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张华 《中国原子能科学研究院年报》2007,(1)
采用日本大阪大学的基准检验装置OKTAVIAN的数据,完成了中国评价库CENDL-3.1中^28Si的中子评价数据的积分检验,并将检验结果与实验值、ENDF/B-VII.0、JENDL-3.3、JEFF-3.1等微观评价库的计算检验结果进行了比对和分析。结果表明,CENDL-3.1中^28Si的评价数据在分立能级直接非弹性散射截面及角分布、弹性散射截面、弹性散射角分布以及光子产生数据需要进一步改进。 相似文献
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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O.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. 相似文献
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TP2008核数据库研制 总被引:1,自引:0,他引:1
根据最新评价核数据库ENDF/B-Ⅶ的特点,对群常数制作程序系统NJOY97进行了修改,建立了NJOY97CNDC程序系统。并采用NJOY97CNDC程序系统,主要基于ENDF/B-Ⅶ库,研制了与TPFAP程序接口的TP2008核数据库,同时,采用TPFAP-E程序对TP2008库进行了相应的基准检验计算,并将计算结果与基准实验值、TPFAP程序自带库(CPMLIB)的计算值、TP2000库的计算值进行了比较,验证了TP2008库的可靠性。可以看出,TP2008库给出了较好的基准检验计算结果。更全面的工程检验计算,有待于进一步地展开。 相似文献
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CENDL-3是中国评价库CENDL的最新版本,通过采用群常数制作程序系统NJOY及反应堆栅元计算程序WIMSD5A和蒙特卡罗程序MCNP对CENDL-3库进行了包括热堆和快堆的基准装置的检验计算,并将检验结果与实验结果和其它库的计算结果进行了比较和分析。表明CENDL-3库中铀同位素的检验结果是相当不错的;由于裂变谱的改进,钚同位素的检验结果也有了相当好的改进;尽管9Be的检验结果有了明显改进,但计算的keff与其它库相比仍有点偏低。 相似文献
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CENDL-3.2评价库对56Fe非弹性散射截面进行了更新,为了验证其与ENDF/B-Ⅷ.0评价库中截面以及屏蔽计算能力的差异,通过NJOY2016程序对56Fe共振重造后的非弹性散射、总截面等微观截面进行了比较;并制作了多群截面,在56Fe非弹性散射能量范围对以56Fe为主要核素的3个系列屏蔽基准题ILL-Fe、OKTAVIAN-Fe、IPPE-Fe进行了屏蔽计算性能的比较。结果表明,CENDL-3.2评价库的非弹性散射截面在4~12 MeV能量范围内低于ENDF/B-Ⅷ.0评价库的结果;多群截面基准题验证表明,CENDL-3.2评价库计算结果与实验值总体符合较好;对于OKTAVIAN-Fe基准题,在0.1~1 MeV能量范围内两评价库计算结果吻合较好。此外,所有基准题验证结果都有共同的现象,即在56Fe非弹性散射截面占主要贡献的1~10 MeV能量范围内,CENDL-3.2的计算结果比ENDF/B-Ⅷ.0的计算结果偏高。 相似文献
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介绍了群常数库TPLIB-94的临界实验分析,TPLIB-94库是为轻水堆燃料组件计算程序包TPFAP制作的,它基于JENDL-3.1评价核数据库。本文给出了5个热堆基准问题和一批压水堆零功率临界实验的计算结果。 相似文献
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核数据是核基础研究、核能开发与利用以及核技术发展的基础数据,是连接核物理基础研究与核工程和核技术应用的重要桥梁,在国防与国民经济建设以及核科学发展领域起重要作用。核数据评价建库与检验是核数据研究过程中的两个重要部分,是核数据应用于核工程必不可少的环节。本文介绍了核数据内涵、核数据研究意义以及国内外核数据评价研究的简要发展历史,并结合中国评价核数据库CENDL的研究过程介绍了实验数据调研与分析评价、核数据理论模型计算、核数据统调建库与核数据宏观检验的主要评价核数据研究过程,以及我国自主建立的核数据评价方法和技术、模型及计算程序、评价数据建库和评价数据库的检验方法;介绍了基于我国自主建立的核数据评价建库与检验系统而研制的中国评价核数据库最新版CENDL 32以及对其进行的相关基准检验及应用结果;最后简要介绍了CENDL 32在反应堆屏蔽设计以及压水堆、高温堆等方面的实际应用以及与其他主流评价核数据库的比对结果。 相似文献
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为检验和改进233U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233U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233U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233U评价数据表现较好,但仍高估了共振俘获的贡献。 相似文献
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本文介绍了利用泄漏中子角通量谱实验FNS,对CENDL-3.1b0版的^14N全套中子评价数据进行宏观检验和改进的结果。检验工作比较了基于评价核数据库CENDL-2.1,3.0、3.1b0、ENDF/B—VII.0和JENDL-3.3 5个不同版本的^14N的中子角通量谱的计算值和实验测量值。 相似文献
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中国评价核数据库最新版CENDL-3.2(Chinese Evaluated Nuclear Data Library)已于2020年6月发布,对包括核工程计算中常用的235U、238U、239Pu、56Fe等134个核素的中子反应数据重新进行了评价和计算,与CENDL-3.1相比,CENDL-3.2数据种类和数据质量均有大幅提高。Be由于其散射截面大、吸收截面小,常被用作熔盐堆燃料载体盐成分之一,其反应截面数据的准确性在熔盐堆设计中不容忽视。基于CENDL-3.2评价核数据库,采用NJOY制作了199群中子、42群光子的MATXS格式多群截面库,挑选了35个含Be快临界基准对其进行检验分析,并与基于ENDF/B-7.1和JENDL-4.0的多群截面库计算结果进行对比。分析表明:基于CENDL-3.2多群截面库计算的26个基准题(74.29%)的结果与实验值偏差在0.5%以内,整体上优于ENDF/B-7.1和JENDL-4.0。表明CENDL-3.2中的Be数据和基于CENDL-3.2的多群截面库及其制作方法是可靠的,能够用于熔盐堆相关设计计算。 相似文献
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吴海成 《中国原子能科学研究院年报》2009,(1):136-136
核数据的宏观检验是将评价核数据库应用于核工程的重要环节。利用国际核临界安全手册ICSBEP中的临界实验、FENDL库屏蔽基准实验、LLNL脉冲球实验、NIST水球实验等不同类型的基准实验构建一套系统化的检验系统,从整体上为评价数据库(ENDL)的可靠性进行评估和分析。 相似文献
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ENDF/B-Ⅶ.0多群截面库MUSE1.0在压力容器基准实验分析中的初步应用 总被引:1,自引:0,他引:1
基于ENDF/B-Ⅶ.0评价核数据库开发了172n×42g多群截面数据库MUSE1.0,利用二维离散纵标法程序DORT,针对美国H.B.Robinson-2号机组压力容器基准实验,对辐照监督管处中子能谱、核反应率及比活度等参数进行了详细的计算分析,并与基于ENDF/B-Ⅵ的BUGLE-96多群参数库计算结果及实验测量值进行了比较分析。结果表明:MUSE1.0比活度计算值与实验测量值之比(C/M)平均为0.98±0.04,较BUGLE-96计算结果(平均C/M为0.90±0.04)精度有较大提高,满足压水堆压力容器快中子注量计算精度要求。 相似文献
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吴海成 《中国原子能科学研究院年报》2007,(1)
利用泄漏中子角通量谱实验FNS,对CENDL-3.1b0版的^16O全套中子评价数据进行宏观检验。检验工作比较了基于评价核数据库CENDL-2.1,3.0、3.1b0、ENDF/B—VII.0和JENDL-3.3 5个不同版本的^16O的中子角通量谱的计算值和实验测量值(图1、2)。 相似文献
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MCNP程序用热中子散射数据制作和检验 总被引:2,自引:2,他引:0
基于ENDF/B-Ⅶ.0评价库,以前已陆续研制了可供MCNP程序使用的连续截面库,以及多套多个温度、多组邦达连柯背景截面修正的多群参数库。本文采用NJOY程序以及ENDF/B-Ⅶ.0评价库热散射子库,完成了MCNP程序使用热中子散射数据库S(α,β)的制作和检验。比较了自制库与MCNP自带基于ENDF/B-Ⅵ版热散射数据库(sab2002),对改进较明显的重要介质“轻水中氢”和“重水中氘”给出了分析说明。通过48个基准装置keff计算结果可看出,MCNP程序自带热中子散射库sab2002与自制库thb70计算的keff整体上偏差不大,keff平均偏差约65pcm。 相似文献