【摘 要】
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压力容器内的中子,特别是快中子注量率与压力容器材料的辐照损伤直接相关,是评价核电站安全和寿命的关键参数之一.本文采用二维离散纵标程序DORT,建立了典型堆本体的二维R-θ
【机 构】
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中国核电工程有限公司,北京,100840
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压力容器内的中子,特别是快中子注量率与压力容器材料的辐照损伤直接相关,是评价核电站安全和寿命的关键参数之一.本文采用二维离散纵标程序DORT,建立了典型堆本体的二维R-θ几何模型,用以分析压力容器内的快中子注量率.Sn程序求解中子输运方程时,需要定义材料或几何空间内离散坐标的网格细分等参数,文章比较了不同材料或几何内网格细分程度对压力容器中子注量率计算的敏感性,为提高压力容器中子注量率计算的效率并保证计算的精度提供了参考.
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