中国评价核衰变数据库管理程序系统

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作者 黄小龙 周春梅 蔡敦九 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1996年第3期257-261,共5页

简要介绍了中国评价核衰变数据库的组织结构及其库的管理程序系统与具体应用。

关键词 评价 核衰变数据 数据库 管理程序系统

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原子质量和核的基态特征常数子库的数据文件和管理－检索程序系统（CENPL·MCC－1）

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作者 马丽珍 苏宗涤 武珊 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1995年第5期417-422,共6页

原子质量和核的基态特征常数库是中国评价核参数库的一个子库，该子库存贮了核的质量亏损、丰度及基态半衰期。自旋、宇称等核的基本数据，并发展了库管理－检索程序系统。该系统不仅能检索库中的数据，还可用不同核素质量的组合，派生... 原子质量和核的基态特征常数库是中国评价核参数库的一个子库，该子库存贮了核的质量亏损、丰度及基态半衰期。自旋、宇称等核的基本数据，并发展了库管理－检索程序系统。该系统不仅能检索库中的数据，还可用不同核素质量的组合，派生多种新数据。文章描述库数据文件及程序，系统，介绍了系统的功能、特点及使用方法。 展开更多

关键词 原子质量 检索系统 管理系统 基态特征常数

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结构材料核的原子位移截面计算 被引量：1

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作者 刘萍 许祎萍 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第5期769-774,共6页

中子辐照引起的材料损伤是裂变反应堆设计的重要考虑因素。对于晶体结构材料,其辐照损伤主要来自晶格原子的位移。结构材料核与中子发生带电粒子反应的截面、原子位移(DPA)截面、KERMA因子是计算辐照损伤的基础。为比较不同程序计算的DP... 中子辐照引起的材料损伤是裂变反应堆设计的重要考虑因素。对于晶体结构材料,其辐照损伤主要来自晶格原子的位移。结构材料核与中子发生带电粒子反应的截面、原子位移(DPA)截面、KERMA因子是计算辐照损伤的基础。为比较不同程序计算的DPA截面的差异和基于不同评价核数据库的DPA截面的差异,采用核模型计算程序UNF及核数据处理程序NJOY计算了27 Al、48 Ti、90Zr、Cr、Fe、Ni、Cu等结构材料核的DPA截面,将二者计算结果进行了比较分析;比较分析了基于不同评价核数据库的采用NJOY计算的DPA截面;比较分析了NJOY与蒙特卡罗程序计算的DPA截面。结果表明,UNF与NJOY的结果存在一定的差别,不同评价库的结果也是有差别的,蒙特卡罗程序采用不同模型计算时结果也存在一定的差别。 展开更多

关键词 DPA截面 核模型 评价核数据库

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原子核能级密度参数库的管理-检索系统

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作者 葛智刚 苏宗涤 +2 位作者 张丽敏 黄忠甫 董燎源 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1998年第1期74-78,共5页

介绍了中国评价核参数库核能级密度参数子库的管理－检索系统。该系统是为检索核能级密度参数及与其有关数据而研制的计算机程序，它包括单核、中子反应２种检索方式，后者又分为４种检索类型。该程序可利用检索的能级密度参数计算平均... 介绍了中国评价核参数库核能级密度参数子库的管理－检索系统。该系统是为检索核能级密度参数及与其有关数据而研制的计算机程序，它包括单核、中子反应２种检索方式，后者又分为４种检索类型。该程序可利用检索的能级密度参数计算平均共振能级间距和能级累计数并与有关数据进行比较。 展开更多

关键词 能级密度 核参数库 管理-检索系统 原子核

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核结构数据评价系统

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作者 周春梅 黄小龙 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1997年第1期79-83,共5页

文章介绍了核结构数据评价系统。

关键词 核结构数据 评价系统 工作流程

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热中子散射数据处理程序TSC的研制 被引量：1

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作者 温丽丽 吴海成 +2 位作者 吴小飞 刘萍 葛智刚 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第4期591-596,共6页

为获得核工程应用上准确的热中子散射数据,同时顺应国内近年来对核电软件自主化的迫切需求,利用FORTRAN90计算机语言研制了热中子散射数据处理程序TSC。TSC程序的研制主要基于中子热化理论和变步长积分法,程序的设计采用模块化设计以及... 为获得核工程应用上准确的热中子散射数据,同时顺应国内近年来对核电软件自主化的迫切需求,利用FORTRAN90计算机语言研制了热中子散射数据处理程序TSC。TSC程序的研制主要基于中子热化理论和变步长积分法,程序的设计采用模块化设计以及数据I/O独立设计以提高其可扩展性和可维护性。采用TSC程序计算了现有的热中子散射评价核数据,并与同类程序THERMR的处理结果进行对比。结果显示,两者计算结果符合很好,从而验证了TSC程序的正确性与可靠性。 展开更多

关键词 热中子散射 TSC程序 I/O独立

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^(233)U评价数据的临界基准检验 被引量：2

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作者 吴海成 张华 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第10期1158-1164,共7页

为检验和改进233 U核反应全套中子评价数据的质量,从国际核临界安全手册ICSBEP中选取快谱、超热谱和热谱临界基准实验装置,对中国评价核数据库CENDL-3.1、美国评价核数据库ENDF/B-Ⅶ.0、日本评价核数据JENDL-3.3和JENDL-4.0中的233 U评... 为检验和改进233 U核反应全套中子评价数据的质量,从国际核临界安全手册ICSBEP中选取快谱、超热谱和热谱临界基准实验装置,对中国评价核数据库CENDL-3.1、美国评价核数据库ENDF/B-Ⅶ.0、日本评价核数据JENDL-3.3和JENDL-4.0中的233 U评价数据进行了基准检验。采用蒙特卡罗程序MCNP5计算了所选基准装置的有效增殖因数keff,并与基准值进行比较。运用基于能谱指标的趋势分析、灵敏度分析等方法进行了分析。在基准检验中,现有的233 U评价数据的主要问题是从热临界基准中能谱较硬的装置到超热谱基准装置再到部分快谱临界基准装置,较为普遍地存在keff的严重低估。从热堆设计角度考虑,ENDF/B-Ⅶ.0库233 U评价数据表现较好,但仍高估了共振俘获的贡献。 展开更多

关键词 核数据 基准检验 233U

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核衰变射线强度和辐射能量的平衡

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作者 周春梅 黄小龙 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1996年第6期565-568,共4页

介绍了核衰变射线强度和辐射能量平衡的计算方法及以（１９８）Ａｎ的β衰变为例说明其实际应用。

关键词 核衰变 射线强度平衡 辐射能量平衡

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核燃料棒^(235)U富集度均匀性扫描装置中的中子慢化系统计算 被引量：1

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作者 邓景珊 刘萍 +1 位作者 任宁莉 刘廷进 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2005年第3期214-217,共4页

对于核燃料棒235U富集度均匀性扫描装置,为了合理有效地利用252Cf中子源,提高检测灵敏度,需要合理选择中子慢化材料,优化中子慢化过程。本文利用Monte Carlo方法对中子慢化系统进行了优化计算,在保证慢化中子(En<1MeV)通量密度较高和... 对于核燃料棒235U富集度均匀性扫描装置,为了合理有效地利用252Cf中子源,提高检测灵敏度,需要合理选择中子慢化材料,优化中子慢化过程。本文利用Monte Carlo方法对中子慢化系统进行了优化计算,在保证慢化中子(En<1MeV)通量密度较高和235U与238U的裂变反应几率比R5/8也较高的前提下,给出了几种慢化材料及其组合的结果。 展开更多

关键词 ^235U 中子慢化 扫描装置 核燃料棒 均匀性 富集度 系统计算 CARLO方法 ^252Cf 检测灵敏度 ^238U 优化计算 反应几率 通量密度 中子源 材料 裂变 组合

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多家相关数据的样条拟合 被引量：1

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作者 周洪模 左义欣 刘廷进 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1994年第5期403-412,共10页

多家数据的样条拟合，已有不少工作，但都没考虑相关误差。文章处理了相关数据，推导公式并编写程序，研究了相关性对拟合值的影响，对ＰＰＰ问题也作了讨论。

关键词 相关数据 相关误差 协方差矩阵 样条函数拟合

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基于ENDITS-2.1的CENDL-3.2临界基准检验 被引量：2

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作者 吴海成 张环宇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第6期1271-1279,共9页

中国评价核数据库CENDL-3.2于2020年6月正式发布,并在ND2019上介绍了基于系统化宏观检验工具包ENDITS-1.0的临界基准检验结果。为更广泛测试新评价数据库的临界计算准确度并为将来的评价数据改进提供反馈,中国核数据中心发展了ENDITS-2... 中国评价核数据库CENDL-3.2于2020年6月正式发布,并在ND2019上介绍了基于系统化宏观检验工具包ENDITS-1.0的临界基准检验结果。为更广泛测试新评价数据库的临界计算准确度并为将来的评价数据改进提供反馈,中国核数据中心发展了ENDITS-2.1,并用其中2237个来自国际核临界安全手册ICSBEP2006的临界基准实验对国际最新版本的评价核数据库进行了临界基准检验。利用趋势分析方法和统计卡方对检验计算结果进行了分析,确定了获得改进的临界系统和评价数据,确认CENDL-3.2较CENDL-3.1有明显改进,临界计算准确度达国际领先水平。最后,结合对灵敏核素相关统计卡方的分析以及皮尔逊卡方检查,提出了CENDL-3.2库高优先级待改进核素清单,确定了CENDL库需要优先改进235,238U、239,240Pu、232Th等16种核素的核反应数据。 展开更多

关键词 评价核数据 临界基准检验 ENDITS-2.1 CENDL-3.2

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α+^(209)Bi反应激发函数及厚靶产额计算

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作者 刘洋阳 黄小龙 +4 位作者 王记民 刘丽乐 金永利 王香涵 汪文烨 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第5期982-989,共8页

^(211)At是理想的靶向α治疗核素,^(209)Bi(α,2n)^(211)At是产生该放射性核素的重要核反应,精确可靠的核反应数据对于^(211)At核素生产具有重要意义。^(209)Bi(α,3n)^(210)At反应产物^(210)At核素会衰变为剧毒的^(210)Po核素,掌握该... ^(211)At是理想的靶向α治疗核素,^(209)Bi(α,2n)^(211)At是产生该放射性核素的重要核反应,精确可靠的核反应数据对于^(211)At核素生产具有重要意义。^(209)Bi(α,3n)^(210)At反应产物^(210)At核素会衰变为剧毒的^(210)Po核素,掌握该反应信息也有助于安全有效提取^(211)At产物。为获得上述反应相关信息,对国际核反应实验数据库(EXFOR)中相关实验测量数据进行了收集分析,使用EMPIRE程序,基于选取的合理光学模型势与能级密度参数对上述反应的激发函数进行了计算。通过理论计算结果与实验数据的比对,得到了^(209)Bi(α,2n)^(211)At、^(209)Bi(α,3n)^(210)At反应激发函数。在此基础上,计算了^(211)At核素和^(210)At核素的厚靶产额。最后得到了入射能量小于50 MeV能区范围内^(209)Bi(α,2n)^(211)At、^(209)Bi(α,3n)^(210)At反应激发函数推荐值及^(211)At(医用放射性同位素)和^(210)At(衰变子体为长寿命极毒性核素^(210)Po)的厚靶产额推荐评价结果。^(210)At核素厚靶产额计算结果表明,生产^(211)At核素过程中,入射α粒子能量需低于29 MeV。此条件下^(210)At与^(211)At厚靶产额比小于10^(-5),满足国际放射防护委员会规定的职业摄入量,符合^(211)At后续标记的要求。 展开更多

关键词 带电粒子核反应 数据评价 激发函数 厚靶产额

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CENACE热散射中子文档的研制 被引量：1

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作者 温丽丽 吴海成 张环宇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第8期1345-1350,共6页

为模拟计算相关中子学问题,中国核数据中心研制了ACE格式的多温度连续能量点截面库CENACE。其中,为计算热中子相关问题,采用NJOY99程序,将ENDF/B-Ⅶ.1库中18种材料的热散射率数据制成ACE格式的热中子散射数据。为验证热中子ACE文档的完... 为模拟计算相关中子学问题,中国核数据中心研制了ACE格式的多温度连续能量点截面库CENACE。其中,为计算热中子相关问题,采用NJOY99程序,将ENDF/B-Ⅶ.1库中18种材料的热散射率数据制成ACE格式的热中子散射数据。为验证热中子ACE文档的完整性和可用性,对加工得到的数据进行绘图测试,并将热散射截面的计算结果与实验测量值进行比较。测试结果表明,所有ACE文档数据准确可靠,不存在异常或不合理等现象;对于常见反应堆慢化剂材料,新制作的热散射数据与实验值符合良好,个别材料的热散射率评价数据有待进一步改进。 展开更多

关键词 热中子散射数据 连续能量点截面 测试

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Q值在线计算程序QCALC 被引量：1

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作者 黄小龙 周春梅 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1996年第4期365-367,共3页

Ｑ值计算程序ＱＣＡＬＣ及其帮助文件已被开发移植并建立在ＭＩＣＲＯ－ＶＡＳ－Ⅱ计算机上。该程序系统可以在线计算各种核反应的Ｑ值和阈能以及各种核衰变的Ｑ值，并可给出这些计算结果的误差。该程序还能在线检索１９９３年评价的原... Ｑ值计算程序ＱＣＡＬＣ及其帮助文件已被开发移植并建立在ＭＩＣＲＯ－ＶＡＳ－Ⅱ计算机上。该程序系统可以在线计算各种核反应的Ｑ值和阈能以及各种核衰变的Ｑ值，并可给出这些计算结果的误差。该程序还能在线检索１９９３年评价的原子质量数据库。 展开更多

关键词 Q值 原子质量 计算程序 QCALC 核反应

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巨偶极共振参数子库（CENPL．GDP－1）的管理－检索程序系统

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作者 左义欣 苏宗涤 +1 位作者 刘建峰 葛智刚 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1996年第3期273-279,共7页

中国评价核参数库（ＣＥＮＰＬ）的ＧＤＰ－１子库存贮了用Ｌｏｒｅｎｔｚ曲线符合光核反应数据获取的巨偶极共振参数，建立了它的管理检索程序系统。由于库数据文件中仅存有从５１Ｖ到２３９Ｐｕ共１０２个核素的巨偶极共振参数，程序... 中国评价核参数库（ＣＥＮＰＬ）的ＧＤＰ－１子库存贮了用Ｌｏｒｅｎｔｚ曲线符合光核反应数据获取的巨偶极共振参数，建立了它的管理检索程序系统。由于库数据文件中仅存有从５１Ｖ到２３９Ｐｕ共１０２个核素的巨偶极共振参数，程序系统采用直接检索、替代、插值和系统学公式计算等方法可以补充库数据文件的不足。这里描述了它的特点、功能及使用方法。 展开更多

关键词 巨偶极共振参数 参数库 管理-检索程序 Γ辐射

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CENDL-3天然锆宏观检验

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作者 吴海成 刘萍 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2004年第4期351-355,共5页

介绍了利用锆的中子泄漏谱实验和氢化锆慢化体临界实验对CENDL 3的天然锆全套中子评价数据进行的宏观检验。检验工作比较了用来自CENDL 3、CENDL 2 .1、BROND 2、ENDF/B VI.2、JENDL 3 .2和JENDL 3 .3等 6个不同评价库的锆所计算的中子... 介绍了利用锆的中子泄漏谱实验和氢化锆慢化体临界实验对CENDL 3的天然锆全套中子评价数据进行的宏观检验。检验工作比较了用来自CENDL 3、CENDL 2 .1、BROND 2、ENDF/B VI.2、JENDL 3 .2和JENDL 3 .3等 6个不同评价库的锆所计算的中子泄漏谱。检验还分析了氢化锆慢化体临界实验的keff计算结果。检验结论认为CENDL 3天然锆的评价较CENDL 2 .1有所改进 ,但是非弹角分布、(n ,2n)反应和连续非弹性散射的双微分截面仍需要进一步调整。 展开更多

关键词 临界 微分截面 非弹性散射 中子 连续 角分布 氢化 天然 实验 评价

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^(239)Pu的积分检验

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作者 刘萍 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2006年第1期33-38,共6页

介绍了10个钚金属快临界基准实验和5个钚溶液热临界基准实验的239Pu的积分检验。检验工作中的239Pu来自评价库ENDF/B-Ⅶ和CENDL-3。积分检验计算采用连续能级蒙特卡罗(M-C)程序 MCNP5。基准检验结果表明,对10个快装置而言,与ENDFBV-Ⅱ库... 介绍了10个钚金属快临界基准实验和5个钚溶液热临界基准实验的239Pu的积分检验。检验工作中的239Pu来自评价库ENDF/B-Ⅶ和CENDL-3。积分检验计算采用连续能级蒙特卡罗(M-C)程序 MCNP5。基准检验结果表明,对10个快装置而言,与ENDFBV-Ⅱ库的239Pu相比,CENDL-3的239Pu给出了较好的keff值,两库的中心裂变率的计算结果是接近的。然而,对5个钚溶液热临界基准装置而言, 基于CENDL-3的keff值的计算结果平均高于实验值0．37％,ENDF/B-Ⅶ的计算结果与实验值符合得稍好于CENDL-3的结果,表明CENDL-3的239Pu的俘获截面有待于进一步的改进。 展开更多

关键词 积分检验 临界基准实验 ^239Pu M-C KEFF

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钍基熔盐堆238群中子-48群光子耦合库的研制 被引量：2

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作者 赵秋娟 吴海成 +2 位作者 刘萍 张环宇 葛智刚 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第1期1-7,共7页

为满足新一代核能系统钍基熔盐堆核设计用AMPX格式多群中子-光子耦合常数库的需求,基于为钍基熔盐堆推荐的微观评价核数据库CENDL-TMSR和ENDF/B-Ⅶ.1热散射数据子库及光子-原子相互作用数据子库,采用中子-光子耦合群常数制作系统NPLC-2... 为满足新一代核能系统钍基熔盐堆核设计用AMPX格式多群中子-光子耦合常数库的需求,基于为钍基熔盐堆推荐的微观评价核数据库CENDL-TMSR和ENDF/B-Ⅶ.1热散射数据子库及光子-原子相互作用数据子库,采用中子-光子耦合群常数制作系统NPLC-2研制了一套AMPX格式的238群中子-48群光子耦合多群常数库。该库包含400个核素、12种热散射材料,温度从300~2 500K共5个温度点。该库采用窄共振近似进行共振自屏处理,重点锕系核素支持Nordheim方法处理共振自屏。经初步的临界基准验证和屏蔽基准验证,证明了该库的可靠性。 展开更多

关键词 AMPX格式 多群常数 中子-光子耦合 NPLC-2 钍基熔盐堆

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中子比释动能系数和辐射损伤截面计算程序KDC的研发 被引量：1

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作者 赵秋娟 吴海成 +2 位作者 吴小飞 刘萍 葛智刚 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第9期1557-1563,共7页

为弥补国内在由评价核数据出发计算中子比释动能(KERMA)系数和辐射损伤截面的程序方面的空白,建立了中子KERMA系数和辐射损伤截面计算方法,并基于FORTRAN-90程序语言开发了具有自主知识产权的中子KERMA系数和辐射损伤截面计算程序KDC。... 为弥补国内在由评价核数据出发计算中子比释动能(KERMA)系数和辐射损伤截面的程序方面的空白,建立了中子KERMA系数和辐射损伤截面计算方法,并基于FORTRAN-90程序语言开发了具有自主知识产权的中子KERMA系数和辐射损伤截面计算程序KDC。另外,针对能量平衡检查过程中发现的能量不平衡问题,提出了一种对不合理KERMA系数进行直接修订的方法,即用运动学上限替代不合理KERMA系数,并在KDC程序中实现了这一修订功能。通过将KDC程序与国际上广泛应用的核数据处理程序系统NJOY中的HEATR模块的计算结果进行比对,验证了KDC程序在计算结果和功能上的可靠性。 展开更多

关键词 中子比释动能系数 辐射损伤 移位原子数 能量平衡检查 NJOY

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快堆伪裂变产物截面和角分布的计算 被引量：1

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作者 张崇 吴海成 +2 位作者 葛智刚 刘萍 吴小飞 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第9期1550-1556,共7页

为满足我国示范快堆研究的需要并解决以往伪裂变产物截面数据偏小的问题,需重新研制一种制作伪裂变产物数据的方法,为制作多个裂变核的伪裂变产物全套中子数据提供基础。本文用浓度加权求和的方法计算伪裂变产物截面、微分截面和双微分... 为满足我国示范快堆研究的需要并解决以往伪裂变产物截面数据偏小的问题,需重新研制一种制作伪裂变产物数据的方法,为制作多个裂变核的伪裂变产物全套中子数据提供基础。本文用浓度加权求和的方法计算伪裂变产物截面、微分截面和双微分截面。在挑选核素的过程中提出贡献法,即利用裂变率加权产额和吸收截面(反应道MT=27)得到产物核对反应堆的贡献值,从而量化了挑选核素的过程,提高了计算的准确性。最后以CENDL_NP库为主要数据来源,TENDL库数据为补充,制作出了一套^(235) U的伪裂变产物截面数据,通过与以往计算结果比较证明了上述方法的优越性和实用性。 展开更多

关键词 伪裂变产物 挑选核素 浓度 加权求和

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