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铀溶液多体系统核临界安全实验不确定度分析与基准化: 1; 作者周琦夏兆东 +6 位作者成昱廷孙旭王璠李东朋李焕星张振洋朱庆福《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第6期1319-1326,共8页; 为研究铀溶液多体系统的核临界安全特性,中国原子能科学研究院利用铀溶液核临界安全实验装置开展了两个系列的双平板式多体系统核临界安全实验,并完成了所有实验数据的不确定度分析和基准化。铀溶液多体系统由正对的两个相同尺寸的平板... 展开更多; 关键词铀溶液多体系统核临界安全实验不确定度分析; 在线阅读下载PDF 职称材料

燃耗信任制下燃耗计算对临界计算的偏差及不确定度的研究被引量：2: 2; 作者倪梓宁于涛 +6 位作者谢金森陈熙荣黄干黄浩陈珍平赵鹏程雷济充《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第9期1915-1923,共9页; 为量化燃耗信任制中燃耗计算传递给临界计算的不确定度,本文基于参数统计法对燃耗计算的核素偏差及偏差不确定度展开分析,并以蒙特卡罗(MC)抽样方法计算的k_(inf)不确定度为基准,比较不同抽样方法对临界计算不确定度的影响。结果表明,... 展开更多; 关键词燃耗信任制核素浓度偏差与偏差的不确定度临界安全偏差与不确定度拉丁超立方抽样方法; 在线阅读下载PDF 职称材料

临界装置实验keff的不确定度分析及装置模型化处理被引量：1: 3; 作者刘晓波 John D.Bess Margaret A.Marshall 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第5期803-810,共8页; 将临界装置实验数据进行基准化分析并形成满足国际临界安全分析评价标准的基准实验数据,可充实临界安全实验基准数据库,进而可应用于核数据检验、数值模拟程序验证、反应堆设计和临界安全分析等领域。本文阐述了临界装置实验keff的不确... 展开更多; 关键词金属高浓铀石墨临界安全不确定度分析模型化处理基准分析; 在线阅读下载PDF 职称材料

空气储罐安全临界裂纹的可靠性分析被引量：2: 4; 作者马学荣《中国安全科学学报》 CAS CSCD 2005年第4期84-87,92,共5页; 通用失效评定图在评定焊接结构安全性方面广为采用。但是,材料力学性能的测试、结构中缺陷大小的测试,客观上存在一定不确定性。因此,不论是对评定参数还是评定结果都需要进行可靠性分析。但可靠性分析需要大量数据,有时难于实现。为此... 展开更多; 关键词可靠性分析临界裂纹储罐空气材料力学性能失效概率结构安全性失效评定图不确定性评定参数统计分析随机变量高可靠性分析结果分析计算裂纹尺寸安全评定裂纹分析工作量数量级可靠度测试求解; 在线阅读下载PDF 职称材料

SORA原型装置临界实验的基准化分析被引量：1: 5; 作者刘晓波 John D.Bess Margaret A.Marshall 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第7期1244-1251,共8页; 临界装置实验数据的基准化分析是充实临界安全实验基准数据手册的必要条件。本文首先介绍了SORA(Sorgente Rapida Reactor)原型装置的活性区结构组成、临界实验等情况,然后对15个典型的临界实验数据进行了不确定度分析,其实验keff不确... 展开更多; 关键词金属高浓铀栅格铍反射层临界安全不确定度分析基准评价; 在线阅读下载PDF 职称材料

HFC-125的饱和蒸气压实验研究被引量：2: 6; 作者张昌段远源 +2 位作者史琳朱明善韩礼钟《制冷学报》 CAS CSCD 北大核心 2001年第4期1-5,共5页; 本文实测了从 2 91K～ 337K范围内 2 4对HFC - 12 5饱和蒸气压的数据 ,并由实验数据拟合得到了HFC - 12 5的蒸气压方程。实验数据的最大不确定度小于 1.2kPa。蒸气压方程与实验值的偏差在 0 .0 2 2 %以内。应用该方程外推得到了HFC - 1... 展开更多; 关键词 HFC 实验数据拟合饱和蒸气压外推实验研究范围偏差临界压力不确定度; 在线阅读下载PDF 职称材料

碳材料反射中子的^(238)U裂变反应率测量和计算被引量：1: 7; 作者刘荣蒋励 +5 位作者王玫林菊芳刘成龙王大伦励义俊温中伟《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2003年第4期310-312,共3页; 用小型贫化铀裂变室和俘获探测器测量了D T聚变中子在碳材料反射体上反射中子引起的238U裂变反应率分布。比较了无碳材料反射体的测量结果。实验测得的238U裂变反应率合成不确定度为5.1%～6.4%。实验结果与用MCNP/4A程序和ENDF/B Ⅳ库... 展开更多; 关键词碳材料反射中子 238^U裂变反应率测量计算不确定度临界安全; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名铀溶液多体系统核临界安全实验不确定度分析与基准化: 1; 作者周琦夏兆东成昱廷孙旭王璠李东朋李焕星张振洋朱庆福; 机构中国原子能科学研究院国家国防科技工业局核技术支持中心; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第6期1319-1326,共8页; 文摘为研究铀溶液多体系统的核临界安全特性,中国原子能科学研究院利用铀溶液核临界安全实验装置开展了两个系列的双平板式多体系统核临界安全实验,并完成了所有实验数据的不确定度分析和基准化。铀溶液多体系统由正对的两个相同尺寸的平板容器组成,平板容器之间的距离和隔离体能够改变,开展了距离效应和屏蔽效应共24个临界实验。根据国际核临界安全基准实验手册(ICSBEP)提出的不确定度分析方法进行了实验的不确定度分析,最大的总不确定度为200 pcm。建立了全部实验的详细基准模型,对两套蒙特卡罗软件与核截面数据库的组合计算特定系统k_(eff)的适用性进行了评价。两套组合的计算值与基准值的最大计算偏差分别为309.0 pcm和252.0 pcm,确认这两套组合均可用于相关系统的临界安全设计或安全分析。; 关键词铀溶液多体系统核临界安全实验不确定度分析; Keywords uranium solution multiple-unit system nuclear criticality safety experiment uncertainty analysis; 分类号 TL326 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名燃耗信任制下燃耗计算对临界计算的偏差及不确定度的研究被引量：2: 2; 作者倪梓宁于涛谢金森陈熙荣黄干黄浩陈珍平赵鹏程雷济充; 机构南华大学核科学技术学院南华大学湖南省数字化反应堆工程技术研究中心中国核动力研究设计院反应堆运行与应用研究所; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第9期1915-1923,共9页; 基金国家自然科学基金(11875162) 湖南省研究生科研创新项目(CX20190720)。; 文摘为量化燃耗信任制中燃耗计算传递给临界计算的不确定度,本文基于参数统计法对燃耗计算的核素偏差及偏差不确定度展开分析,并以蒙特卡罗(MC)抽样方法计算的k_(inf)不确定度为基准,比较不同抽样方法对临界计算不确定度的影响。结果表明,核素偏差与偏差不确定度是随样品燃耗变化的分段函数。对于临界计算,拉丁超立方抽样(LHS)方法与MC抽样方法的k_(inf)不确定度计算结果吻合较好,且LHS方法可考虑参数间的相关性,计算结果更真实,可进一步提升电厂的经济性。; 关键词燃耗信任制核素浓度偏差与偏差的不确定度临界安全偏差与不确定度拉丁超立方抽样方法; Keywords burnup credit nuclide bias and bias uncertainty critical calculation bias and uncertainty Latin hypercube sampling method; 分类号 TL36 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名临界装置实验keff的不确定度分析及装置模型化处理被引量：1: 3; 作者刘晓波 John D.Bess Margaret A.Marshall; 机构中广核久源(成都)科技有限公司中国工程物理研究院核物理与化学研究所 Idaho National Laboratory; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第5期803-810,共8页; 基金国家留学基金委国家公派高级研究学者及访问学者(含博士后)项目资助([2013]3018); 文摘将临界装置实验数据进行基准化分析并形成满足国际临界安全分析评价标准的基准实验数据,可充实临界安全实验基准数据库,进而可应用于核数据检验、数值模拟程序验证、反应堆设计和临界安全分析等领域。本文阐述了临界装置实验keff的不确定度分析原理及处理方法、装置模型化要求及处理方法。然后采用该方法根据3个高浓铀圆环(内含石墨圆柱)临界装置的基本条件和实验结果,完成了实验keff的不确定度分析和装置模型化处理时的偏倚分析,得到了这3个临界装置在模型化处理后的keff值及不确定度。研究结果满足国际临界安全基准数据库收录的要求。; 关键词金属高浓铀石墨临界安全不确定度分析模型化处理基准分析; Keywords HEU metal graphite criticality safety uncertainty analysis modeling benchmark evaluation; 分类号 TL411 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名空气储罐安全临界裂纹的可靠性分析被引量：2: 4; 作者马学荣; 机构北京航空航天大学固体力学研究所; 出处《中国安全科学学报》 CAS CSCD 2005年第4期84-87,92,共5页; 文摘通用失效评定图在评定焊接结构安全性方面广为采用。但是,材料力学性能的测试、结构中缺陷大小的测试,客观上存在一定不确定性。因此,不论是对评定参数还是评定结果都需要进行可靠性分析。但可靠性分析需要大量数据,有时难于实现。为此,在对随机变量的实验结果进行统计分析中,采用二维单侧容限方法,从而在不增加工作量的同时,确保了分析结果的高可靠性。在空气储罐安全临界裂纹分析计算中,采用该方法处理后,应用成功-失败法对指定失效概率进行求解,裂纹尺寸变动1mm ,其安全评定的失效概率则变动几个数量级,从而在充分挖掘储罐潜能的同时,大大提高了安全临界裂纹分析的可靠度。; 关键词可靠性分析临界裂纹储罐空气材料力学性能失效概率结构安全性失效评定图不确定性评定参数统计分析随机变量高可靠性分析结果分析计算裂纹尺寸安全评定裂纹分析工作量数量级可靠度测试求解; Keywords Pressure vessel Safety evaluation Critical crack Invalidation probability Uncertainty Reliability; 分类号 O346.1 [理学—固体力学] TB114.3 [理学—概率论与数理统计]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名SORA原型装置临界实验的基准化分析被引量：1: 5; 作者刘晓波 John D.Bess Margaret A.Marshall; 机构中广核久源(成都)科技有限公司中国工程物理研究院核物理与化学研究所 Idaho National Laboratory; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第7期1244-1251,共8页; 基金国家留学基金委国家公派高级研究学者及访问学者(含博士后)项目资助([2013]3018号); 文摘临界装置实验数据的基准化分析是充实临界安全实验基准数据手册的必要条件。本文首先介绍了SORA(Sorgente Rapida Reactor)原型装置的活性区结构组成、临界实验等情况,然后对15个典型的临界实验数据进行了不确定度分析,其实验keff不确定度在0.002 3~0.002 7范围内,并进一步分析了对实验装置进行模型化处理的偏倚及其不确定度,最后得到了SORA原型装置基准模型的keff值及其不确定度。SORA模型的数值计算结果与实验基准化分析的keff值相比略低,其最大相对偏差小于1%。研究结果满足临界安全实验基准数据手册收录的要求。; 关键词金属高浓铀栅格铍反射层临界安全不确定度分析基准评价; Keywords HEU metal lattice beryllium reflector criticality safety uncertainty analysis benchmark evaluation; 分类号 TL411 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名HFC-125的饱和蒸气压实验研究被引量：2: 6; 作者张昌段远源史琳朱明善韩礼钟; 机构武汉科技学院清华大学; 出处《制冷学报》 CAS CSCD 北大核心 2001年第4期1-5,共5页; 基金国家自然科学基金资助项目 (No .5 990 6 0 0 6 ) 湖北省教育委员会科研项目 (No .99B0 2 9); 文摘本文实测了从 2 91K～ 337K范围内 2 4对HFC - 12 5饱和蒸气压的数据 ,并由实验数据拟合得到了HFC - 12 5的蒸气压方程。实验数据的最大不确定度小于 1.2kPa。蒸气压方程与实验值的偏差在 0 .0 2 2 %以内。应用该方程外推得到了HFC - 12 5的临界压力 ,导出了HFC - 12 5的汽化潜热方程。; 关键词 HFC 实验数据拟合饱和蒸气压外推实验研究范围偏差临界压力不确定度; Keywords HFC-125,vapor pressure, vapor pressure equation; 分类号 TB612 [一般工业技术—制冷工程] TN943.6 [电子电信—信号与信息处理]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名碳材料反射中子的^(238)U裂变反应率测量和计算被引量：1: 7; 作者刘荣蒋励王玫林菊芳刘成龙王大伦励义俊温中伟; 机构中国工程物理研究院核物理与化学研究所; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2003年第4期310-312,共3页; 文摘用小型贫化铀裂变室和俘获探测器测量了D T聚变中子在碳材料反射体上反射中子引起的238U裂变反应率分布。比较了无碳材料反射体的测量结果。实验测得的238U裂变反应率合成不确定度为5.1%～6.4%。实验结果与用MCNP/4A程序和ENDF/B Ⅳ库数据计算的结果在误差范围内符合。; 关键词碳材料反射中子 238^U裂变反应率测量计算不确定度临界安全; Keywords Carbon Computer programming Deuterium Fusion reactions Neutrons Reflection Uranium; 分类号 O571.43 [理学—粒子物理与原子核物理]; 在线阅读下载PDF 职称材料

	题名	作者	出处	发文年	被引量	操作
1	铀溶液多体系统核临界安全实验不确定度分析与基准化	周琦夏兆东成昱廷孙旭王璠李东朋李焕星张振洋朱庆福	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2024	0	在线阅读下载PDF 职称材料
2	燃耗信任制下燃耗计算对临界计算的偏差及不确定度的研究	倪梓宁于涛谢金森陈熙荣黄干黄浩陈珍平赵鹏程雷济充	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2022	2	在线阅读下载PDF 职称材料
3	临界装置实验keff的不确定度分析及装置模型化处理	刘晓波 John D.Bess Margaret A.Marshall	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2017	1	在线阅读下载PDF 职称材料
4	空气储罐安全临界裂纹的可靠性分析	马学荣	《中国安全科学学报》 CAS CSCD	2005	2	在线阅读下载PDF 职称材料
5	SORA原型装置临界实验的基准化分析	刘晓波 John D.Bess Margaret A.Marshall	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2017	1	在线阅读下载PDF 职称材料
6	HFC-125的饱和蒸气压实验研究	张昌段远源史琳朱明善韩礼钟	《制冷学报》 CAS CSCD 北大核心	2001	2	在线阅读下载PDF 职称材料
7	碳材料反射中子的^(238)U裂变反应率测量和计算	刘荣蒋励王玫林菊芳刘成龙王大伦励义俊温中伟	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD	2003	1	在线阅读下载PDF 职称材料