弱源情况下的核临界安全评价与分析研究

来源 :第七届反应堆物理与核材料学术研讨会暨第四届核能软件自主化研讨会 | 被引量 : 0次 | 上传用户:huonu
下载到本地 , 更方便阅读
声明 : 本文档内容版权归属内容提供方 , 如果您对本文有版权争议 , 可与客服联系进行内容授权或下架
论文部分内容阅读
  将零维中子动力学程序与二维对流换热程序耦合,开发了一个可用于核临界安全评价与分析的程序CriSAA.中子动力学程序中的对广义半马尔科夫过程模拟方法进行了改进,使其适用于随机中子场瞬态和强中子场瞬态的动力学分析.
其他文献
  活化腐蚀产物是压水堆运行人员日常工作的主要辐射来源,由CNPRI 自主研发的活化腐蚀产物分析软件LILY,通过模拟一回路水化学以及各部件内腐蚀产物的沉积、析出、腐蚀等传
  碳化硅材料由于其优异的性能,被认为是先进裂变堆和聚变堆中一种极具应用前景的候选材料。热量从堆芯的有效载出很大程度上取决于材料的导热性能。在核能服役下的高温辐照
  核反应辐射流体力学应用软件往往是流体力学、辐射、中子耦合在一起的多物理软件,对其正确性验证、适应性确认和模拟结果不确定度量化一直是核反应辐射流体力学多物理软件
  为了给ADS 设计提供参考,对外中子源在次临界系统和贫化铀球壳中的倍增进行了分析,根据实验测量的结果,结合对中子倍增因子的分析,认为通过长计数器测量中子在次临界系统中倍
  为实现聚变堆燃料氚的“自持”,通常需要在反应堆中设计氚增殖剂包层,利用堆芯D-T 反应产生的聚变中子与增殖包层内的含锂材料反应产生氚而实现氚增殖。国际热核聚变实验堆
会议
  轻水是核反应堆常用慢化剂之一,中子热化使得其散射截面计算较为复杂,进而影响热能区输运计算精度,核工程设计对于轻水热散射数据的精度要求较高。基于热中子散射理论,比较分
  压力容器是反应堆中的关键部件,由于其一经安装便不可更换,所以其稳定性关乎整个反应堆的安全和使用寿命。在辐照环境下,反应堆压力容器钢会产生一系列辐照缺陷,导致材料失效
  中微子物理及暗物质的寻找是近几年科学研究的热点,这种低本底高灵敏度的探测实验,需要高精度的反符合探测器(VETO)来降低宇宙线本底.RPC(Res istive Plate Counter,阻抗
  随着裂变反应堆技术的发展,其几何结构也变得越来越复杂,蒙卡粒子输运程序由于其计算与几何复杂度无关的特点,越来越得到广泛的应用。裂变堆芯模型中栅元数量众多,一般一个完
  采用经典微扰理论,高效地得到问题相关的多群截面的扰动对特征值的直接影响,即显式敏感性。应用广义微扰理论,推导了在子群共振自屏方法中,多群共振自屏截面对非共振核素截面