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核数据评价与中国评价核数据库CENDL 被引量：9
1
作者 葛智刚 续瑞瑞 刘萍 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第5期783-797,共15页
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-3.2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-3.2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。 展开更多
关键词 核数据 评价核数据库 核数据模型计算 核数据宏观检验
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CARR自给能探测器实验设计与验证研究
2
作者 乔雅馨 陶杰 吴小飞 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第3期517-521,共5页
辐照靶件的释热计算对堆内实验设计影响重大。本文依据在CARR堆上开展的自给能探测器实验,分析了不同核评价数据库在辐射俘获反应释热计算上的差异来源,并对较早版本数据库的计算结果进行了一定的修正。实验结果表明,以ENDF/B-VⅢ.0等... 辐照靶件的释热计算对堆内实验设计影响重大。本文依据在CARR堆上开展的自给能探测器实验,分析了不同核评价数据库在辐射俘获反应释热计算上的差异来源,并对较早版本数据库的计算结果进行了一定的修正。实验结果表明,以ENDF/B-VⅢ.0等库为代表的数据库计算结果更为合理,并建议研究者在进行后续堆内实验设计时,关注KERMA因子的能量平衡情况,优先采用数据更为完备的核评价数据库进行计算。 展开更多
关键词 自给能探测器 释热计算 核评价数据库 CARR
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核数据:核基础研究与工程应用的桥梁 被引量：2
3
作者 葛智刚 陈永静 《科技导报》 CAS CSCD 北大核心 2021年第19期9-17,共9页
核数据特别是中子核数据是核物理基础研究、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技术应用的重要桥梁,其质量直接关系到与核相关产品的有效性、安全性与经济性。概述了核数据、核数据用途以及国内外核数据... 核数据特别是中子核数据是核物理基础研究、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技术应用的重要桥梁,其质量直接关系到与核相关产品的有效性、安全性与经济性。概述了核数据、核数据用途以及国内外核数据发展动态,分析了国内核数据工作发展的差距,总结了国外相关核数据工作经验以及给中国核数据工作带来的启示,提出了在现有基础上如何发展中国的核数据研究工作的建议。 展开更多
关键词 核数据 核数据需求 评价核数据库
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结构材料核的原子位移截面计算 被引量：1
4
作者 刘萍 许祎萍 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第5期769-774,共6页
中子辐照引起的材料损伤是裂变反应堆设计的重要考虑因素。对于晶体结构材料,其辐照损伤主要来自晶格原子的位移。结构材料核与中子发生带电粒子反应的截面、原子位移(DPA)截面、KERMA因子是计算辐照损伤的基础。为比较不同程序计算的DP... 中子辐照引起的材料损伤是裂变反应堆设计的重要考虑因素。对于晶体结构材料,其辐照损伤主要来自晶格原子的位移。结构材料核与中子发生带电粒子反应的截面、原子位移(DPA)截面、KERMA因子是计算辐照损伤的基础。为比较不同程序计算的DPA截面的差异和基于不同评价核数据库的DPA截面的差异,采用核模型计算程序UNF及核数据处理程序NJOY计算了27 Al、48 Ti、90Zr、Cr、Fe、Ni、Cu等结构材料核的DPA截面,将二者计算结果进行了比较分析;比较分析了基于不同评价核数据库的采用NJOY计算的DPA截面;比较分析了NJOY与蒙特卡罗程序计算的DPA截面。结果表明,UNF与NJOY的结果存在一定的差别,不同评价库的结果也是有差别的,蒙特卡罗程序采用不同模型计算时结果也存在一定的差别。 展开更多
关键词 DPA截面 核模型 评价核数据库
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MATXS格式多群核截面数据加工平台研制与CMGC1.0数据库验证
5
作者 杨寿海 曹南凤 +4 位作者 刘杰 熊军 祖铁军 徐宁 曹良志 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第6期1250-1257,共8页
中广核工程有限公司与西安交通大学在NECP-Atlas程序的基础上联合开发了MATXS格式多群截面加工平台(CXROS),用于处理ENDF-6格式的评价核截面数据。研制过程通过需求分析、理论算法说明、程序设计和编码、测试与验证等流程的控制保证了... 中广核工程有限公司与西安交通大学在NECP-Atlas程序的基础上联合开发了MATXS格式多群截面加工平台(CXROS),用于处理ENDF-6格式的评价核截面数据。研制过程通过需求分析、理论算法说明、程序设计和编码、测试与验证等流程的控制保证了研制过程的高可靠性。基于新研制的多群核截面数据加工平台,采用ENDF/B-Ⅶ.1评价核截面数据库,开发了适用于压水堆核电厂和干法贮存容器临界计算的361群中子的MATXS格式多群截面数据库CMGC1.0,并使用DRAGON4程序以及WLUP临界基准题对其进行基准验证。验证结果表明,CMGC1.0数据库的临界基准平均偏差为0.93%,最大偏差为3.68%,可满足压水堆乏燃料组件干法贮存容器临界设计的工程应用需求。本工作可以为核截面加工平台和截面数据库的加工与验证提供借鉴。 展开更多
关键词 MATXS格式多群截面加工平台 ENDF/B-Ⅶ.1评价库 MATXS格式多群截面数据库 WLUP临界基准题
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TPLIB－94 69群截面库的研制
6
作者 王耀清 刘桂生 +1 位作者 张宝成 刘萍 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1995年第5期474-475,共2页
介绍了ＴＰＬＩＢ－９４６９群截面库的研制。此载面库可供ＴＰＦＡＰ和ＣＡＲＭＰ等热中子反应堆物理计算程序使用。
关键词 核数据 群截面库 热中子反应堆
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