作者 李静惊 曾勤 吴宜灿 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2005年第1期86-90,49,共6页
针对聚变发电反应堆(FDS Ⅱ)双冷液态锂铅(DLL)包层进行了中子学设计与分析,设计主要的原则是满足聚变堆的氚自持,并在此基础上,分析计算DLL包层核热分布。中子学一维优化分析使用的程序是自主开发的多功能中子输运/燃耗/优化程序Visual... 针对聚变发电反应堆(FDS Ⅱ)双冷液态锂铅(DLL)包层进行了中子学设计与分析,设计主要的原则是满足聚变堆的氚自持,并在此基础上,分析计算DLL包层核热分布。中子学一维优化分析使用的程序是自主开发的多功能中子输运/燃耗/优化程序VisualBUS1.0以及相应的数据库HENDL1.0/MG。基于二维模型进行校核计算所使用的程序为MCNP4C,相应的数据库为FENDL 2/MC。 展开更多
关键词 液态锂 反应堆 包层 发电 学分 增殖 中子学设计 分析计算 优化程序 中子输运 自主开发 优化分析 校核计算 二维模型 数据库 聚变堆 热分布 DLL 多功能
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基于遗传算法的聚变驱动次临界堆嬗变包层长寿命锕系元素初装料中子学优化 被引量:2
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作者 李静惊 吴宜灿 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2004年第2期171-177,共7页
在聚变驱动次临界堆的多功能核废料嬗变包层中,长寿命锕系废料的嬗变处理是中子学设计中非常关心的问题。利用FDS课题组开发的多功能中子学程序系统VisualBUS1.0,针对该系统燃耗计算过程具有多变量和多目标函数复杂关系的特点,应用遗传... 在聚变驱动次临界堆的多功能核废料嬗变包层中,长寿命锕系废料的嬗变处理是中子学设计中非常关心的问题。利用FDS课题组开发的多功能中子学程序系统VisualBUS1.0,针对该系统燃耗计算过程具有多变量和多目标函数复杂关系的特点,应用遗传算法对嬗变包层的锕系废料嬗变区的初装料量进行了优化处理,使其在一定的物理和工程参数约束下,指导嬗变区的装料份额取值,分析嬗变区的装料份额对锕系废料的年燃耗深度等参数的影响。 展开更多
关键词 聚变 次临界堆 嬗变 遗传算法 中子学设计
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聚变发电反应堆概念设计研究 被引量:47
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作者 吴宜灿 汪卫华 +18 位作者 刘松林 李静惊 王红艳 陈红丽 陈明亮 张士杰 黄群英 黄德所 郑善良 曾勤 胡丽琴 柏云清 章毛连 李艳芬 李春京 冯岩 宋勇 龙鹏成 FDS课题组 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2005年第1期76-85,38,共11页
在广泛分析聚变能相关领域研究发展状况和国际热核聚变实验堆(ITER)物理与技术基础上,提出了一个考虑了技术可行性的聚变发电反应堆概念(称之为FDS Ⅱ)。这个概念具有ITER参数适量外推的等离子体物理与技术水平的聚变堆芯和具有发展潜... 在广泛分析聚变能相关领域研究发展状况和国际热核聚变实验堆(ITER)物理与技术基础上,提出了一个考虑了技术可行性的聚变发电反应堆概念(称之为FDS Ⅱ)。这个概念具有ITER参数适量外推的等离子体物理与技术水平的聚变堆芯和具有发展潜力的液态锂铅氚增殖包层,在对这个概念进行中子学、热工水力学、力学、安全与环境影响和经济学等一系列计算分析的基础上,给出了初步的概念设计和进一步设计优化的共性原则。 展开更多
关键词 反应堆 设计研究 发电 国际热核聚变实验堆 等离子体物理 技术可行性 热工水力学 技术基础 发展状况 发展潜力 计算分析 环境影响 设计优化 概念设计 聚变能 液态锂 R参数 ITE 中子学 经济学 堆芯
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聚变驱动次临界堆概念设计研究 被引量:53
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作者 吴宜灿 柯严 +25 位作者 郑善良 汪卫华 储德林 黄群英 刘晓平 许德政 王红艳 黄德所 朱晓翔 高纯静 李静惊 陈义学 吴斌 汪太平 柏云清 章毛连 刘松林 罗月童 刘萍 李春京 李强 童莉莉 翁晓毅 吴磊 王祥科 FDS课题组 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2004年第1期72-80,共9页
在深入分析相关领域研究发展状况的基础上,提出一个可实现核废料嬗变、可裂变重金属核燃料和氚核燃料增殖、产能等多种功能的次临界反应堆概念。概念有托卡马克实验装置参数适量外推的等离子体物理和技术水平的聚变堆芯、高压He气/液态L... 在深入分析相关领域研究发展状况的基础上,提出一个可实现核废料嬗变、可裂变重金属核燃料和氚核燃料增殖、产能等多种功能的次临界反应堆概念。概念有托卡马克实验装置参数适量外推的等离子体物理和技术水平的聚变堆芯、高压He气/液态LiPb双冷却系统嬗变包层。介绍了系统基本概况和参考结构形式,阐述了系统聚变等离子体物理学、包层中子物理学和包层热工水力学设计的基本原则和主要工程约束限制条件,指出系统相关的安全和潜在环境影响问题,给出典型的参考设计参数。 展开更多
关键词 聚变堆 次临界堆 概念设计 托卡马克实验装置 参数设计 安全性能
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大型集成多功能中子学计算与分析系统VisualBUS的研究与发展 被引量:28
6
作者 吴宜灿 李静惊 +16 位作者 李莹 曾勤 陈明亮 郑善良 许德政 蒋洁琼 卢磊 丁爱平 胡海敏 龙鹏程 柏云清 罗月童 曹瑞芬 邹俊 何兆忠 黄群英 FDS团队 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2007年第4期365-373,共9页
中子学计算与分析是反应堆物理与辐射防护设计、燃料循环管理优化和核安全分析的基础。在广泛深入调研国内外中子学程序发展现状和趋势的基础上,采用国际上先进的中子学模拟计算技术和现代计算机软件技术,设计和研发了基于网络的大型集... 中子学计算与分析是反应堆物理与辐射防护设计、燃料循环管理优化和核安全分析的基础。在广泛深入调研国内外中子学程序发展现状和趋势的基础上,采用国际上先进的中子学模拟计算技术和现代计算机软件技术,设计和研发了基于网络的大型集成多功能中子学计算与分析软件系统VisualBUS,可用于裂变、聚变和各类混合次临界反应堆系统以及加速器等辐射装置的计算与分析。一系列国际基准校验计算和实际应用表明了该系统的正确性和有效性。本文重点介绍该系统的研发概况、技术特点和测试与应用情况。 展开更多
关键词 中子学 计算 建模 可视化 VisualBUS
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ITER中国液态锂铅实验包层模块设计研究与实验策略 被引量:47
7
作者 吴宜灿 汪卫华 +18 位作者 刘松林 黄群英 郑善良 王红艳 陈红丽 陈明亮 柏云清 宋勇 章毛连 柯严 李春京 李艳芬 胡丽琴 刘萍 李静惊 李莹 许德政 曾勤 陈义学 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2005年第4期347-360,共14页
在广泛调研和深入分析国际聚变堆包层发展状况的基础上,根据液态锂铅包层一般特点和中国发展的系列液态锂铅包层概念设计,提出了一个具有演示氦气单冷却剂和氦气/锂铅双冷却剂包层技术的双功能包层模块实验系统方案,对其性能进行了分析... 在广泛调研和深入分析国际聚变堆包层发展状况的基础上,根据液态锂铅包层一般特点和中国发展的系列液态锂铅包层概念设计,提出了一个具有演示氦气单冷却剂和氦气/锂铅双冷却剂包层技术的双功能包层模块实验系统方案,对其性能进行了分析研究,作为中国向ITER实验包层工作组(TBWG)提交的液态包层实验模块最终设计描述文件的内容框架。总结了该工作主要内容,包括基本设计思想和方案描述、性能分析概况、对辅助系统的要求和实验策略与关键技术等。 展开更多
关键词 ITER 实验包层模块 液态锂铅 实验策略
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聚变驱动次临界堆双冷嬗变包层中子学设计与分析 被引量:14
8
作者 郑善良 吴宜灿 +3 位作者 高纯静 许德政 李静惊 朱晓翔 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2004年第2期164-170,共7页
对聚变驱动次临界堆的多功能双冷核废料嬗变包层进行了中子学设计和分析,设计目标是:①氚和钚燃料自持;②较少的初装料得到较高的废料嬗变率。使用的程序是自主开发的多功能中子输运/燃耗/优化程序VisuaIBUs1.0,相应的数据库是175群中子... 对聚变驱动次临界堆的多功能双冷核废料嬗变包层进行了中子学设计和分析,设计目标是:①氚和钚燃料自持;②较少的初装料得到较高的废料嬗变率。使用的程序是自主开发的多功能中子输运/燃耗/优化程序VisuaIBUs1.0,相应的数据库是175群中子/42群光子的多群数据库HENDL1.0/MG。 展开更多
关键词 聚变驱动 次临界堆 双冷嬗变 中子学设计 包层
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混合评价核数据库HENDL1.0的研制与基准检验 被引量:7
9
作者 许德政 吴宜灿 +4 位作者 高纯静 郑善良 李静惊 朱晓翔 刘海波 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2004年第4期366-376,共11页
为满足聚变 裂变次临界混合堆设计和其他相关研究的需要 ,以世界几个主要基本评价核数据库为数据来源 ,通过优选建立了名为HENDL1 .0 /E的多用途核数据库 ,采用国际通行的核数据库处理程序系统NJOY和TRANSX等程序制作了相应的工作数据... 为满足聚变 裂变次临界混合堆设计和其他相关研究的需要 ,以世界几个主要基本评价核数据库为数据来源 ,通过优选建立了名为HENDL1 .0 /E的多用途核数据库 ,采用国际通行的核数据库处理程序系统NJOY和TRANSX等程序制作了相应的工作数据库 ,其中包括多能群输运截面库HENDL1 .0 /MG、连续能量点状输运截面库HENDL1 .0 /MC、燃耗数据库HENDL1 .0 /BU和响应函数库HENDL1 .0 /RF ,利用世界上流行的中子输运程序对已有的一系列基准检验实验进行模拟计算和比较分析以检验混合库HENDL1 .0的正确性和有效性。 展开更多
关键词 核数据库 连续能量 检验实验 截面 临界 中子 聚变 燃耗 响应函数 裂变
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聚变发电反应堆双冷液态锂铅包层活化分析和废料处理 被引量:3
10
作者 陈明亮 黄群英 +2 位作者 李静惊 曾勤 吴宜灿 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2005年第2期178-183,142,共7页
使用中子学程序系统VisualBUS以及相应的数据库HENDL1.0/MG对聚变发电反应堆双冷液态锂铅包层中各部件活化特性进行了计算和分析,包括包层各部件在停堆后不同时间处的衰变余热、活性、剂量率和潜在生物危害,并在此基础上参照欧洲聚变堆... 使用中子学程序系统VisualBUS以及相应的数据库HENDL1.0/MG对聚变发电反应堆双冷液态锂铅包层中各部件活化特性进行了计算和分析,包括包层各部件在停堆后不同时间处的衰变余热、活性、剂量率和潜在生物危害,并在此基础上参照欧洲聚变堆安全和环境评估(SEAFP)策略中有关核废料处理标准评估了受到中子辐照后的包层各区材料在退役后的核废料处理工作,包括核废料应该或者可能采用何种方式进行处理及其被完全清除干净的可能性。 展开更多
关键词 材料 活化 包层 聚变发电反应堆
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S_N方法粒子输运计算程序自动建模关键技术问题研究 被引量:2
11
作者 胡海敏 李静惊 +2 位作者 李莹 郑善良 吴宜灿 《原子核物理评论》 CAS CSCD 北大核心 2006年第2期134-137,共4页
在充分调研和分析SN方法粒子输运计算程序自动建模方法的基础上,对建模过程中的模型文件格式识别、属性编辑、空腔处理及自动划分离散网格等关键技术问题进行了研究,并提出了合理可行的解决方法。通过对SNAM程序建模部分功能测试,验证... 在充分调研和分析SN方法粒子输运计算程序自动建模方法的基础上,对建模过程中的模型文件格式识别、属性编辑、空腔处理及自动划分离散网格等关键技术问题进行了研究,并提出了合理可行的解决方法。通过对SNAM程序建模部分功能测试,验证了这些方法的正确性和有效性。 展开更多
关键词 SN方法 CAD 建模 SNAM
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混合评价核数据库HENDL1.0/MG/MC研制 被引量:1
12
作者 许德政 高纯静 +5 位作者 郑善良 刘海波 朱晓翔 李静惊 吴宜灿 FDS Team 《原子核物理评论》 CAS CSCD 北大核心 2004年第4期415-418,共4页
根据世界几个主要核评价数据库,如ENDF/B 6(美国)、JEF 2.2(欧盟)、JENDL 3.2(日本)、BROND 2.2(俄罗斯)、CENDL 2.1(中国)和FENDL 2(IAEA/NDS),兼顾聚变、裂变以及聚变 裂变次临界混合堆设计研究的多种需要,经过甄别、筛选,最后集成为... 根据世界几个主要核评价数据库,如ENDF/B 6(美国)、JEF 2.2(欧盟)、JENDL 3.2(日本)、BROND 2.2(俄罗斯)、CENDL 2.1(中国)和FENDL 2(IAEA/NDS),兼顾聚变、裂变以及聚变 裂变次临界混合堆设计研究的多种需要,经过甄别、筛选,最后集成为包含213个核素的基本评价文件,名为HENDL1.0/E的核评价数据库.在此基础上,利用目前流行的群常数加工程序系统NJOY和输运截面制备程序TRANSX制作两套用于中子或/和光子输运计算的输运截面工作库:①参考Vitamin J能群结构制作了175群中子和42群光子、中子 光子耦合多群工作数据库HENDL1.0/MG,可用于离散纵标Sn法程序计算;②连续能群结构、紧凑ENDF(ACE)格式中子截面库HENDL1.0/MC,可用于蒙特卡罗方法输运计算,如MCNP.另外还制作了可用于燃耗(嬗变)计算的燃耗库BURNUP.LIB和响应函数库RESPONSE.LIB两个专用数据库.同时,也对HENDL1.0综合评价核数据库的有效性进行了抽样测试、基准检验和初步确认. 展开更多
关键词 群结构 核数据库 中子 光子 连续 聚变 截面 离散纵标 群常数 IAEA
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聚变驱动次临界堆输运燃耗计算二维效应分析研究 被引量:1
13
作者 蒋洁琼 刘海波 +4 位作者 李静惊 郑善良 许德政 罗乐 吴宜灿 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2006年第2期178-182,共5页
使用多功能中子学程序系统VisualBUS对聚变驱动次临界堆进行二维输运燃耗计算,分别使用与一维计算模型相同的材料份额、相同的初装质量和相同的初始keff三种情况与一维计算结果进行比较。计算结果的比较和分析表明,在相同材料体积份额... 使用多功能中子学程序系统VisualBUS对聚变驱动次临界堆进行二维输运燃耗计算,分别使用与一维计算模型相同的材料份额、相同的初装质量和相同的初始keff三种情况与一维计算结果进行比较。计算结果的比较和分析表明,在相同材料体积份额和相同初装质量情况下,二维计算的中子学参数与一维计算结果差别较大,而在相同初始keff条件下,两者结果较为接近,可以满足设计方案的中子学目标。 展开更多
关键词 聚变驱动 次临界 燃耗 二维
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HENDL1.1/MG数据库和VisualBUS1.0程序的临界基准计算与分析 被引量:3
14
作者 张春早 吴宜灿 +2 位作者 许德政 郑善良 李静惊 《原子核物理评论》 CAS CSCD 北大核心 2006年第2期142-145,共4页
使用自主开发的一维输运/燃耗/可视化计算程序系统V isualBUS1.0和HENDL1.1/MG数据库,对233U,235U和239Pu的热溶液临界球基准实验和237Np,241Am和244Cm的金属快裂变临界球问题进行校核。和国际上广泛使用的各种程序和数据库的模拟计算... 使用自主开发的一维输运/燃耗/可视化计算程序系统V isualBUS1.0和HENDL1.1/MG数据库,对233U,235U和239Pu的热溶液临界球基准实验和237Np,241Am和244Cm的金属快裂变临界球问题进行校核。和国际上广泛使用的各种程序和数据库的模拟计算结果以及相关实验结果进行综合对比和分析,初步验证了HENDL1.1/MG中裂变核素核数据的可靠性和应用性,同时也进一步证明了V isualBUS1.0程序的正确性。 展开更多
关键词 临界基准实验 HENDL1.1核数据库 VisualBUS1.0程序
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Integral Data Test of HENDL1.0/MG and VisualBUS with Neutronics Shielding Experiments (Ⅰ) 被引量:3
15
作者 高纯静 许德政 +2 位作者 李静惊 吴宜灿 邓铁如 《Plasma Science and Technology》 SCIE EI CAS CSCD 2004年第5期2507-2513,共7页
HENDL1.0/MG, a multi-group working library of the Hybrid Evaluated Nuclear Data Library, was home-developed by the FDS Team of ASIPP (Institute of Plasma Physics,Chinese Academy of Sciences) on the basis of several na... HENDL1.0/MG, a multi-group working library of the Hybrid Evaluated Nuclear Data Library, was home-developed by the FDS Team of ASIPP (Institute of Plasma Physics,Chinese Academy of Sciences) on the basis of several national data libraries. To validate and qualify the process of producing HENDL1.0/MG, simulating calculations of a series of existent spherical shell benchmark experiments (A1, Mo, Co, Ti, Mn, W, Be and V) have been performed with HENDL1.0/MG and the multifunctional neutronics code system named VisualBUS homedeveloped also by FDS Team. 展开更多
关键词 HENDL 视觉BUS 加速器驱动系统 原子核数据库 高能原子核物理
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Integral Data Benchmark of HENDL2.0/MG Compared with Neutronics Shielding Experiments 被引量:2
16
作者 蒋洁琼 许德政 +7 位作者 郑善良 何兆忠 胡杨林 李静惊 邹俊 曾勤 陈明亮 王明煌 《Plasma Science and Technology》 SCIE EI CAS CSCD 2009年第5期625-631,共7页
HENDL2.0, the latest version of the hybrid evaluated nuclear data library, wasdeveloped based upon some evaluated data from FENDL2.1 and ENDF/B-Ⅶ. To qualify andvalidate the working library, an integral test for the ... HENDL2.0, the latest version of the hybrid evaluated nuclear data library, wasdeveloped based upon some evaluated data from FENDL2.1 and ENDF/B-Ⅶ. To qualify andvalidate the working library, an integral test for the neutron production data of HENDL2.0 wasperformed with a series of existing spherical shell benchmark experiments (such as V, Be, Fe, Pb,Cr, Mn, Cu, A1, Si, Co, Zr, Nb, Mo, W and Ti). These experiments were simulated numericallyusing HENDL2.0/MG and a home-developed code VisualBUS. Calculations were conducted withboth FENDL2.1/MG and FENDL2.1/MC, which are based on a continuous-energy Monte CarloCode MCNP/4C. By comparison and analysis of the neutron leakage spectra and the integral test,benchmark results of neutron production data are presented in this paper. 展开更多
关键词 数值模拟实验 中子屏蔽 基准 生产数据 核数据评价 蒙特卡洛法 最新版本 验证工作
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Integral Data Test of HENDL1.0/MG with Neutronics Shielding Experiments (Ⅱ)
17
作者 高纯静 许德政 +2 位作者 李静惊 吴宜灿 邓铁如 《Plasma Science and Technology》 SCIE EI CAS CSCD 2004年第6期2596-2600,共5页
The multi-group working nuclear data library HENDL1.0/MG is numerically tested with a series of existent benchmark spherical shell experiments (Si, Cr, Fe, Cu, Zr and Nb) by calculations using the multi-functional neu... The multi-group working nuclear data library HENDL1.0/MG is numerically tested with a series of existent benchmark spherical shell experiments (Si, Cr, Fe, Cu, Zr and Nb) by calculations using the multi-functional neutronics code VisualBUS. The ratio of calculated/measured neutron leakage rates and the neutron leakage spectra are presented in tabular and figural forms. The results from the calculations with the code ANISN and IAEA data library FENDL2.0/MG were also included for comparison, where the origination of the data used is different from that of HENDL1.0/MG. 展开更多
关键词 分子数据库 光子耦合 能量结构 HENDL 计算机仿真
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