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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
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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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基于池式钠冷快堆的VisualBUS4基准检验分析
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作者 宋婧 肖会文 +5 位作者 王明煌 邹俊 刘超 曾勤 蒋洁琼 FDS团队 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2014年第3期316-321,共6页
使用IAEA基准池式纳冷快堆例题BN-600对FDS团队自主开发的大型集成多功能中子学计算分析系统VisualBUS4进行测试,通过与国际上其他单位的程序和数据库计算结果进行对比分析,其中有效增值因子、燃料多普勒系数、不锈钢多普勒常数、燃料... 使用IAEA基准池式纳冷快堆例题BN-600对FDS团队自主开发的大型集成多功能中子学计算分析系统VisualBUS4进行测试,通过与国际上其他单位的程序和数据库计算结果进行对比分析,其中有效增值因子、燃料多普勒系数、不锈钢多普勒常数、燃料密度系数、不锈钢密度系数、吸收体密度系数、纳密度系数、轴向膨胀系数、径向膨胀系数及有效缓发中子份额的计算结果均介于其他单位测试值之间,与平均值符合的较好。测试结果初步验证了VisualBUS4在复杂快中子堆型设计中正确性和可靠性。 展开更多
关键词 visualbus 中子学 BN-600 快堆
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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
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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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基准快堆例题BN-600对VisualBUS4.2的测试 被引量:1
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作者 潘冬梅 陈冲 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2014年第11期73-80,共8页
使用国际原子能机构的基准快堆例题BN-600对大型集成多功能中子学计算分析系统Visual BUS4.2进行了测试。与国际上其他单位的程序和数据库计算结果对比分析,其中有效增值因子(keff)、燃料多普勒系数(kDfuel)、径向膨胀系数(Rrad)、轴向... 使用国际原子能机构的基准快堆例题BN-600对大型集成多功能中子学计算分析系统Visual BUS4.2进行了测试。与国际上其他单位的程序和数据库计算结果对比分析,其中有效增值因子(keff)、燃料多普勒系数(kDfuel)、径向膨胀系数(Rrad)、轴向膨胀系数(Rax)和有效缓发中子份额(βeff)的计算结果均介于其他单位测试值之间,验证了算法与各种材料的反应截面的可靠性。初步证明了Visual BUS4.2的蒙特卡罗输运模块与数据库在复杂反应堆核设计中的可靠性。但是由于密度系数本身比较小,各测试单位测试结果之间偏差都比较大,所以对密度系数还需进行进一步的分析与研究。 展开更多
关键词 快堆 基准例题 中子学 visualbus4.2
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Integral Data Test of HENDL1.0/MG and VisualBUS with Neutronics Shielding Experiments (Ⅰ) 被引量:3
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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 NuclearData Library, was home-developed by the FDS Team of ASIPP (Institute of Plasma Physics,Chinese Academy of Sciences) on the basis of several nat... HENDL1.0/MG, a multi-group working library of the Hybrid Evaluated NuclearData 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 andqualify the process of producing HENDL1.0/MG, simulating calculations of a series of existentspherical shell benchmark experiments (Al, Mo, Co, Ti, Mn, W, Be and V) have been performedwith HENDL1.0/MG and the multifunctional neutronics code system named VisualBUS home-developed also by FDS Team. 展开更多
关键词 BENCHMARK data library HENDL visualbus
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HENDL2.1/CG数据库的临界基准测试与分析 被引量:2
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作者 何兆忠 许德政 +3 位作者 邹俊 陈明亮 曾勤 FDS团队 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2009年第1期67-70,共4页
为了检验HENDL2.1/CG数据库的制作方法,并测试主要易裂变核截面的可靠性,使用自主研发的大型集成多功能中子学计算与分析系统VisualBUS和《国际临界安全基准评价实验手册》中的基准临界例题,对HENDL2.1/CG数据库中的233U2、35U2、39Pu2... 为了检验HENDL2.1/CG数据库的制作方法,并测试主要易裂变核截面的可靠性,使用自主研发的大型集成多功能中子学计算与分析系统VisualBUS和《国际临界安全基准评价实验手册》中的基准临界例题,对HENDL2.1/CG数据库中的233U2、35U2、39Pu2、37Np和244Cm五个易裂变核素进行了校核。计算结果与实验结果进行了对比,相对误差在0.5%左右,验证了HENDL2.1/CG数据库能群结构和权重谱合理,主要易裂变核素截面数据可靠。 展开更多
关键词 临界基准实验 HENDL2.1/CG visualbus
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Integral Data Benchmark of HENDL2.0/MG Compared with Neutronics Shielding Experiments 被引量:2
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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, was developed based upon some evaluated data from FENDL2.1 and ENDF/B-VII. To qualify and validate the working library, an integral test for t... HENDL2.0, the latest version of the hybrid evaluated nuclear data library, was developed based upon some evaluated data from FENDL2.1 and ENDF/B-VII. To qualify and validate the working library, an integral test for the neutron production data of HENDL2.0 was performed with a series of existing spherical shell benchmark experiments (such as V, Be, Fe, Pb, Cr, Mn, Cu, Al, Si, Co, Zr, Nb, Mo, W and Ti). These experiments were simulated numerically using HENDL2.0/MG and a home-developed code VisualBUS. Calculations were conducted with both FENDL2.1/MG and FENDL2.1/MC, which are based on a continuous-energy Monte Carlo Code 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 benchmark data library HENDL visualbus SHIELDING fusion
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Integral Data Test of HENDL1.0/MG with Neutronics Shielding Experiments (Ⅱ)
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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 BENCHMARK nuclear data library HENDL visualbus
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