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基于ENDF/B-VII.0评价库的多群参数库MUSE1.0的开发与初步验证 被引量:6
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作者 陈义学 陈朝斌 +3 位作者 吴军 杨寿海 张斌 陆道纲 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第2期6-10,15,共6页
采用NJOY程序研制了基于ENDF/B-VII.0评价库的172群中子-42群光子多群截面库(MUSE1.0),该库的权重谱采用Vitanim-e谱,角分布采用勒让德P6近似;热散射数据由自由气体模型产生,共振自屏修正选择了10组背景截面。该库含有293、600、800、90... 采用NJOY程序研制了基于ENDF/B-VII.0评价库的172群中子-42群光子多群截面库(MUSE1.0),该库的权重谱采用Vitanim-e谱,角分布采用勒让德P6近似;热散射数据由自由气体模型产生,共振自屏修正选择了10组背景截面。该库含有293、600、800、900 K等温度下的截面数据;采用GENDF、MATXS和ACE多群3种格式存储。采用MCNP程序,从临界计算和屏蔽计算两个方面对该库进行较全面检验。结果表明,MUSE1.0在临界计算以及屏蔽计算方面具有较强的通用性,对于热散射效应以及共振自屏效应具有较好地描述能力,可以满足超临界水堆概念设计研究方面的应用要求。 展开更多
关键词 endf/b-vii.0评价库 多群参数库 积分检验 MCNP程序
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基于ENDF/B-Ⅶ.0核评价库的ACE格式参数制作与初步检验 被引量:8
2
作者 陈朝斌 陈义学 +2 位作者 胡泽华 吴军 张本爱 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第9期834-838,共5页
2006年发布的ENDF/B-Ⅶ.0评价库较2001年发布的ENDF/B-Ⅵ.8有许多改进之处,与临界积分检验装置实验结果符合得更好。采用NJOY程序及ENDF/B-Ⅶ.0评价库中子入射子库,制作了MCNP系列程序使用的ACE格式参数。阐述了新评价库的特点和参数库... 2006年发布的ENDF/B-Ⅶ.0评价库较2001年发布的ENDF/B-Ⅵ.8有许多改进之处,与临界积分检验装置实验结果符合得更好。采用NJOY程序及ENDF/B-Ⅶ.0评价库中子入射子库,制作了MCNP系列程序使用的ACE格式参数。阐述了新评价库的特点和参数库的制作过程,重点叙述了对参数库的检验。结果表明,制作的参数库是正确的,可供用户使用。 展开更多
关键词 .0}b-Ⅶ.0评价库 ACE格式 积分检验 MCNP程序
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蒙卡程序计算临界基准题测试检验ENDF/B-Ⅷ.0核数据库 被引量:2
3
作者 刘晓波 胡泽华 《强激光与粒子束》 CAS CSCD 北大核心 2022年第2期63-67,共5页
采用MCNP程序和ENDF/B-Ⅶ.1,ENDF/B-Ⅷ.0核数据库,对119个模型构成的临界基准题进行了临界计算测试检验。此临界基准题模型包含;U、高浓铀、中浓铀、低浓铀和钚材料的临界实验系统,中子能量覆盖了快中子、中能中子和热中子能谱。采用END... 采用MCNP程序和ENDF/B-Ⅶ.1,ENDF/B-Ⅷ.0核数据库,对119个模型构成的临界基准题进行了临界计算测试检验。此临界基准题模型包含;U、高浓铀、中浓铀、低浓铀和钚材料的临界实验系统,中子能量覆盖了快中子、中能中子和热中子能谱。采用ENDF/B-Ⅷ.0核数据库的计算有效增殖因子keff结果与基准实验结果相对偏差的均值和标准差分别为-68.98×10^(-5)和407.88×10^(-5),检验计算keff结果与基准实验结果的偏差与基准实验不确定度比值在1σ(σ为标准不确定度)以内、1σ~3σ区间和大于3σ的数量分别为107,9和3个;将此结果与相同条件下ENDF/B-Ⅶ.1核数据库的计算结果进行了比较,表明ENDF/B-Ⅷ.0核数据库对临界计算更准确,与实验模型结果符合更好。 展开更多
关键词 蒙卡程序 临界基准题 核数据 .0}b-Ⅷ.0 测试检验
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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
4
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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基于不同ENDF格式数据库的MCNP温度相关中子截面库研究 被引量:3
5
作者 邹旸 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第3期12-16,共5页
使用截面加工程序NJOY生成以针对最新释放的ENDF/B-VII和CENDL-3.1评价核数据截面库为基础库的2个ACE格式的温度相关中子截面库。使用压水堆多普勒数值基准题对生成的2个ACE格式截面库进行基准验算。验算结果表明,所生成的2个温度截面... 使用截面加工程序NJOY生成以针对最新释放的ENDF/B-VII和CENDL-3.1评价核数据截面库为基础库的2个ACE格式的温度相关中子截面库。使用压水堆多普勒数值基准题对生成的2个ACE格式截面库进行基准验算。验算结果表明,所生成的2个温度截面库在有效增殖系数、多普勒反应性亏损、多普勒反应性系数方面均与原基准题吻合良好,说明评价核数据截面库ENDF/B-VII和CENDL-3.1能很好地应用于ACE格式的截面库的制作。 展开更多
关键词 endf/b-vii CENDL-3.1 温度相关截面库 基准验算
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Bamboo-Lattice程序多群截面数据库的改进
6
作者 王冬勇 吴宏春 +1 位作者 李云召 贺清明 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第8期1367-1373,共7页
本文基于ENDF/B-Ⅶ.0核评价数据库,利用核数据加工处理程序NJOY及LATTICE_PRE为Bamboo-Lattice程序研制了一套改进后的多群截面数据库NECL2.0。基于基准题和数值分析的结果表明:采用NECL2.0数据库计算得到的燃料组件的kinf、裂变率分布... 本文基于ENDF/B-Ⅶ.0核评价数据库,利用核数据加工处理程序NJOY及LATTICE_PRE为Bamboo-Lattice程序研制了一套改进后的多群截面数据库NECL2.0。基于基准题和数值分析的结果表明:采用NECL2.0数据库计算得到的燃料组件的kinf、裂变率分布、少群均匀化截面与参考解均吻合很好;考虑银铟镉共振对kinf的计算精度可提高近1 000pcm,与参考解相比最大裂变率相对偏差从-0.97%降低到-0.53%;考虑包壳锆的共振对kinf的计算精度可提高约60pcm。 展开更多
关键词 bamboo-Lattice .0}b-Ⅶ.0 多群截面数据库 银铟镉共振 包壳锆共振
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CENDL-3.2与ENDF/B-Ⅷ.0的^(56)Fe评价截面对屏蔽计算影响研究
7
作者 张斌 马续波 +2 位作者 胡馗 陈义学 吴海成 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第1期57-63,共7页
CENDL-3.2评价库对^(56)Fe非弹性散射截面进行了更新,为了验证其与ENDF/B-Ⅷ.0评价库中截面以及屏蔽计算能力的差异,通过NJOY2016程序对^(56)Fe共振重造后的非弹性散射、总截面等微观截面进行了比较;并制作了多群截面,在^(56)Fe非弹性... CENDL-3.2评价库对^(56)Fe非弹性散射截面进行了更新,为了验证其与ENDF/B-Ⅷ.0评价库中截面以及屏蔽计算能力的差异,通过NJOY2016程序对^(56)Fe共振重造后的非弹性散射、总截面等微观截面进行了比较;并制作了多群截面,在^(56)Fe非弹性散射能量范围对以^(56)Fe为主要核素的3个系列屏蔽基准题ILL-Fe、OKTAVIAN-Fe、IPPE-Fe进行了屏蔽计算性能的比较。结果表明,CENDL-3.2评价库的非弹性散射截面在4~12 MeV能量范围内低于ENDF/B-Ⅷ.0评价库的结果;多群截面基准题验证表明,CENDL-3.2评价库计算结果与实验值总体符合较好;对于OKTAVIAN-Fe基准题,在0.1~1 MeV能量范围内两评价库计算结果吻合较好。此外,所有基准题验证结果都有共同的现象,即在^(56)Fe非弹性散射截面占主要贡献的1~10 MeV能量范围内,CENDL-3.2的计算结果比ENDF/B-Ⅷ.0的计算结果偏高。 展开更多
关键词 ^(56)Fe 非弹性散射截面 CENDL-3.2评价库 .0}b-Ⅷ.0评价库 屏蔽计算
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不同评价核数据库对堆芯物理计算结果有效增殖系数的影响与分析 被引量:1
8
作者 秦凯文 杨波 +3 位作者 刘豪杰 钱云琛 王子鸣 刘义保 《科学技术与工程》 北大核心 2023年第3期1063-1068,共6页
核数据的准确性影响反应堆安全,在反应堆堆芯物理计算过程中具有重要意义。为了研究不同核数据库对临界计算结果有效增殖系数的影响,基于核数据处理程序NJOY21对国际上最新的5个评价核数据库ENDF/B-Ⅷ.0、JENDL5、JEFF3.3、BROND3.1、CE... 核数据的准确性影响反应堆安全,在反应堆堆芯物理计算过程中具有重要意义。为了研究不同核数据库对临界计算结果有效增殖系数的影响,基于核数据处理程序NJOY21对国际上最新的5个评价核数据库ENDF/B-Ⅷ.0、JENDL5、JEFF3.3、BROND3.1、CENDL3.2进行制作,选取专门用于核数据检验的119道临界基准模型,利用MCNP6.1开展临界计算。通过统计分析不同核数据库计算结果与基准实验结果的偏差与基准实验不确定性的比值及其三个特征量来判断核数据库对临界计算的影响。结果表明:采用ENDF/B-VIII.0核数据库的临界计算结果准确性更高,其中BROND3.1和CENDL3.2核数据库在临界计算过程中出现了较大误差,通过数据分析发现其主要原因是BROND3.1和CENDL3.2核数据库缺乏热中子散射截面数据S(α,β)。将ENDF/B-VIII.0核数据库中的热中子散射截面数据S(α,β)导入BROND3.1、CENDL3.2核数据库中进行临界模拟,计算结果发生了明显改善。因此,建议在今后的核数据评价工作中尽快完善热中子散射截面数据S(α,β),以提高核数据库在反应堆物理计算过程中的准确性。 展开更多
关键词 .0}b-viiI.0核数据库 临界计算 热中子散射截面数据S(α β) MCNP6.1
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基于热管冷却反应堆堆芯有效增殖系数的敏感性分析
9
作者 李凯旋 张勤拓 +2 位作者 魏强林 刘义保 杨波 《能源研究与管理》 2023年第3期58-63,共6页
核数据作为反应堆计算的输入参数,其敏感性对堆芯物理计算至关重要。基于美国橡树岭实验室开发的反应堆蒙特卡洛中子输运程序MCNP6.1,以美国爱荷华国家实验室(INL)设计的热管冷却反应堆INL Design A为研究对象,调用美国的ENDF/B-Ⅷ.0评... 核数据作为反应堆计算的输入参数,其敏感性对堆芯物理计算至关重要。基于美国橡树岭实验室开发的反应堆蒙特卡洛中子输运程序MCNP6.1,以美国爱荷华国家实验室(INL)设计的热管冷却反应堆INL Design A为研究对象,调用美国的ENDF/B-Ⅷ.0评价核数据库,对堆芯处于热态(1000 K)零功率且控制棒均未插入工况时的堆芯有效增殖系数进行敏感性分析。计算结果表明:有效增殖系数对235U的平均裂变中子数产额、裂变反应截面敏感性系数分别高达0.88702、0.52898;高能区的235U的平均裂变中子数产额和裂变反应截面,238U平均裂变中子数和裂变截面,^(16)O、^(27)Al和^(56)Fe弹性散射截面,中能区的^(238)U(n,γ)反应截面,^(16)O、^(27)Al和^(56)Fe弹性散射截面具有较大的敏感性,在反应堆物理计算过程中应重点关注。 展开更多
关键词 热管冷却反应堆 .0}b-Ⅷ.0 有效增殖系数keff 敏感性
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The high-energy multi-group HEST1.0 library based on ENDF/B-Ⅶ.0: development, verification and preliminary application
10
作者 吴军 陈义学 +3 位作者 王伟金 殷雯 梁天骄 贾学军 《Chinese Physics C》 SCIE CAS CSCD 2012年第3期275-280,共6页
ENDF/B-Ⅶ.0, which was released by the USA Cross Section Evaluation Working Group (CSEWG) in December 2006, was demonstrated to perform much better than previous ENDF evaluations over a broad range of benchmark expe... ENDF/B-Ⅶ.0, which was released by the USA Cross Section Evaluation Working Group (CSEWG) in December 2006, was demonstrated to perform much better than previous ENDF evaluations over a broad range of benchmark experiments. A high-energy (up to 150 MeV) multi-group library set named HEST1.0 with 253-neutron and 48-photon groups has been developed based on ENDF/B-Ⅶ.0 using the N JOY code. This paper provides a summary of the procedure to produce the library set and a detailed description of the verification of the multi-group library set by several shielding benchmark devices, in particular for high-energy neutron data. In addition, the first application of HEST1.0 to the shielding design of the China Spallation Neutron Source (CSNS) is demonstrated. 展开更多
关键词 .0}b-Ⅶ.0 multi-group library 150 MeV HEST1.0 SN method
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MCNP程序用热中子散射数据制作和检验 被引量:3
11
作者 陈朝斌 陈义学 +2 位作者 胡泽华 王佳 吴军 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第11期1335-1340,共6页
基于ENDF/B-Ⅶ.0评价库,以前已陆续研制了可供MCNP程序使用的连续截面库,以及多套多个温度、多组邦达连柯背景截面修正的多群参数库。本文采用NJOY程序以及ENDF/B-Ⅶ.0评价库热散射子库,完成了MCNP程序使用热中子散射数据库S(α,β)的... 基于ENDF/B-Ⅶ.0评价库,以前已陆续研制了可供MCNP程序使用的连续截面库,以及多套多个温度、多组邦达连柯背景截面修正的多群参数库。本文采用NJOY程序以及ENDF/B-Ⅶ.0评价库热散射子库,完成了MCNP程序使用热中子散射数据库S(α,β)的制作和检验。比较了自制库与MCNP自带基于ENDF/B-Ⅵ版热散射数据库(sab2002),对改进较明显的重要介质"轻水中氢"和"重水中氘"给出了分析说明。通过48个基准装置keff计算结果可看出,MCNP程序自带热中子散射库sab2002与自制库thb70计算的keff整体上偏差不大,keff平均偏差约65pcm。 展开更多
关键词 .0}b-Ⅶ.0 热中子散射 MCNP 积分检验
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基于医院中子照射器Ⅰ型堆的MCNP中子截面库研制
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作者 王立鹏 江新标 +3 位作者 赵柱民 朱养妮 陈立新 周永茂 《中国工程科学》 北大核心 2012年第8期42-46,共5页
利用NJOY程序制作了用于医院中子照射器Ⅰ型堆(in-hospital neutron irradiator mark 1 reactor,IHNI-1)物理计算的MCNP中子截面库。着重考虑了反应堆运行温度范围内的温度点,制作了多温度点ACE(a compact ENDF)格式中子截面数据库。利... 利用NJOY程序制作了用于医院中子照射器Ⅰ型堆(in-hospital neutron irradiator mark 1 reactor,IHNI-1)物理计算的MCNP中子截面库。着重考虑了反应堆运行温度范围内的温度点,制作了多温度点ACE(a compact ENDF)格式中子截面数据库。利用MCNP/4B自带库验证了自制库的正确性,利用ICSBEP(International Criticality Safety Benchmark Evalution Project,国际临界安全基准评价工程手册)基准题对结果进行了验证和反应性温度系数计算,分析了不同参数的影响作用。结果表明,所制作的截面库是正确的,能够用于IHNI-1反应堆物理设计计算。 展开更多
关键词 NJOY endf/bvii.0评价库 MCNP ACE格式
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基于贝叶斯更新方法的^(235) U热中子独立裂变产额协方差估计 被引量:1
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作者 王毅箴 崔梦蕾 +3 位作者 郭炯 邬颖杰 刘保坤 李富 《现代应用物理》 2021年第1期13-19,共7页
基于贝叶斯更新方法,利用ENDF/B-VII.1数据库中^(235) U热中子累积裂变产额的不确定度及裂变系统的物理约束条件,对^(235) U热中子独立裂变产额协方差矩阵进行了估计与分析。结果表明,多数核素独立裂变产额的不确定度与更新前相比均减小... 基于贝叶斯更新方法,利用ENDF/B-VII.1数据库中^(235) U热中子累积裂变产额的不确定度及裂变系统的物理约束条件,对^(235) U热中子独立裂变产额协方差矩阵进行了估计与分析。结果表明,多数核素独立裂变产额的不确定度与更新前相比均减小约30%,在独立裂变产额较大的两峰处,独立裂变产额不确定度减小的幅度较大。根据更新后的独立裂变产额协方差矩阵,分析认为,多数核素的独立裂变产额间存在弱相关性,相关系数小于0.25,且多数为负相关。其中,由累积裂变产额不确定度引起的相关性多集中在各个独立裂变产额的质量链内,而由裂变系统的物理约束引起的相关性多集中于独立裂变产额较大的两峰处。 展开更多
关键词 独立裂变产额 endf/b-vii.1 贝叶斯更新方法 协方差数据 不确定性分析
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压水堆MATXS格式数据库研制与验证
14
作者 霍小东 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2014年第4期454-461,共8页
美国国家核数据中心(NNDC)已经正式发布了ENDF/B-VII评价核数据库,为了在压水堆核电厂设计和运行服务中应用国际上最新的评价核数据库研究成果,本文采用NJOY核数据库处理程序系统,研制了MATXS格式数据库。为了提高数据库制作效率、减少... 美国国家核数据中心(NNDC)已经正式发布了ENDF/B-VII评价核数据库,为了在压水堆核电厂设计和运行服务中应用国际上最新的评价核数据库研究成果,本文采用NJOY核数据库处理程序系统,研制了MATXS格式数据库。为了提高数据库制作效率、减少输入错误,本文研制了自动化NJOY输入文件生成程序AGNI,使用该程序完成了MATXS238的研制。并使用离散纵标程序DORT和ANISN对数据库进行了验证,验证结果表明:理论计算结果和实验值符合良好,可用于工程设计。本文为基础性的研究工作,制作数据库的方法可以推广到更前沿的反应堆研究领域和临界安全分析领域,此数据库的研制为先进反应堆(如次临界能源堆,超临界水堆、快堆等)研究、设计以及临界安全分析奠定了基础。 展开更多
关键词 endf/b-vii MATXS 压水堆 核数据库 先进反应堆
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基于OpenMC的多群截面库制作及有效性验证 被引量:4
15
作者 洪爽 杨永伟 +1 位作者 张璐 高育翠 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2017年第4期43-48,共6页
OpenMC是麻省理工大学计算反应堆物理组开发的开源蒙特卡罗程序,能够方便地制作适用于特定堆芯中子能谱分布的多群反应截面及高阶勒让德散射截面以用于离散坐标输运程序ANISN的计算。本文基于ENDF/B-Ⅶ.1和CENDL-3.1评价数据库,利用Ope... OpenMC是麻省理工大学计算反应堆物理组开发的开源蒙特卡罗程序,能够方便地制作适用于特定堆芯中子能谱分布的多群反应截面及高阶勒让德散射截面以用于离散坐标输运程序ANISN的计算。本文基于ENDF/B-Ⅶ.1和CENDL-3.1评价数据库,利用OpenMC计算制作了ANSIN格式的多群截面并通过基准题的计算验证计算结果的准确性。通过截面转换程序的编写,将OpenMC给出的堆芯各阶勒让德散射分量,堆芯中子能谱分布,散射、吸收反应率以及裂变中子产生速率等信息转换为ANISN程序可读取的截面库格式。采用制作的截面库利用ANINS计算有效中子增殖因子及堆芯中子通量分布。结果表明,ANISN确定论的计算结果与OpenMC给出的蒙特卡罗计算结果相吻合,验证了这种方法可有效地为ANISN提供截面数据,将来可推广应用于二维、三维确定论中子输运计算。 展开更多
关键词 OpenMC 多群截面 ANISN endf/bvii.11 CENDL-3.1
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TMSR-SF高温下多群核数据库的研究
16
作者 周雪梅 王小鹤 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2014年第12期47-51,共5页
基于最新发布的评价核数据库ENDF/B-VII.1,简要介绍了利用标准程序NJOY加工固态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)中子能谱测量所需温度下多群截面库的过程。详细分析了两个典型的核素加工所得核反应道... 基于最新发布的评价核数据库ENDF/B-VII.1,简要介绍了利用标准程序NJOY加工固态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)中子能谱测量所需温度下多群截面库的过程。详细分析了两个典型的核素加工所得核反应道的多群截面与温度的关系,并将不同温度下的截面库用于中子能谱测量,分析了中子能谱测量结果的误差与温度所引起截面库变化的关系。结果表明,不同类型核反应道的截面所受温度影响不同,特别是核素对超热中子的截面存在共振峰问题受温度影响最大,这是由于多普勒效应影响,所以中子能谱测量结果受核反应道选择的影响符合物理规律,加工所得873 K下的核截面库可用于TMSR-SF相关中子能谱测量。 展开更多
关键词 endf/b-vii.1 中子能谱 多群核截面加工 TMSR—SF反应堆
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压水堆离散纵标屏蔽设计多群参数库的开发与初步验证 被引量:1
17
作者 彭超 丁谦学 +1 位作者 梅其良 付亚茹 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第3期19-23,共5页
利用最新发布的评价数据库ENDF/B-Ⅷ.0制作了压水堆输运计算所需的多群参数库。多群参数库的制作通过NJOY、PUFF-Ⅳ和SCALE6.1程序实现,首先由NJOY核数据处理系统将ENDF格式的中光子截面文件加工成精细群参数库,再由PUFF-Ⅳ程序中的SMI... 利用最新发布的评价数据库ENDF/B-Ⅷ.0制作了压水堆输运计算所需的多群参数库。多群参数库的制作通过NJOY、PUFF-Ⅳ和SCALE6.1程序实现,首先由NJOY核数据处理系统将ENDF格式的中光子截面文件加工成精细群参数库,再由PUFF-Ⅳ程序中的SMILER模块转换成AMPX格式供SCALE6.1程序中BONAMI模块进行共振自屏修正计算,最后通过并群计算以及格式转换模块生成适合离散纵标(SN)程序使用的ANISN格式的47群中子-20群光子的多群截面库。通过与OECD/NEA发布基准题的验证比较,证明了此参数库加工方法以及所制作参数库是正确的,满足屏蔽计算工程需求。 展开更多
关键词 .0}b-Ⅷ.0评价库 多群截面库 共振自屏修正 并群
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