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MCNP5程序可以用于电子加速器驱动次临界系统的建模运算,其调用的截面数据库缺乏部分核素的光核数据。利用NJOY程序将ENDF/B-VII中的7种核素原始光核数据制作成MCNP5可利用的ACE格式的光核数据,并用MCNP5建立模型计算出所加工核素的光中子反应微观截面,得到光中子反应微观截面随光子能量变化曲线,并与IAEA编写的技术文档中各核数据中心的截面曲线进行对比。结果表明,所有核素光核反应数据制作过程正确,但52Cr、58Ni和91Zr的光中子反应微观截面在不同数据库中有一定的差别。 相似文献
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核数据库是中子输运计算的基础。基于ENDF/B-Ⅶ.1评价库,采用NJOY制作了用于MCNP(Monte Carlo N-Particle Transport Code)程序的AHD1.0(Advanced hybrid database1.0)库,并从国际临界核安全手册(International Handbook of Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments,ICSBEP)中分别选取了高浓铀、中浓铀、低浓铀的快谱、中间谱及热谱的部分基准装置,用MCNP程序调用该数据库进行了临界基准验证,验证结果显示:调用该库的计算值与实验值符合较好,误差在0.5%以内,具有较高的精确度,满足核设计对数据库精度的要求。但对于部分含有W、Fe、Gd等结构材料、吸收材料的基准检验中,存在较大的偏差,造成这些偏差的主要原因是计算过程中核素的处理及评价数据库的来源,需要进一步的研究验证。 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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使用截面加工程序NJOY生成以针对最新释放的ENDF/B-VII和CENDL-3.1评价核数据截面库为基础库的2个ACE格式的温度相关中子截面库。使用压水堆多普勒数值基准题对生成的2个ACE格式截面库进行基准验算。验算结果表明,所生成的2个温度截面库在有效增殖系数、多普勒反应性亏损、多普勒反应性系数方面均与原基准题吻合良好,说明评价核数据截面库ENDF/B-VII和CENDL-3.1能很好地应用于ACE格式的截面库的制作。 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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反应堆物理特性计算中产生的误差可能由两方面因素造成:1)方法误差(包括计算程序和计算模型):2)所使用的核数据本身的误差。很多国家以法规或导则形式规定,在进行堆物理计算时必须给出误差分析。随着计算机技术的发展及计算程序的不断更新完善,方法误差己不是影响物理特性计算精确度的主要原因。而由核数据误差引起的计算结果不确定性己越来越受到重视。 相似文献
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OpenMC是麻省理工大学计算反应堆物理组开发的开源蒙特卡罗程序,能够方便地制作适用于特定堆芯中子能谱分布的多群反应截面及高阶勒让德散射截面以用于离散坐标输运程序ANISN的计算。本文基于ENDF/B-Ⅶ.1和CENDL-3.1评价数据库,利用OpenMC计算制作了ANSIN格式的多群截面并通过基准题的计算验证计算结果的准确性。通过截面转换程序的编写,将OpenMC给出的堆芯各阶勒让德散射分量,堆芯中子能谱分布,散射、吸收反应率以及裂变中子产生速率等信息转换为ANISN程序可读取的截面库格式。采用制作的截面库利用ANINS计算有效中子增殖因子及堆芯中子通量分布。结果表明,ANISN确定论的计算结果与OpenMC给出的蒙特卡罗计算结果相吻合,验证了这种方法可有效地为ANISN提供截面数据,将来可推广应用于二维、三维确定论中子输运计算。 相似文献
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反应堆用核截面处理程序RXSP的研发与验证 总被引:1,自引:0,他引:1
反应堆用核截面处理系统(RXSP)除了具有共振重造、线性化以及能量/角度分布处理等功能外,还实现了快速多普勒展宽、热化库插值、OpenMP并行加速等关键方法和算法.程序验证表明,RXSP能够准确、高效地将ENDF/B库的中子评价核数据制作成堆用蒙特卡罗程序(RMC)计算所需的连续能量点截面库.与评价核数据库的数据处理系统(N JOY)处理生成截面库的微观比较和基准题的宏观验证表明,RXSP与N JOY具有相同的计算精度,而RXSP的处理时间则大大缩短,满足了反应堆物理-热工水力耦合计算中所需的多次大量材料的温度相关截面库更新的要求.此外,RXSP还能处理ENDF/B-Ⅶ.1中子截面库中R-matrixLimited格式的共振参数. 相似文献
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基于ENDF/B-VII.0评价库的多群参数库MUSE1.0的开发与初步验证 总被引:1,自引:0,他引:1
采用NJOY程序研制了基于ENDF/B-VII.0评价库的172群中子-42群光子多群截面库(MUSE1.0),该库的权重谱采用Vitanim-e谱,角分布采用勒让德P6近似;热散射数据由自由气体模型产生,共振自屏修正选择了10组背景截面。该库含有293、600、800、900 K等温度下的截面数据;采用GENDF、MATXS和ACE多群3种格式存储。采用MCNP程序,从临界计算和屏蔽计算两个方面对该库进行较全面检验。结果表明,MUSE1.0在临界计算以及屏蔽计算方面具有较强的通用性,对于热散射效应以及共振自屏效应具有较好地描述能力,可以满足超临界水堆概念设计研究方面的应用要求。 相似文献
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《中国原子能科学研究院年报》2001,(1)
将最新发表的J/Ψ核吸收截面输入强子和弦级联模型JPCIAE,计算了 200 AGeV/c的P-A、O-U、S-U和Pb-Pb最小偏畸碰撞中J/Ψ低因子,并与实验结果进行了比较。结果表明:增大的新截面尚不能改变核吸收机制不易解释Pb-Pb碰撞中J/Ψ反常压低的局面。 相似文献
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反应堆运行过程中温度不断变化,在模拟中常采用在线多普勒展宽方法生成各种温度下的中子核截面。已有的在线截面生成方法中,SIGMA1方法精度较高,但由于其使用了误差函数及泰勒级数展开方法,截面的生成效率偏低。本文基于FDS团队自主研发的超级蒙特卡罗核模拟软件系统SuperMC,针对不同能段截面的特点,发展了基于分段高斯积分的在线多温度核截面生成方法,在多普勒展宽共振峰较密集的区域使用高斯-厄米特积分方法,在低能区域使用高斯-勒让德积分方法,在保证核截面精度的同时提高了截面生成效率。通过典型核素截面的对比以及临界安全基准例题与多普勒反应性系数基准例题的测试,本文方法与SIGMA1方法相比平均计算效率提高5倍以上,且展宽温度越高,效率提升越明显。证明了该方法能够快速并准确地生成各种温度下的中子核截面,可用于反应堆多物理耦合计算。 相似文献
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为提高铅基堆中子学模拟的可靠性,基于启明星Ⅱ号铅基零功率反应堆,开展铅基堆相关核数据的入堆宏观基准检验研究。采用周期法测量堆芯反应性,进而获得有效增殖因数keff为1001 14±0000 07。采用MCNP程序对铅基堆进行精细化建模,结合不同数据库内的中子评价核数据,计算实验燃料棒装载下的铅基堆芯的keff。比较结果可知,4种截面库计算的铅基堆keff模拟结果与实验结果吻合较好,最大相对偏差小于1%,其中,ENDF/B Ⅶ.1库的模拟结果与实验结果吻合最好,相对偏差和绝对偏差分别为025%和251 pcm。通过计算关键材料元素核数据引起keff的变化量,可知铅元素核数据引起的堆芯keff结果的波动量最大,在CENDL 31和JENDL 40中的铅元素引起keff的波动值分别为219 pcm和166 pcm。 相似文献
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为满足聚变 裂变次临界混合堆设计和其他相关研究的需要 ,以世界几个主要基本评价核数据库为数据来源 ,通过优选建立了名为HENDL1 .0 /E的多用途核数据库 ,采用国际通行的核数据库处理程序系统NJOY和TRANSX等程序制作了相应的工作数据库 ,其中包括多能群输运截面库HENDL1 .0 /MG、连续能量点状输运截面库HENDL1 .0 /MC、燃耗数据库HENDL1 .0 /BU和响应函数库HENDL1 .0 /RF ,利用世界上流行的中子输运程序对已有的一系列基准检验实验进行模拟计算和比较分析以检验混合库HENDL1 .0的正确性和有效性。 相似文献
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核脉冲信号的高斯滤波成形广泛应用于核谱仪系统中。利用Multisim设计了CR-(RC)m和多级Sallen-Key高斯成形电路,实现了模拟核脉冲信号在不同参数条件下的高斯成形;基于基尔霍夫定律分析推导出CR-(RC)m和Sallen-Key电路的数值递推函数,在MATLAB平台中实现了实际核信号的数字化高斯成形处理。通过获取两种成形电路、数值递推函数在不同参数下的高斯成形效果,结果表明仿真与实际核信号的高斯成形均能取得较理想的结果,为核脉冲信号的高斯滤波成形处理提供了设计参考。 相似文献
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在核功率测量装置数字化的研究中比较了多种微处理器技术,选择了基于PC/104总线的嵌入式PC微处理器,使得整个装置结构紧凑、性能可靠、开发和调试方便。在系统方案设计的基础上,完成了原理样机的研制,实现了预定的设计功能。 相似文献