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MATXS格式多群核截面数据加工平台研制与CMGC1.0数据库验证
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作者 杨寿海 曹南凤 +4 位作者 刘杰 熊军 祖铁军 徐宁 曹良志 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第6期1250-1257,共8页
中广核工程有限公司与西安交通大学在NECP-Atlas程序的基础上联合开发了MATXS格式多群截面加工平台(CXROS),用于处理ENDF-6格式的评价核截面数据。研制过程通过需求分析、理论算法说明、程序设计和编码、测试与验证等流程的控制保证了... 中广核工程有限公司与西安交通大学在NECP-Atlas程序的基础上联合开发了MATXS格式多群截面加工平台(CXROS),用于处理ENDF-6格式的评价核截面数据。研制过程通过需求分析、理论算法说明、程序设计和编码、测试与验证等流程的控制保证了研制过程的高可靠性。基于新研制的多群核截面数据加工平台,采用ENDF/B-Ⅶ.1评价核截面数据库,开发了适用于压水堆核电厂和干法贮存容器临界计算的361群中子的MATXS格式多群截面数据库CMGC1.0,并使用DRAGON4程序以及WLUP临界基准题对其进行基准验证。验证结果表明,CMGC1.0数据库的临界基准平均偏差为0.93%,最大偏差为3.68%,可满足压水堆乏燃料组件干法贮存容器临界设计的工程应用需求。本工作可以为核截面加工平台和截面数据库的加工与验证提供借鉴。 展开更多
关键词 MATXS格式多群截面加工平台 endf/b-Ⅶ.1评价库 MATXS格式多群截面数据库 WLUP临界基准题
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国际评价中子核数据库 被引量:7
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作者 刘廷进 《原子核物理评论》 CAS CSCD 北大核心 2001年第3期192-196,共5页
介绍了当今世界上五大评价中子数据库 ,即美国的 ENDF/B- 6、日本的 JENDL- 3.2、欧洲的 JEF- 2 .2、中国的 CENDL- 2 .1及俄罗斯的 BROND- 2 ,的现况 。
关键词 中子数据 数据库 endf/b-6 JENDL-3.2 CENDL-2.1 国际 评价
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Bamboo-Lattice程序多群截面数据库的改进
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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 endf/b-Ⅶ.0 多群截面数据库 银铟镉共振 包壳锆共振
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基于MCNP的压力容器快中子注量率计算参数敏感性分析 被引量:7
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作者 靳忠敏 陈义学 +4 位作者 石生春 蒋远华 付学峰 蔡德昌 杨寿海 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第2期195-199,共5页
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(E〉1.0 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... 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(E〉1.0 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中子注量率的影响分别为4.12%、5.5%~7.6%、18%和6.7%左右。 展开更多
关键词 MCNP endf/b- 压力容器快中子注量率 敏感性分析
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WIMS-AECL与MCNP和MCBurn程序比较研究
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作者 满晓宇 王侃 余纲林 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第1期5-8,79,共5页
用WIMS-AECL程序和MCNP-4B及MCBurn程序对一系列基准例题和先进CANDU堆全铀、含钍组件进行临界和燃耗计算。WIMS-AECL采用ENDF/B-V和ENDF/B-VI库分别计算。结果表明:对于基准例题,WIMS-AECL采用B-V和B-VI库都能得到比较理想的结果,B-V... 用WIMS-AECL程序和MCNP-4B及MCBurn程序对一系列基准例题和先进CANDU堆全铀、含钍组件进行临界和燃耗计算。WIMS-AECL采用ENDF/B-V和ENDF/B-VI库分别计算。结果表明:对于基准例题,WIMS-AECL采用B-V和B-VI库都能得到比较理想的结果,B-V更好些。对于先进CANDU堆全铀组件和钍基先进核能系统组件,WIMS-AECL采用B-V核数据库结果较好。 展开更多
关键词 WIMS-AECL程序 endf/b-数据库 endf/b-ⅵ数据库 MCNP-4B程序 MCBurn程序 先进CANDU堆 钍基先进核能系统
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