据库CENDL-2 和CENDL-3 的评价计算

来源 :中国核学会计算物理学会第十届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2004年反应堆物理会议 | 被引量 : 0次 | 上传用户:xuzw93
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
  本文对728零功率实验临界的一个准圆形均匀实验布置和改变此布置的元件栅距的几个方案,分别采用MCNP程序自带的数据库(ENDF/B6)和核数据中心提供的CENDL-2,CENDL-3进行了MCNP程序理论计算.对采用这些数据库得到的计算结果进行了比较,同时也对零功率实验临界布置的计算结果与实验结果进行了比较,对CENDL-2.0和CENDL-3.0版核数据进行了初步评价.
其他文献
  通常,只要地下管网在工作,供水干管的维护常常被人们"看不见,想不到",除非出现紧急情况如爆管、泄漏出现严重的水质问题才能引起人们注意.然而,不难看出,为紧急情况所付
  控制棒操纵的灵活性使其成为各类反应堆的一种常规控制手段.尽管人们已经数值仿真了控制棒移动对堆芯中子输运的影响,但目前缺乏一个简单有效的描述功率分布变化与控制棒
会议
  本实验是把二氧化铀辐照重结构试验装置的模拟装置放在49-2反应堆堆芯E5位置,采用活化法测量了模拟装置内二氧化铀燃料元件中热中子通量与堆芯监督点热中子通量的比值,还
会议
  堆外电离室作为目前大多数动力堆上唯一的实时敏感元件,通常仅作为监视堆芯总功率、功率轴向偏移、象限倾斜等的指示.如果通过堆外电离室能够对动力堆堆内功率分布进行实
会议
  本文是对我所自行研制的压水堆核电站堆芯物理实时动态仿真系统(SIMCORE)的介绍.包括该仿真系统的数学模型,仿真范围,程序计算流程和接口.该系统已在秦山一期,秦山二期核
  本文主要介绍秦山核电厂PSA项目的中破口失水事故的始发事件分析,包括中破口失水事故破口面积的上限和下限的确定、破口位置范围的确定、代表事件的确定以及始发事件频率
  基于三维离散纵标法程序TORT,建立了核聚变托卡马克装置HT-7U及屏蔽大厅的三维离散精细模型,在此基础上计算分析了装置进行D-D等离子体放电时大厅内的三维辐射场分布,并
会议
  采用ANISN、MCNP程序和快中子活化探测片分别对HFETR电离室孔道的快中子注量率进行了计算和测量,把计算和测量的结果作了比较,给出了压力容器内壁1/4厚度处的快中子注量
  本文旨在主要讨论分析了IP网络中拥塞避免/控制的主动式队列管理AQM机制的代表性算法RED及其改进技术,分析了其性能指标和技术特点,提出了用路由器保护和优化TCP业务带宽
会议
  简述了国际上普遍采用的多种确定压力容器及辐照监督管中子注量的计算方法,研究出一套行之有效的基于蒙特卡罗输运技术的计算方法,包括堆芯裂变中子源参数的计算处理、混