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题名基于VENUS-2临界基准的CosMC程序验证
被引量:5
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作者
胡家驹
马续波
陈义学
余慧
全国萍
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机构
华北电力大学核科学与工程学院
国家核电技术有限公司北京软件技术中心
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出处
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2014年第S2期94-97,共4页
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基金
国家科技重大专项资助项目(2011ZX06004-024)
国家自然科学基金(11390383
11175201)
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文摘
堆芯中含有大量经过多个循环、燃耗较高的钚燃料时,堆芯中子学特性会发生变化。为了验证目前核数据库及现有程序对这种情况的计算精度,经济合作与发展组织核能机构(OECD/NEA)提出了VENUS-2基准实验。Cos MC程序是专门用来进行反应堆计算的蒙特卡罗程序,可以处理复杂几何模型。本文采用最新核数据库及Cos MC程序对VENUS-2基准进行了计算,计算结果与其他程序做了对比,结果表明:Cos MC的计算结果与实验测量值以及其他程序计算的部分结果符合的较好,说明用Cos MC程序计算含混合氧化物(MOX)燃料堆芯的临界问题是可行的。
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关键词
venus-2基准题
CosMC
蒙特卡罗方法
临界计算
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Keywords
venus-2 benchmark,CosMC,Monte Carlo method,Critical calculation
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分类号
TL329.2
[核科学技术—核技术及应用]
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题名MOX堆芯中子注量计算方法研究
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作者
唐松乾
谭怡
应栋川
魏述平
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机构
中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室
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出处
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2014年第S2期27-30,共4页
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文摘
快中子注量是影响压力容器材料性能的重要指标。在堆芯装有钚铀氧化物混合燃料(MOX燃料),堆芯物理特性发生明显变化时,现有的屏蔽计算软件能否准确预测压力容器所受的快中子注量率值得研究。本研究分别使用MCNP、TORT、SCALE等国际通用的屏蔽计算程序对VENUS-2基准题进行分析比较。研究表明,各软件对含MOX燃料堆芯的中子注量率计算偏差均在合理的范围内,能满足工程设计的需求,MCNP程序的计算精度相对更高。
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关键词
MOX
快中子注量
venus-2
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Keywords
MOX fuel,Fast neutron fluence,venus-2 benchmark
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分类号
TL351.1
[核科学技术—核技术及应用]
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