反应堆蒙特卡罗程序CosMC验证策略初步研究 被引量：3

1

作者 马续波 姚远 +4 位作者 胡家驹 吴军 陈义学 余慧 全国萍 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S2期108-111,共4页

软件验证和确认(V&V)对保证软件质量具有重要意义,合理高效的V&V策略可以事半功倍。本文提出了用于反应堆堆芯计算分析的三维蒙特卡罗粒子输运程序(Cos MC)的验证和确认的现象定义级别排序技术(PIRT)表,采用国际上著名的临界基... 软件验证和确认(V&V)对保证软件质量具有重要意义,合理高效的V&V策略可以事半功倍。本文提出了用于反应堆堆芯计算分析的三维蒙特卡罗粒子输运程序(Cos MC)的验证和确认的现象定义级别排序技术(PIRT)表,采用国际上著名的临界基准实验和C5G7基准题Cos MC的临界计算功能及中子注量率计算的准确性进行了验证。验证结果表明:Cos MC用于临界计算是可靠的;C5G7基准题的计算结果与MCNP的计算结果吻合很好。 展开更多

关键词 CosMC 验证和确认 C5G7 临界计算

原文传递

考虑多失效行为的核电厂可修系统可靠性数值仿真 被引量：3

2

作者 戈道川 杨燕华 +1 位作者 张若兴 丑强 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第8期1410-1416,共7页

为分析含有顺序、冗余及功能相关等多失效行为的核电厂安全系统的可靠性,提出了基于动态故障树模型的可靠性数值仿真方法。通过对部件多失效行为的随机模拟及动态逻辑门成功准则的判定,实现了对含有多失效行为的核电厂安全系统的可靠性... 为分析含有顺序、冗余及功能相关等多失效行为的核电厂安全系统的可靠性,提出了基于动态故障树模型的可靠性数值仿真方法。通过对部件多失效行为的随机模拟及动态逻辑门成功准则的判定,实现了对含有多失效行为的核电厂安全系统的可靠性数值模拟。案例分析结果表明,该方法能对多失效行为的复杂系统进行可靠性分析,具有较强的适应性。 展开更多

关键词 数值仿真 可靠性 动态故障树 多失效行为 核电厂

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基于蒙特卡罗-离散纵标双向耦合方法的快中子注量基准分析 被引量：2

3

作者 袁龙军 陈义学 韩静茹 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第3期407-411,共5页

蒙特卡罗(MC)-离散纵标(SN)双向耦合方法是解决大型复杂核装置屏蔽问题的有效方法。本文针对三维MC-SN双向耦合方法在大型压水堆核电站屏蔽计算中的应用,进行了基准验证分析。基于美国核管会(NRC)发布的NUREG/CR-6115压水堆基准模型,采... 蒙特卡罗(MC)-离散纵标(SN)双向耦合方法是解决大型复杂核装置屏蔽问题的有效方法。本文针对三维MC-SN双向耦合方法在大型压水堆核电站屏蔽计算中的应用,进行了基准验证分析。基于美国核管会(NRC)发布的NUREG/CR-6115压水堆基准模型,采用自主开发的三维MC-SN双向耦合屏蔽计算分析方法,利用MCNP4C精确计算堆芯到热屏蔽精细模型以及位于压力容器内部计算区域的精确模型,三维SN程序TORT用于进行热屏蔽到第2下降区外表面间的计算。通过自主研发的接口程序实现MC粒子概率分布与SN角通量密度间的相互转换,实现MC和SN双向耦合计算。三维MC-SN双向耦合方法计算结果与基准报告提供的MCNP、DORT结果符合良好,初步验证了该方法解决大型复杂核装置屏蔽问题的可行性。 展开更多

关键词 蒙特卡罗 离散纵标 双向耦合 快中子注量

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ADS次临界反应堆的点堆中子动力学方程 被引量：2

4

作者 沈峰 王苏 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第11期1300-1304,共5页

加速器驱动的次临界系统(ADS)中的次临界反应堆与临界反应堆相比,中子注量率的空间分布具有严重的不均匀性,同时中子平均能量较高且中子能量变化复杂,中子价值变化大,因而传统的点堆动力学方程不能较为真实地模拟ADS次临界反应堆。本文... 加速器驱动的次临界系统(ADS)中的次临界反应堆与临界反应堆相比,中子注量率的空间分布具有严重的不均匀性,同时中子平均能量较高且中子能量变化复杂,中子价值变化大,因而传统的点堆动力学方程不能较为真实地模拟ADS次临界反应堆。本文从含多群中子多组缓发中子先驱核的动力学方程出发,给出其共轭方程。然后利用稳态扩散方程及其共轭方程的共轭关系,推导得出含有归一化功率的动力学方程表达式。进而定义多个特征算子,导出了含有源中子价值的点堆中子动力学方程,并对几种简单情况进行了初步验证,为进一步分析ADS次临界反应堆的动态过程奠定了基础。 展开更多

关键词 加速器驱动的次临界系统 次临界反应堆 共轭方程 点堆动力学方程

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核反应堆物理分析课程建设 被引量：1

5

作者 马续波 陈义学 《华北电力大学学报（社会科学版）》 2011年第S2期266-267,共2页

核反应堆物理分析是核反应堆工程与辐射防护与环境保护两个专业的专业课,是核反应堆热工、核反应堆安全、核反应堆材料以及核电厂辐射防护等课程的基础,是核工程专业的核心课程。本文对核反应堆物理分析近几年的建设情况进行了总结,主... 核反应堆物理分析是核反应堆工程与辐射防护与环境保护两个专业的专业课,是核反应堆热工、核反应堆安全、核反应堆材料以及核电厂辐射防护等课程的基础,是核工程专业的核心课程。本文对核反应堆物理分析近几年的建设情况进行了总结,主要从教学方法、教学手段、教学内容以及核电厂虚拟现实与辐射场可视化实验室的建设等方面详细介绍了核反应堆物理分析课程建设情况。 展开更多

关键词 核反应堆物理分析 课程建设 习题集 实验室

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主产裂变^(99)Mo研究堆的总体方案 被引量：1

6

作者 沈峰 刘兴民 +3 位作者 吴晓春 孙征 郭春秋 衣大勇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第3期282-287,共6页

简要分析了国际上生产99 Mo研究堆的现状和发展趋势,有针对性地提出了主产裂变99 Mo研究堆的设计理念,经初步优化设计,分析和论证了该堆的总体设计参数,给出了99 Mo产量评估和经济性分析。结果表明,该堆在保证安全性的基础上,极大地提... 简要分析了国际上生产99 Mo研究堆的现状和发展趋势,有针对性地提出了主产裂变99 Mo研究堆的设计理念,经初步优化设计,分析和论证了该堆的总体设计参数,给出了99 Mo产量评估和经济性分析。结果表明,该堆在保证安全性的基础上,极大地提高了生产堆的经济性。 展开更多

关键词 99Mo 研究堆 总体设计 经济性评估

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基于第一性原理量子输运模拟的并行计算 被引量：2

7

作者 张若兴 侯士敏 丑强 《计算物理》 CSCD 北大核心 2015年第6期631-638,共8页

为了解决基于第一性原理分析计算大尺度量子输运体系时遇到的耗时长久问题,挖掘密度泛函理论与非平衡格林函数相结合方法(DFT+NEGF方法)在自洽迭代过程中的计算热点,就计算电子密度矩阵时的能量点积分和计算格林函数时的矩阵求逆/乘法... 为了解决基于第一性原理分析计算大尺度量子输运体系时遇到的耗时长久问题,挖掘密度泛函理论与非平衡格林函数相结合方法(DFT+NEGF方法)在自洽迭代过程中的计算热点,就计算电子密度矩阵时的能量点积分和计算格林函数时的矩阵求逆/乘法运算提出MPI/Open MP并行计算方案.能量点积分采用MPI多进程并行方案,在数据初始化时需要将稀疏矩阵和积分能量点依照轮询调度算法分配给各进程.矩阵求逆/乘法的并行化既可调用ScaLAPACK子程序实现又可调用IntelMKL数学库中的OpenMP多线程加速函数实现.由于不同能量点计算的独立性,能量点积分采用的MPI并行计算获得近乎线性的加速比曲线.由于Open MP多线程并行采用的是基于共享内存的数据交换机制以及线程间切换通信开销小,矩阵求逆/乘法运算的OpenMP并行实现在计算效率上要优于而在程序的可扩展性上要劣于MPI多进程并行实现. 展开更多

关键词 第一性原理计算 密度泛函理论 格林函数 MPI 并行计算

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带格架四棒束超临界水流动传热数值分析 被引量：6

8

作者 何斯琪 顾汉洋 +1 位作者 李虹波 杨珏 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第2期257-262,共6页

棒束内超临界水流动传热是超临界水堆堆芯热工水力研究的重要内容,但对其认识还十分有限。本文针对四棒束内超临界水的流动传热现象开展数值模拟,特别分析了定位格架对棒束通道内流动和传热的影响。结果表明,采用SSG湍流模型计算所得到... 棒束内超临界水流动传热是超临界水堆堆芯热工水力研究的重要内容,但对其认识还十分有限。本文针对四棒束内超临界水的流动传热现象开展数值模拟,特别分析了定位格架对棒束通道内流动和传热的影响。结果表明,采用SSG湍流模型计算所得到的棒束壁面温度和实验结果吻合良好,定位格架的存在影响下游流体的速度分布,显著提高格架下游的传热特性,交混系数有大幅上升,使得加热棒周向壁面温度分布更加平均,最高温度出现位置发生改变。 展开更多

关键词 超临界水 棒束 数值模拟 定位格架

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AP1000典型燃料组件物理特性初步分析 被引量：6

9

作者 曹博 陈义学 +3 位作者 李晓静 张顺 张斌 余慧 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B12期599-602,共4页

AP1000堆芯首循环装料采用5种富集度的组件,使用IFBA、WABA可燃毒物,且部分组件两端设有轴向再生区,堆芯布置复杂。本文采用SCALE程序系统中三维蒙特卡罗输运程序KENO及二维离散纵标程序NEWT,进行了典型燃料组件的栅格物理计算。研究了... AP1000堆芯首循环装料采用5种富集度的组件,使用IFBA、WABA可燃毒物,且部分组件两端设有轴向再生区,堆芯布置复杂。本文采用SCALE程序系统中三维蒙特卡罗输运程序KENO及二维离散纵标程序NEWT,进行了典型燃料组件的栅格物理计算。研究了深燃耗下不同富集度栅元、燃料组件无限增殖因子(kinf)及主要可燃耗核素核子密度随燃耗的变化规律,得到了AP1000典型燃料组件深燃耗物理特性。 展开更多

关键词 AP1000燃料组件 SCALE 深燃耗 栅格物理

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COSINE软件包组件参数计算程序LATC中S_N输运模块的开发与初步验证 被引量：5

10

作者 李硕 张斌 +4 位作者 刘志彦 闫宇航 余慧 陈义学 张广春 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B06期338-341,共4页

本文论述了组件参数计算程序LATC的离散纵标(SN)输运模块的理论模型。通过对基准问题的校验,验证了自主开发的组件参数计算程序LATC中基于一维、二维SN理论及扩散综合加速收敛方法的输运模块。结果表明,LATC组件参数计算程序的SN输运模... 本文论述了组件参数计算程序LATC的离散纵标(SN)输运模块的理论模型。通过对基准问题的校验,验证了自主开发的组件参数计算程序LATC中基于一维、二维SN理论及扩散综合加速收敛方法的输运模块。结果表明,LATC组件参数计算程序的SN输运模块与基准解吻合良好,初步验证了LATC组件参数计算程序的SN输运模块的正确性。 展开更多

关键词 COSINE LATC 离散纵标 组件均匀化 扩散综合加速

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BEAVRS基准模型的cosRMC精细建模与临界测试验证 被引量：5

11

作者 姚远 马续波 +3 位作者 陈义学 胡家驹 高彬 余慧 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第3期13-17,共5页

BEAVRS基准题是来自麻省理工学院(MIT)的基于商用压水堆全堆芯精细建模的国际基准模型,具有详细的实测数据,是由多种富集度燃料及控制棒组件组成的大型压水堆分析验证基准题。使用我国自主研发的蒙卡程序cosRMC对BEAVRS基准题进行精细建... BEAVRS基准题是来自麻省理工学院(MIT)的基于商用压水堆全堆芯精细建模的国际基准模型,具有详细的实测数据,是由多种富集度燃料及控制棒组件组成的大型压水堆分析验证基准题。使用我国自主研发的蒙卡程序cosRMC对BEAVRS基准题进行精细建模,主要计算了热零功率(HZP)状态下的临界本征值、全堆功率分布和控制棒价值,并与实测值以及国际知名蒙卡程序MCNP,OpenMC,MC21等结果进行对比。HZP状态下,cosRMC临界本征值结果与MCNP计算结果相差仅7.1pcm,符合较好;不同控制棒组件插入情况下的临界本征值与理论值1.000的偏差小于0.74%,控制棒价值结果与实测值误差小于100pcm,计算精度与同类软件相当;此外还对比分析了全堆功率分布与实测值结果的吻合程度及误差产生原因。初步验证了cosRMC程序对复杂堆芯精细建模计算的可行性和准确性,为程序以后的应用及完善打下基础。 展开更多

关键词 cosRMC 蒙卡程序 BEAVRS基准题 测试验证

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基于VENUS-2临界基准的CosMC程序验证 被引量：5

12

作者 胡家驹 马续波 +2 位作者 陈义学 余慧 全国萍 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S2期94-97,共4页

堆芯中含有大量经过多个循环、燃耗较高的钚燃料时,堆芯中子学特性会发生变化。为了验证目前核数据库及现有程序对这种情况的计算精度,经济合作与发展组织核能机构(OECD/NEA)提出了VENUS-2基准实验。Cos MC程序是专门用来进行反应堆计... 堆芯中含有大量经过多个循环、燃耗较高的钚燃料时,堆芯中子学特性会发生变化。为了验证目前核数据库及现有程序对这种情况的计算精度,经济合作与发展组织核能机构(OECD/NEA)提出了VENUS-2基准实验。Cos MC程序是专门用来进行反应堆计算的蒙特卡罗程序,可以处理复杂几何模型。本文采用最新核数据库及Cos MC程序对VENUS-2基准进行了计算,计算结果与其他程序做了对比,结果表明:Cos MC的计算结果与实验测量值以及其他程序计算的部分结果符合的较好,说明用Cos MC程序计算含混合氧化物(MOX)燃料堆芯的临界问题是可行的。 展开更多

关键词 VENUS-2基准题 CosMC 蒙特卡罗方法 临界计算

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COSINE软件包物理系统V&V策略研究 被引量：5

13

作者 刘占权 杨超 +1 位作者 党哈雷 陈义学 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B06期323-326,共4页

软件验证(verification)和确认(validation)(简称V&V)是保证软件质量的重要手段,合理高效的V&V策略可事半功倍,COSINE软件包全称为堆芯物理-热工设计及系统安全分析软件包,其中的物理程序包括组件参数计算程序LATC、堆芯物理分... 软件验证(verification)和确认(validation)(简称V&V)是保证软件质量的重要手段,合理高效的V&V策略可事半功倍,COSINE软件包全称为堆芯物理-热工设计及系统安全分析软件包,其中的物理程序包括组件参数计算程序LATC、堆芯物理分析程序CORE、中子动力学程序KIND。本文以LATC、CORE、KIND为对象,以科学计算软件V&V研究为基础,提出了基于模块的验证方法和基于功能的确认方法,共同组成COSINE软件包物理系统V&V策略。 展开更多

关键词 COSINE软件包 V&V 策略

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应用于反应堆热工水力程序的核态沸腾传热关系式评价 被引量：5

14

作者 李美琳 林萌 +2 位作者 杨燕华 张昊 龚湛 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第1期25-31,共7页

本文以反应堆热工水力分析程序COSINE开发为背景,针对燃料棒和冷却剂换热及压力容器外部冷却时的核态沸腾两种特殊的工况,研究常用于计算热工水力程序的核态沸腾传热关系式的计算结果随影响参数的变化关系,比较不同范围内各关系式计算... 本文以反应堆热工水力分析程序COSINE开发为背景,针对燃料棒和冷却剂换热及压力容器外部冷却时的核态沸腾两种特殊的工况,研究常用于计算热工水力程序的核态沸腾传热关系式的计算结果随影响参数的变化关系,比较不同范围内各关系式计算结果的差异程度和敏感性,为程序中用户选项的设置和进一步实验验证提供参考意见,研究表明高过热度工况最需进行实验验证,反应堆热工水力分析程序计算这两种工况下的核态沸腾传热更适宜选用Chen、Schrock-Grossman1、Wright和SchrockGrossman2公式。 展开更多

关键词 反应堆 热工水力安全分析程序 核态沸腾

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ERVC数值模拟研究 被引量：4

15

作者 霍飞鹏 闫大强 +1 位作者 李京浩 王捷 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第B05期252-258,共7页

压力容器外部冷却(ERVC)是AP1000的严重事故响应策略堆内熔融物滞留(IVR)中至关重要的环节,ERVC能否实现的关键是压力容器下封头是否会出现临界热流密度(CHF)。本文通过对低压过冷沸腾工况构建三维流体力学模型,对过冷沸腾实验进行模型... 压力容器外部冷却(ERVC)是AP1000的严重事故响应策略堆内熔融物滞留(IVR)中至关重要的环节,ERVC能否实现的关键是压力容器下封头是否会出现临界热流密度(CHF)。本文通过对低压过冷沸腾工况构建三维流体力学模型,对过冷沸腾实验进行模型验证,然后对AP1000ERVC进行数值模拟研究,结合CHF模型预测压力容器外壁是否发生CHF,并与实验数据进行对比。计算结果表明,CHF不会发生,与实验相符。可见用三维数值模拟方法分析研究ERVC是可行的。 展开更多

关键词 压力容器外部冷却 临界热流密度 计算流体力学

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多系统耦合下自然循环特性试验研究与计算分析 被引量：4

16

作者 李亮国 傅孝良 +4 位作者 文青龙 刘丽芳 吴小航 卢冬华 苏前华 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第3期403-410,共8页

以典型压水堆为原型堆,基于比例模化方法设计建造了自然循环试验装置(FITY),在自然循环试验装置上开展了多回路系统自然循环耦合的稳态及瞬态试验,并利用RELAP 5程序对试验工况进行计算分析。试验及计算结果表明:系统压力对自然循环流... 以典型压水堆为原型堆,基于比例模化方法设计建造了自然循环试验装置(FITY),在自然循环试验装置上开展了多回路系统自然循环耦合的稳态及瞬态试验,并利用RELAP 5程序对试验工况进行计算分析。试验及计算结果表明:系统压力对自然循环流量基本无影响,自然循环流量随加热功率的增加而增加。不同降压及功率瞬变过程后均建立了稳定的自然循环,其最终状态与中间经历的瞬态过程无关。 展开更多

关键词 自然循环 多系统耦合 稳态试验 瞬态试验 计算分析

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基于组件模块化特征线方法的中子输运计算研究 被引量：4

17

作者 田超 郑友琦 +2 位作者 李云召 李硕 柴晓明 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第3期157-161,共5页

栅元模块化特征线方法(MOC)在处理压水堆组件水隙等问题上存在几何处理上的困难。为了克服这些问题,采用Fortran语言开发了基于组件模块化特征线方法(AMRT)的中子输运计算程序NECP-Medlar,并采用两重粗网有限差分方法进行加速。2D C5G7... 栅元模块化特征线方法(MOC)在处理压水堆组件水隙等问题上存在几何处理上的困难。为了克服这些问题,采用Fortran语言开发了基于组件模块化特征线方法(AMRT)的中子输运计算程序NECP-Medlar,并采用两重粗网有限差分方法进行加速。2D C5G7基准题和典型压水堆组件问题的数值计算结果表明,该程序具有良好的计算精度和较高的计算效率,并且能够通过直接计算组件之间的水隙,较精确地描述组件中子通量密度的分布。 展开更多

关键词 特征线方法 栅元模块化 组件模块化 粗网有限差分 加速

原文传递

COSINE软件包堆芯物理分析程序CORE开发与初步测试验证 被引量：4

18

作者 陈义学 刘占权 +5 位作者 胡啸宇 王苏 王常辉 全国萍 安伟健 沈峰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B06期365-368,共4页

堆芯物理分析程序CORE是1个少群、一维、二维、三维稳态节块法程序,用于压水堆堆芯设计和分析。COSINE软件包是大型压水堆国家重大专项软件自主化课题中的一部分,CORE是COSINE软件包的1个子程序系统,CORE第1版采用节块展开法(NEM)进行... 堆芯物理分析程序CORE是1个少群、一维、二维、三维稳态节块法程序,用于压水堆堆芯设计和分析。COSINE软件包是大型压水堆国家重大专项软件自主化课题中的一部分,CORE是COSINE软件包的1个子程序系统,CORE第1版采用节块展开法(NEM)进行二维、三维扩散计算,采用差分法进行一维扩散计算,截面处理采用插值表的方式,燃耗计算采用带预估修正的宏观燃耗计算方法,精细功率重构采用调制方法。目前CORE的核心模块已完成,并进行了初步测试验证,结果表明其扩散求解模块基本满足功能和精度要求。 展开更多

关键词 堆芯物理分析程序 CORE 稳态 节块程序

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氢气安全分析软件CYCAS的研发及初步验证 被引量：3

19

作者 陈美兰 林继铭 白伟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第2期295-300,共6页

基于计算流体力学方法进行了三维氢气安全分析软件CYCAS的自主研发,采用隐式连续欧拉-任意拉格朗日欧拉方法求解三维、可压、非定常的Navier-Stokes方程组。CYCAS通过求解多组分的质量守恒方程描述多组分气体的扩散和混合,气流中的水蒸... 基于计算流体力学方法进行了三维氢气安全分析软件CYCAS的自主研发,采用隐式连续欧拉-任意拉格朗日欧拉方法求解三维、可压、非定常的Navier-Stokes方程组。CYCAS通过求解多组分的质量守恒方程描述多组分气体的扩散和混合,气流中的水蒸气相变行为采用均相平衡模型模拟,而壁面上的相变行为采用Chilton-Colburn相似假设,湍流模拟选用了代数湍流模型和k-ε湍流模型。采用喷射实验HYJET和国际标准测试题ISP23对CYCAS进行了初步验证,计算结果与实验值吻合良好。 展开更多

关键词 氢气 三维 均相平衡模型 Chilton-Colburn相似假设

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TOPAZ-Ⅱ反应堆燃耗计算研究 被引量：3

20

作者 安伟健 赵守智 +3 位作者 沈峰 孙征 刘兴民 吴晓春 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B06期211-215,共5页

TOPAZ-Ⅱ属于结构紧凑、不均匀性较强的小型反应堆,它的燃耗计算不宜采用确定论程序。本工作利用日本原子力研究所开发的蒙特卡罗燃耗计算程序MVP-BURN,根据TOPAZ-Ⅱ的特点制定了合理的计算模型与方案,完成了较细致的燃耗计算,并给出了... TOPAZ-Ⅱ属于结构紧凑、不均匀性较强的小型反应堆,它的燃耗计算不宜采用确定论程序。本工作利用日本原子力研究所开发的蒙特卡罗燃耗计算程序MVP-BURN,根据TOPAZ-Ⅱ的特点制定了合理的计算模型与方案,完成了较细致的燃耗计算,并给出了较全面的结果。本工作所建立的燃耗计算方法可为其他类似反应堆的燃耗计算提供方法上的参考。 展开更多

关键词 TOPAZ-Ⅱ 蒙特卡罗燃耗计算 MVP-BURN

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