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程序NMC是为完成核质量公式修正和核质量计算而设计的。在50≤Z≤71区域对640个原子核和双中子分离能的实验数据进行了拟合,确定了4个自由参数,取得了满意的结果。程序采用了多种可供选择的拟合方法,并采用了方便的对话式人机界面。 相似文献
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本文讨论了谱刚度的计算机模拟的基本思想和在多重产生中的应用。通过将实验得到的谱刚度与模拟结果相比较,可以得到关于碰撞系统混沌特征和非线性动力学的认识。 相似文献
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总结了近期在点核积分程序方面的研制和发展情况。文中给出的点核积分程序序列基本上满足工程设计和安全分析需要。 相似文献
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热管冷却反应堆(简称“热管堆”)高温运行下的结构热膨胀效应会显著影响反应堆的传热和中子物理输运过程。本文提出了一种考虑固体堆芯显著膨胀的几何更新和反应性反馈方法,并构建了基于动态几何的中子物理/热工/力学3场核热力耦合分析程序。在核热力耦合中主要考虑温度引起微观截面的变化、材料密度的变化以及热膨胀引起堆芯尺寸的变化。基于提出的核热力耦合方法,对MegaPower热管堆进行了核热力耦合分析,分析了不同松弛因子下,堆芯功率分布和径向功率因子的收敛性。核热力计算表明,热膨胀造成堆芯边通道的中子泄漏增加,从而产生负反应性反馈;同时,边通道中子泄漏增加加剧了功率分布的不均匀性,传热恶化,考虑核热力耦合后,径向功率因子从非耦合情形的1.20提升到1.23,燃料峰值温度增加11 K。 相似文献
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对反应堆主冷却剂系统实时仿真进行了研究:在实时仿真支撑平台ASCA下对反应堆主冷却剂系统进行了建模、编程和计算.程序采用了漂移流模型,仿真计算气液混合物内相间非均匀流动的影响,用完整的四象限相似曲线来对主泵进行仿真计算.利用仿真程序对主冷却剂系统进行了降负荷计算,得到了系统压力以及蒸汽发生器压力、水位等参数的变化趋势,与RETRAN02的计算结果进行了比较。结果表明,本仿真程序可以应用于培训模拟器以及反应堆主冷却剂系统安全分析。 相似文献
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Reactivity feedback coefficients have been calculated for a compact sized PWR core that utilizes carbon coated micro fuel particles instead of standard cylindrical fuel pellets with an inventive composition. A small amount of Pu-240 with 5 w/o has also been added in tristructural-isotropic (TRISO) fuel in place of U-238 for the reduction of excess reactivity. The values of fuel, moderator and void reactivity coefficients have been calculated at the middle of fuel cycle. All the reactivity coefficients were found negative which meet the design safety criteria. It was also observed that all reactivity feedback coefficients are interlinked and their effects are pronounced when coupled together. 相似文献
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