国际临界安全基准题交叉评价进展

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作者 范凯 尹延朋 +1 位作者 宋凌莉 王三丙 《哈尔滨工程大学学报》 CSCD 北大核心 2024年第12期2416-2422,共7页

针对ICSBEP手册中部分临界基准实验可能存在矛盾的问题,本文使用临界基准实验交叉评价方法,对追溯性评价的临界基准实验的可靠程度进行分析评价。通过对一组相似实验的对比分析,从概率角度对临界基准实验的随机偏差进行评价,实现对实验... 针对ICSBEP手册中部分临界基准实验可能存在矛盾的问题,本文使用临界基准实验交叉评价方法,对追溯性评价的临界基准实验的可靠程度进行分析评价。通过对一组相似实验的对比分析,从概率角度对临界基准实验的随机偏差进行评价,实现对实验质量的判断。使用交叉评价方法对ICSBEP手册中金属钚快中子临界基准实验和高浓铀金属快中子临界基准实验进行了交叉评价。结果表明:ICSBEP手册中的金属钚快中子临界基准实验和高浓铀金属快中子临界基准实验存在大量分歧。在对实验精度要求高的应用场景中,需要慎重选择临界基准实验,建议优先选用经交叉评价且表明质量较高的实验。当前在交叉评价过程中还存在一定的主观性,需要根据实验不确定度、实验独立性等综合对实验做出判断。 展开更多

关键词 临界基准实验 交叉评价 灵敏度分析 国际临界安全基准题 相似度评价 聚类分析 核数据宏观检验 临界安全评价

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基于随机特征线法的三维C5G7问题直接输运计算

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作者 宋佩涛 秦帅 张乾 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第6期1333-1342,共10页

相比传统的确定论特征线法,随机特征线法通过实时生成和随机抽样特征线的方式,可以有效降低计算所需的内存和特征线密度,在三维堆芯问题的直接输运计算中有很大潜力。本文基于随机特征线法初步研发了三维中子输运计算程序,并对三维C5G7... 相比传统的确定论特征线法,随机特征线法通过实时生成和随机抽样特征线的方式,可以有效降低计算所需的内存和特征线密度,在三维堆芯问题的直接输运计算中有很大潜力。本文基于随机特征线法初步研发了三维中子输运计算程序,并对三维C5G7基准题进行了直接输运计算。其中,通过对随机特征线参数的敏感性分析确定最优参数组合;通过引入低差异序列抽样特征线提高计算的收敛速率。计算结果表明,随机特征线法和多群蒙特卡罗符合较好,其中有效增殖因数计算偏差不超过20 pcm,功率相对偏差不超过1%;在随机特征线法中使用低差异序列抽样可以显著提升有效增殖因数计算的收敛速率,但对棒功率计算无明显效果。本文研究验证了随机特征线法在三维输运计算中的准确性,针对特征线参数的敏感性分析和伪随机数的应用为进一步优化随机特征线法计算提供了有效途径。 展开更多

关键词 随机特征线法 三维堆芯 C5G7基准题 直接输运计算 低差异序列

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RIA基准题验证堆芯三维物理-热工耦合程序 被引量：6

3

作者 刘余 李峰 +2 位作者 张虹 张渝 贾宝山 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第11期1328-1334,共7页

以COBRA-Ⅳ和NLSANMT程序为基础,开发了堆芯三维物理-热工耦合程序C4/NK。针对两个典型的反应性引入事故(RIA),即NEACRP弹棒基准题和提棒基准题,分别进行了验证计算。与参考值和其他程序的计算结果相比,C4/NK耦合程序具有较好的精度,能... 以COBRA-Ⅳ和NLSANMT程序为基础,开发了堆芯三维物理-热工耦合程序C4/NK。针对两个典型的反应性引入事故(RIA),即NEACRP弹棒基准题和提棒基准题,分别进行了验证计算。与参考值和其他程序的计算结果相比,C4/NK耦合程序具有较好的精度,能正确模拟瞬态过程中的物理-热工反馈现象。 展开更多

关键词 三维物理-热工耦合 C4/NK程序 弹棒基准题 提棒基准题

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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：3

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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 ENDF/B-Ⅷ.0 测试检验

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基于VERA基准题的cosRMC程序验证 被引量：5

5

作者 秦瑶 余慧 +2 位作者 全国萍 王常辉 陈义学 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第12期155-162,共8页

为了验证反应堆物理软件和方法的计算能力,美国CASL(Consortium for Advanced Simulation of LWRs)项目提出了VERA(Virtual Environment for Reactor Application)堆芯物理基准题。该基准题以Watts Bar初始堆芯为模型,涵盖从二维单栅元... 为了验证反应堆物理软件和方法的计算能力,美国CASL(Consortium for Advanced Simulation of LWRs)项目提出了VERA(Virtual Environment for Reactor Application)堆芯物理基准题。该基准题以Watts Bar初始堆芯为模型,涵盖从二维单栅元到三维全堆芯的燃耗及换料的十个基准问题。针对VERA基准题模型,利用COSINE软件包中的反应堆蒙特卡罗分析程序cosRMC进行临界计算,得到了有效增殖因子、组件功率分布、控制棒微积分价值和反应性系数等结果。通过与基准题中提供的KENO结果对比,两种蒙特卡罗程序的计算结果吻合良好。这表明cosRMC程序具有从组件到堆芯的计算能力,其临界计算精度基本与KENO程序相当。 展开更多

关键词 COSINE cosRMC VERA 基准题 临界

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三维中子动力学程序cosKIND针对核电厂仿真应用的典型基准题验证

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作者 姚安宁 王苏 +2 位作者 林萌 李延凯 王旭 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第2期321-327,共7页

重大专项"CAP1400全范围模拟机自主化核心技术研究"课题需要自主开发应用于全范围实时仿真计算的物理程序,该程序需具有较高的精度和效率指标要求。为获取COSINE软件包中子动力学程序cosKIND仿真改造的定量依据,对基于节块展... 重大专项"CAP1400全范围模拟机自主化核心技术研究"课题需要自主开发应用于全范围实时仿真计算的物理程序,该程序需具有较高的精度和效率指标要求。为获取COSINE软件包中子动力学程序cosKIND仿真改造的定量依据,对基于节块展开法和全隐向后差分的两群六组时空中子动力学求解器进行二维TWIGL和三维LMW国际基准题测试。在测试过程中,针对基准题特点设计专门的程序测试接口,采用三维轴向全反射边界模型等效模拟二维堆芯问题,并采用逐网格线性截面变化近似模拟控制棒动作。测试结果显示,该求解器的计算结果与参考值相比整体偏小,求解器的计算精度基本满足仿真计算的需求,且计算精度随时间尺度和空间尺度的变化趋势基本合理;但是通过对黑盒测试结果的深入分析表明,该求解器和参考文献中的程序由于截面引入方式的问题,在时间步长较粗时可能导致较大的计算误差。该测试结果为后序基于cosKIND来进行开发优化的求解器提供了定量依据,也为后期cosKIND程序应用于全范围模拟机提出了改进建议。 展开更多

关键词 三维时空中子动力学 节块展开法 全隐向后差分 基准题测试

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堆芯稳态核设计程序验证基准题衍生技术研究 被引量：1

7

作者 闫仕宇 阳小华 +1 位作者 刘志明 王瑶 《哈尔滨工业大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第11期160-166,共7页

软件验证是保证核电软件质量的必经步骤之一,基准题验证是核电软件验证的一种重要手段.基准题的数据来源主要是通过自主实验、收集核电厂运行数据、加入国际实验研究计划和购买国际基准题的数据等传统方法获取,但是存在成本高,周期长的... 软件验证是保证核电软件质量的必经步骤之一,基准题验证是核电软件验证的一种重要手段.基准题的数据来源主要是通过自主实验、收集核电厂运行数据、加入国际实验研究计划和购买国际基准题的数据等传统方法获取,但是存在成本高,周期长的问题.为了给堆芯稳态核设计程序验证测试提供更多的验证基准题,本文基于蜕变测试原理提出一种基准题衍生技术,该技术首先建立基准题衍生框架,主要思想是根据蜕变关系的参变量及关系式,直接对原始基准题的相关输入和输出参变量进行计算求解,得到衍生基准题(新的测试用例).再者,针对基准题以固定格式输入卡的形式实现待测程序数据输入的特点,为了提高衍生效率,设计基准题自动衍生算法,开发基准题自动衍生工具系统.最后,以堆芯稳态中子扩散程序的二维、三维基准题的衍生为实例展示.结果表明,该技术可自动地实现单个或者批量生成二维,三维衍生基准题.不但生成数据准确、效率高,而且比传统的方法成本低. 展开更多

关键词 堆芯稳态核设计 基准题 衍生技术 核电软件 验证

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cosSHIELD辐射屏蔽分析软件的基准题验证

8

作者 刘巧凤 赵传奇 +2 位作者 魏超 严伊蔓 邢丹 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2022年第6期974-981,共8页

核电软件在开发和许可认证审评过程中必须经过必要且足够的验证,利用基准题开展验证计算是软件验证的一种常用手段.选取Takeda和Kobayashi两个典型国际基准题,针对COSINE软件包中的辐射屏蔽分析软件cosSHIELD开展验证计算.结果表明,cosS... 核电软件在开发和许可认证审评过程中必须经过必要且足够的验证,利用基准题开展验证计算是软件验证的一种常用手段.选取Takeda和Kobayashi两个典型国际基准题,针对COSINE软件包中的辐射屏蔽分析软件cosSHIELD开展验证计算.结果表明,cosSHIELD软件的k_(eff)和控制棒价值计算结果与Takeda基准题大部分参考值的相对偏差分别在±0.2%和±10%以内;除极个别位置外,中子注量率计算结果与Kobayashi基准题Case i、Case ii参考值的相对偏差分别在±5%和±10%以内,初步验证了cosSHIELD软件在固定源问题的临界计算与中子注量率计算中的合理性. 展开更多

关键词 cosSHIELD Takeda Kobayashi 基准题 验证

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不同基准年级下锚题难度范围与年级离散程度对垂直量尺化的影响

9

作者 黎光明 张晓婷 《心理学探新》 CSSCI 北大核心 2023年第1期68-76,共9页

使用3PLM和蒙特卡洛法生成数据,基于非等组锚题设计,考察不同基准年级下锚题难度范围与年级离散程度对垂直量尺化的影响。结果发现:(1)基准年级的选择会影响垂直量尺化的精度。(2)锚题设计下垂直量尺化的转换不宜超过两个年级。(3)不同... 使用3PLM和蒙特卡洛法生成数据,基于非等组锚题设计,考察不同基准年级下锚题难度范围与年级离散程度对垂直量尺化的影响。结果发现:(1)基准年级的选择会影响垂直量尺化的精度。(2)锚题设计下垂直量尺化的转换不宜超过两个年级。(3)不同基准年级下,年级离散程度越小,估计精度越好。(4)不同基准年级下,对锚题难度范围的选择应有所不同。(5)年级离散程度与锚题难度范围之间存在交互效应。 展开更多

关键词 垂直量尺化 基准年级 锚题难度范围 年级离散程度 测验等值

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基于栅元嵌套网格的停堆剂量率方法初步验证及应用

10

作者 郑征 夏春梅 +4 位作者 梅其良 解均涵 史涛 高静 王梦琪 《强激光与粒子束》 北大核心 2025年第9期118-124,共7页

停堆剂量率计算分析是核反应堆辐射安全的重要内容。为了分析车载微型移动核电源的停堆剂量率,研究了基于栅元嵌套网格的停堆剂量率计算方法。该方法在严格两步法的计算框架下,对活化光子源的抽样方法进行了改进。通过构建几何简单的包... 停堆剂量率计算分析是核反应堆辐射安全的重要内容。为了分析车载微型移动核电源的停堆剂量率,研究了基于栅元嵌套网格的停堆剂量率计算方法。该方法在严格两步法的计算框架下,对活化光子源的抽样方法进行了改进。通过构建几何简单的包围盒,抽样得到源栅元内的粒子分布,从而提高了抽样效率和精度。在国际热核聚变实验堆(ITER)停堆剂量率基准题中进行了验证,该方法与参考解符合较好。基于该方法开展了兆瓦级车载微型移动核电源Megapower的停堆剂量率分析,计算结果表明热管贯穿端剂量率水平相对较高。该方法可用于反应堆停堆剂量率的计算分析,能够准确评估结构材料活化源及其产生的剂量率,对于反应堆屏蔽设计、维修计划的制定及退役具有重要的参考意义。 展开更多

关键词 停堆剂量率 严格两步法 源粒子抽样 ITER基准题 Megapower

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基于两步法的堆芯物理-热工耦合系统的开发与验证

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作者 袁显宝 陈浩铭 +3 位作者 刘曾豪 张彬航 张永红 唐海波 《核科学与工程》 北大核心 2025年第4期632-641,共10页

随着反应堆数值计算的精度要求不断提高,物理-热工耦合计算在核反应堆分析中成为研究热点,作为工程领域中的主流计算方法之一,研究适用于确定论两步法的物理-热工耦合计算方法具有明确的工程应用价值。选取两步法程序DRAGON/DONJON和子... 随着反应堆数值计算的精度要求不断提高,物理-热工耦合计算在核反应堆分析中成为研究热点,作为工程领域中的主流计算方法之一,研究适用于确定论两步法的物理-热工耦合计算方法具有明确的工程应用价值。选取两步法程序DRAGON/DONJON和子通道程序COBRA-EN,开发了基于两步法的物理-热工耦合计算系统,并采用美国CASL项目提出的VERA系列基准题中VERA#6和VERA#7验证了耦合系统的正确性。结果表明:VERA#6的keff的误差在100×10^(-5)以内,组件径向裂变率的相对误差在±1%范围内,燃料温度和冷却剂温度的分布趋势与参考值吻合良好;VERA#7的临界硼浓度的计算误差在20×10^(-6)以内,径向功率分布的均方根误差为0.86%,堆芯出口处冷却剂温度与参考值的误差在±5 K以内,验证了耦合系统的可靠性和准确性。 展开更多

关键词 物理-热工耦合 VERA基准题 堆芯物理 两步法 DRAGON/DONJON

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快堆多群截面处理程序MGGC2.0的验证与确认

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作者 马续波 马隆霄 +2 位作者 马旭东 张腾 陈相 《强激光与粒子束》 北大核心 2025年第7期133-140,共8页

基于多群截面的确定论计算方法一直都是反应堆工程设计的重要方法,多群截面精度直接影响着反应堆物理计算的精度。为了产生快堆高精度的截面数据,华北电力大学开发了高精度截面处理程序MGGC2.0,对该程序进行了基准验证和确认。基于ENDF... 基于多群截面的确定论计算方法一直都是反应堆工程设计的重要方法,多群截面精度直接影响着反应堆物理计算的精度。为了产生快堆高精度的截面数据,华北电力大学开发了高精度截面处理程序MGGC2.0,对该程序进行了基准验证和确认。基于ENDF/B-Ⅶ.1库计算无限大均匀混合介质UO_(2)、MOX、U-TRUZr燃料,将MGGC2.0与MCNP产生的宏观截面对比验证,验证了程序产生多群截面的精度,超细群宏观多群总截面与MCNP的参考解的相对偏差基本在5%以内。然后对俄罗斯快堆实验BFS97-1进行了计算,提出了针对多种燃料排布形式的燃料少群截面均匀化方法,利用MGGC2.0的碰撞概率法计算了燃料的少群截面数据,利用DIF3D程序进行堆芯计算,同时还对比了不同截面均匀化方法的结果。研究结果表明:对于BFS97-1,如果直接采用临界搜索产生的截面,DIF3D计算的有效增殖因数(k_(eff))结果与MCNP计算的k_(eff)的绝对偏差为2.541×10^(−2),通过改进燃料轴向不均匀计算方法,使得偏差降到了5.0×10^(−4)以下。针对BFS97-1、BFS97-2、BFS97-5和BFS97-6的计算结果与MCNP结果的偏差都在3.0×10^(−3)以内,验证了程序产生多群和少群截面具有较高精度,可以满足工程设计要求。 展开更多

关键词 多群截面 MGGC2.0 一维均匀化方法 BFS实验基准题 快堆

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BEAVRS基准模型的cosRMC精细建模与临界测试验证 被引量：5

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作者 姚远 马续波 +3 位作者 陈义学 胡家驹 高彬 余慧 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第3期13-17,共5页

BEAVRS基准题是来自麻省理工学院(MIT)的基于商用压水堆全堆芯精细建模的国际基准模型,具有详细的实测数据,是由多种富集度燃料及控制棒组件组成的大型压水堆分析验证基准题。使用我国自主研发的蒙卡程序cosRMC对BEAVRS基准题进行精细建... BEAVRS基准题是来自麻省理工学院(MIT)的基于商用压水堆全堆芯精细建模的国际基准模型,具有详细的实测数据,是由多种富集度燃料及控制棒组件组成的大型压水堆分析验证基准题。使用我国自主研发的蒙卡程序cosRMC对BEAVRS基准题进行精细建模,主要计算了热零功率(HZP)状态下的临界本征值、全堆功率分布和控制棒价值,并与实测值以及国际知名蒙卡程序MCNP,OpenMC,MC21等结果进行对比。HZP状态下,cosRMC临界本征值结果与MCNP计算结果相差仅7.1pcm,符合较好;不同控制棒组件插入情况下的临界本征值与理论值1.000的偏差小于0.74%,控制棒价值结果与实测值误差小于100pcm,计算精度与同类软件相当;此外还对比分析了全堆功率分布与实测值结果的吻合程度及误差产生原因。初步验证了cosRMC程序对复杂堆芯精细建模计算的可行性和准确性,为程序以后的应用及完善打下基础。 展开更多

关键词 cosRMC 蒙卡程序 BEAVRS基准题 测试验证

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MCNP温度相关中子截面库的研制及基准验证 被引量：6

14

作者 李松阳 王侃 余纲林 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第5期385-388,共4页

本文在使用NJOY软件由ENDF格式的中子截面文件处理生成ACE(a compact ENDF)格式的温度相关中子截面库的方法研究的基础上,开展温度相关中子截面库的研制及验证。研制过程中,选择了在反应堆设计和运行温度范围内的16个温度点。在温度相... 本文在使用NJOY软件由ENDF格式的中子截面文件处理生成ACE(a compact ENDF)格式的温度相关中子截面库的方法研究的基础上,开展温度相关中子截面库的研制及验证。研制过程中,选择了在反应堆设计和运行温度范围内的16个温度点。在温度相关中子截面库的验证过程中应用了4个基准题:带可燃毒物的轻水堆芯临界基准题、反应性多普勒系数基准题、标准CANDU组件燃料温度系数基准题和VHTRC温度系数基准题。验证计算结果表明,该温度相关中子截面库可运用于反应堆物理的计算分析中。 展开更多

关键词 NJOY软件 MCNP程序 温度相关截面库 基准题

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自主化核设计软件包PCM物理模型程序对比验证

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作者 兰兵 潘昕怿 +1 位作者 马云帆 于世和 《核电子学与探测技术》 北大核心 2025年第7期1042-1046,共5页

压水堆核设计软件作为我国自主化核电软件的基础软件之一,在工程应用前需进行充分的验证。本研究采用国际通用基准题,综合运用分离验证和整体验证策略,通过程序对比的方式开展自主化核设计软件包PCM组件和堆芯计算物理模型验证。验证结... 压水堆核设计软件作为我国自主化核电软件的基础软件之一,在工程应用前需进行充分的验证。本研究采用国际通用基准题,综合运用分离验证和整体验证策略,通过程序对比的方式开展自主化核设计软件包PCM组件和堆芯计算物理模型验证。验证结果表明:PCM组件计算和堆芯计算结果(如,有效增殖系数、组件功率分布、功率峰值)与对比验证程序吻合较好,分离物理模型和组合物理模型的数值计算方法正确,可用于支撑PCM软件实际工程应用。 展开更多

关键词 自主化 核设计软件 物理模型 基准题 验证

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基于OECD/NEA堆芯功率分布基准的RMC验证 被引量：2

16

作者 高彬 马续波 +1 位作者 陈义学 余慧 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B12期483-487,共5页

本文基于OECD/NEA的堆芯功率分布基准题对反应堆蒙特卡罗程序RMC临界计算功能进行了验证,并对RMC堆芯临界计算准确性进行了对比验证。本文中RMC采用ENDF/B-Ⅵ库计算了堆芯的特征值和统计了1/8堆芯的pin-by-pin裂变率,其结果与MCNP计算... 本文基于OECD/NEA的堆芯功率分布基准题对反应堆蒙特卡罗程序RMC临界计算功能进行了验证,并对RMC堆芯临界计算准确性进行了对比验证。本文中RMC采用ENDF/B-Ⅵ库计算了堆芯的特征值和统计了1/8堆芯的pin-by-pin裂变率,其结果与MCNP计算结果和参考解进行了对比。其中特征值计算结果与参考解吻合良好,裂变率与参考解的平均相对偏差为2.89%,与MCNP平均相对偏差仅为0.5%。另外,RMC计算了堆芯的4种不同栅元的特征值和栅元中不同核素的反应率,结果显示以上参数与参考解均吻合良好,说明RMC具有良好的临界计算功能,计算结果为求解类似问题时计算程序及条件选择提供直接参考。 展开更多

关键词 蒙特卡罗程序 验证 堆芯基准题 特征值 反应率

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反应堆压力容器快中子注量计算基准验证 被引量：1

17

作者 刘巧凤 韩向臻 +3 位作者 马帅 彭京洋 赵传奇 吴永乐 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2019年第5期592-596,共5页

反应堆压力容器快中子注量计算是反应堆屏蔽设计及核安全审评中的一项重要内容,利用MC法开展该项计算通常采用目前较为公认的建模及计算方法.选取 H.B.ROBINSON-2国际基准题,通过基准验证,证明反应堆压力容器快中子注量的建模及计算方... 反应堆压力容器快中子注量计算是反应堆屏蔽设计及核安全审评中的一项重要内容,利用MC法开展该项计算通常采用目前较为公认的建模及计算方法.选取 H.B.ROBINSON-2国际基准题,通过基准验证,证明反应堆压力容器快中子注量的建模及计算方法合理.在此基础上,针对计算过程中的几何简化方法进行敏感性分析,结果表明,对外围组件进行pin-by-pin模拟是必要的. 展开更多

关键词 快中子注量 基准题 H.B.ROBINSON-2

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基于运输和活化程序耦合的停堆剂量率计算

18

作者 于虓 张竞宇 +9 位作者 于珑选 郑浩 杨晨 雷星 由立松 赵洪图 覃川 王旖旎 代启银 晏纪强 《哈尔滨工程大学学报》 CSCD 北大核心 2024年第12期2384-2390,共7页

针对核反应堆在停堆后产生的衰变光子剂量会对周围设施及操作人员造成辐射影响问题,本文开展了停堆剂量率方面的研究工作。基于反应堆蒙特卡罗分析程序cosRMC和中子活化计算程序ABURN,编写了耦合接口程序MCAB和ABMC,开发了全国产自主化... 针对核反应堆在停堆后产生的衰变光子剂量会对周围设施及操作人员造成辐射影响问题,本文开展了停堆剂量率方面的研究工作。基于反应堆蒙特卡罗分析程序cosRMC和中子活化计算程序ABURN,编写了耦合接口程序MCAB和ABMC,开发了全国产自主化计算程序进行停堆剂量率的模拟分析。选用国际基准题FNG-ITER进行计算,将MCNP5和FISPACT计算结果作为基准比对所开发程序的准确性。比对结果显示cosRMC在中光子的输运结果方面与MCNP5的相对误差均小于±3倍的相对统计误差,ABURN与FISPACT程序相比对于关键指标的计算精度达到1%,cosRMC与ABURN程序在核装置停堆剂量率具有准确性和可用性。 展开更多

关键词 停堆剂量率 严格两步法 cosRMC MCNP ABURN fng-iter基准题 粒子输运 中子活化

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二维任意几何特征线法长射线加速方法性能研究

19

作者 郭建 朱贵凤 +1 位作者 严睿 邹杨 《哈尔滨工程大学学报》 CSCD 北大核心 2024年第12期2369-2376,共8页

为了消除规则粗网格加速方法对几何描述能力的限制,本文在长射线加速方法中引入任意低阶角度近似和低阶射线近似的基础上,利用熔盐堆、重水堆和压水堆等多个不同类型基准题对加速效果进行测试,验证长射线方法在各种类型问题的加速性能... 为了消除规则粗网格加速方法对几何描述能力的限制,本文在长射线加速方法中引入任意低阶角度近似和低阶射线近似的基础上,利用熔盐堆、重水堆和压水堆等多个不同类型基准题对加速效果进行测试,验证长射线方法在各种类型问题的加速性能。研究表明:长射线加速方法具有很强的适应性,可实现不同燃料形式和慢化剂的基准题加速,达到约20倍的时间加速效果。获得和传统粗网有限差分方法相近的加速效果,解决了时间加速比低的问题。 展开更多

关键词 中子输运数值模拟 长射线加速方法 特征线法 二维任意几何 构造实体几何 低阶角度近似 低阶射线近似 基准题验证

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基于CXROS平台的CMGS1.0核截面数据库研制与验证

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作者 杨寿海 曹南凤 +2 位作者 刘杰 祖铁军 徐宁 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2024年第6期1410-1418,共9页

基于中广核工程有限公司与西安交通大学在NECP-Atlas程序基础上联合开发的MATXS格式多群截面加工平台CXROS,采用ENDF/B-Ⅶ.1评价库,研制了适用于压水堆核电厂和干法贮存容器屏蔽设计的174群中子、38群光子的MATXS格式多群截面数据库CMGS... 基于中广核工程有限公司与西安交通大学在NECP-Atlas程序基础上联合开发的MATXS格式多群截面加工平台CXROS,采用ENDF/B-Ⅶ.1评价库,研制了适用于压水堆核电厂和干法贮存容器屏蔽设计的174群中子、38群光子的MATXS格式多群截面数据库CMGS1.0。该库选用权重谱IAEA weight function以及勒让德P3近似,共振自屏修正采取10组背景截面。该库含有293 K、600 K、900 K温度下的截面数据。采用SN程序以及SINBAD屏蔽基准题库的ASPIS基准题和NAIADE基准题进行基准验证。验证结果表明,CMGS1.0输运库在上述基准题中的C/E最大值为1.18,平均值为0.89,表明CMGS1.0输运库可应用于轻水堆核电厂的屏蔽计算。本工作可为屏蔽截面数据的加工和验证提供借鉴。 展开更多

关键词 ENDF/B-Ⅶ.1评价库 MATXS格式多群截面数据库 SN程序 SINBAD屏蔽基准题

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