反应堆理论计算属于《中国图书分类法》中的五级类目,该分类相关的期刊文献有711篇,会议文献有388篇,学位文献有93篇等,反应堆理论计算的主要作者有吴宏春、王侃、曹良志,反应堆理论计算的主要机构有中国核动力研究设计院、清华大学工程物理系、西安交通大学等。
统计的文献类型来源于 期刊论文、 学位论文、 会议论文
1.[期刊]
摘要: TRISO燃料颗粒由核芯和4层包覆层组成,具有良好的裂变产物包容能力。TRISO燃料颗粒破损概率是表征TRISO燃料事故安全特性的关键参数。本文基于修正的PA...
2.[期刊]
摘要: 空泡份额和界面浓度是两相流动中重要的相界面参数,准确获取窄矩形通道内搅混流和环状流工况下空泡份额和界面浓度是构建和完善两流体模型的关键。本文针对横截面为65 ...
3.[期刊]
摘要: 栅格非均匀计算过程中采用的全反射边界条件近似带来的中子射流效应和中子能谱干涉效应等环境效应对栅元均匀化常数具有较大影响。为在全堆芯pin-by-pin计算中处...
4.[期刊]
摘要: 基于抽样基本原理研究了应用于燃耗计算的不确定度分析方法,并开发了燃耗计算不确定度分析程序。基于评价核数据库ENDF/B-Ⅷ.0的裂变产额标准差和衰变常量标准差...
5.[期刊]
摘要: 反应堆耦合计算是对现有反应堆各领域数值技术的融合、集成和提升,完整的反应堆核电站系统同时具有多种耦合机制,是一个超大规模非线性强耦合系统,以JFNK/NK为代...
6.[期刊]
摘要: 本文针对蒙特卡罗临界计算,提出了一种具有动态负载平衡能力的粒子权重调节算法。该算法在每次源迭代初始,将模拟粒子总权重均分到每个进程上,在保证每个进程本地权重恒...
7.[期刊]
摘要: 重反射层的应用可提高反应堆中子经济性,其结构和中子吸收特性均与压水堆常规围板/反射层差异较大,因此对核设计程序的计算分析能力提出了新的要求。为分析重反射层建模...
8.[期刊]
摘要: ALPHA是哈尔滨工程大学核动力仿真研究中心研发的基于异构系统的三维高保真堆芯中子输运计算程序。ALPHA程序基于性能优化的二维特征线装载图形处理单元(GPU...
9.[期刊]
摘要: 为了对JMCT程序的准确性和适用性进行验证,从国际临界基准库中选取了56个模型,通过使用JLAMT程序进行建模,然后利用JMCT程序计算了模型的有效增殖因子,...
10.[期刊]
国和一号(CAP1400)首循环堆芯启动物理试验高保真模拟分析
摘要: 为了避免启动物理试验参数预测值不准确,影响电厂调试启动,可利用数值反应堆对启动物理试验参数进行精准预测。使用CAP1400数值反应堆系统中的蒙特卡罗粒子输运程...
11.[期刊]
摘要: 采用MCNP程序和ENDF/B-Ⅶ.1,ENDF/B-Ⅷ.0核数据库,对119个模型构成的临界基准题进行了临界计算测试检验。此临界基准题模型包含;U、高浓铀、...
12.[期刊]
摘要: 燃料组件在反应堆内受压紧力等作用会发生弯曲,该弯曲会显著改变反应堆局部位置的中子慢化。基于中广核核设计软件包PCM中的组件中子截面计算软件PINE和堆芯核设计...
13.[期刊]
摘要: 高温气冷堆是国际公认的固有安全性高的反应堆堆型。针对高温气冷堆包覆颗粒燃料引入的燃料组件的双重非均匀性以及棱柱式堆芯布置的非均匀性和强空间耦合效应,提出基于蒙...
14.[期刊]
摘要: AP1000是典型的第三代核电技术,对AP1000反应堆进行核数据的敏感性分析是不确定度量化分析的基础,对AP1000后续的安全分析有重要作用。本文基于反复裂...
15.[期刊]
摘要: 目前特征线方法(MOC)被广泛应用于反应堆精细中子输运计算。为提高基于MOC方法的时空中子动力学输运计算效率,本文开发了ALPHA程序的动力学计算模块,实现了...
16.[期刊]
基于蒙特卡罗均匀化理论与有限体积方法的溶液系统临界事故分析方法
摘要: 基于蒙特卡罗均匀化理论与有限体积方法,建立了适用于瞬发临界事故分析的三维扩散时空动力学模型。将三维扩散时空动力学模型与非稳态传热模型、辐照裂解气泡模型耦合,对...
17.[期刊]
摘要: 可燃毒物在长寿期压水堆中起着至关重要的作用,板状燃料组件在长寿期压水堆中具有较好的应用前景。本文开展长寿期压水堆板状燃料组件可燃毒物选型及中子学特性研究,对含...
18.[期刊]
基于SARAX/DAKOTA的快堆设计多目标优化框架开发与验证
摘要: 与具有大量运行经验、设计目的相对单一的压水堆相比,快堆设计经验少、设计目的更复杂,难以直接使用经验方法实现考虑多目标、多约束的堆芯设计以及布料方案的优化。本文...
19.[期刊]
基于TMSR-PNS装置0.008~0.1 eV能区Th的全截面测量
摘要: Th是Th-U燃料循环的起始核素,其核数据精度关系到Th-U转换性能。基于TMSR-PNS中子源采用透射法对高纯ThO_(2)样品进行测量,得到ThO_(2)...
20.[期刊]
压水堆堆芯Pin-by-pin均匀化计算中非均匀泄漏修正模型研究
摘要: 在压水堆堆芯Pin-by-pin均匀化计算中采用均匀泄漏修正模型及非均匀泄漏修正模型对组件计算的中子能谱进行修正,本文研究了Pin-by-pin均匀化计算中均...
1.[会议]
摘要: 核数据作为反应堆物理计算不确定性的重要来源,量化由核数据引入的不确定性,是反应堆不确定性分析的重要内容.另一方面,降低核数据的不确定性,有利于提高反应堆计算结...
2.[会议]
摘要: 离散纵标节块法是一种求解六角形中子输运方程的有效方法.本文基于六角形横向积分离散纵标方程,解析得到横向积分通量出射通量与入射通量的关系,并根据类似于扩散方法的...
3.[会议]
基于改进多区delta-tracking方法的蒙特卡罗中子输运跟踪与临界计算验证
摘要: 传统蒙特卡罗程序进行中子输运跟踪时,当中子穿越不同材料边界时需频繁大量地计算中子到材料边界的距离,若中子平均自由程大于局部模型的宏观尺寸,则大量的距离计算会显...
4.[会议]
摘要: 中子学模拟计算中,核数据不确度导致的积分量计算不确定度,通常采用基于微扰理论的灵敏度分析方法量化.灵敏度分析法只适用于线性模型,且一般计算程序不能直接进行灵敏...
5.[会议]
摘要: 本文研究建立了反应堆二次中子源源强的机理性计算方法,并计算了某核电厂反应堆第2循环装料时的二次中子源源强.为验证二次中子源源强的计算结果,本文计算了反应堆装料...
6.[会议]
摘要: 反应堆运行过程中产生的中子对材料有很强的活化作用,活化产物会对工作人员造成辐射伤害,因此高精度、高效率的中子活化计算对于反应堆辐射防护有重要价值.本文在传统线...
7.[会议]
摘要: OpenMC是由麻省理工学院计算反应堆物理组于2011年开始开发的高性能并行的开源蒙卡计算程序,用于反应堆内中子输运及临界计算(通量、流量,反应率(散射、吸收...
8.[会议]
摘要: 本文开发了基于构建实体几何理论和矩阵特征线方法的输运程序,并采用Krylov子空间技术求解得到的线性系统,为加速矩阵方程的求解时间,将数值计算领域的预处理技术...
9.[会议]
摘要: 研究了一种改进源迭代法,并提出了一种通用的求解策略,依据该方法,可以同时计算得到临界特征值问题的前N阶高阶谐波,并提高基波的收敛速度.这种计算高阶谐波的方法不...
10.[会议]
摘要: 三维多群中子扩散方程的精确、高效求解是核动力堆芯设计及燃料管理的基础.应用有限差分方法求解该方程具有简便、精确、成熟的优点;然而,该方法的计算量和存储量均较大...
11.[会议]
摘要: 本文基于自主开发的堆用蒙卡程序RMC对蒙卡均匀化群常数计算方法进行研究,应用径迹长度方法计算群反应截面,使用碰撞估计法计算群间转移截面和高阶散射截面.本文提供...
12.[会议]
基于JAUMIN框架的三维非结构网格定态中子输运程序的并行化
摘要: 基于JAUMIN框架,实现了三维非结构网格定态中子输运方程的Sn-间断有限元方法程序的并行化.数值算例表明,对于定态中子输运大规模计算问题,应用基于JAUMI...
13.[会议]
先进中子学栅格程序KYLIN-2中特征线方法模块的开发与初步验证
摘要: 针对先进核反应堆中结构复杂的燃料组件,本文基于特征线中子输运计算方法,在先进栅格计算程序KYLIN-2中开发了能够满足各类燃料组件中子学数值模拟的输运计算模块...
14.[会议]
摘要: KYCORE程序是中国核动力研究设计院开发的径向MOC与轴向SN耦合三维中子输运程序.KYCORE将二维MOC与一维SN通过角通量实现高精度耦合,并通过CMF...
15.[会议]
摘要: 几何预处理是特征线法研究的关键问题,其中网格划分、角度求积组,极角和方位角的数目等几何预处理方法对特征线法的计算精度和计算效率有较大影响.本文基于2D/1D ...
16.[会议]
摘要: 根据传统的并行流水线扫描算法,设计了基于几何区域的二维中子输运的并行流水线MOC扫描算法.为了提高并行效率,对传统的并行流水线Sn扫描算法增加了消息缓冲区大小...
17.[会议]
蒙卡中子输运程序JMCT和子通道热工水力程序COBRA-EN耦合计算研究
摘要: 在反应堆计算中,中子输运、热工水力分析等过程很多是单独进行的.近些年,随着计算能力和计算方法的发展,多物理耦合计算成为当前反应堆物理研究和工程应用的热点.本文...
18.[会议]
摘要: 确定论反应堆物理计算中,多群核数据库为共振和输运计算提供准确的共振参数和多群截面数据,是物理计算的重要基础.基于国内外多群数据库的发展现状,多群数据库制作方法...
19.[会议]
摘要: 在多计算步的非定常输运问题的蒙特卡罗模拟中,为自动调整每一步的样本数以获得较高的计算效率,可以有多种准则.一种可选的方法是在每一步每隔若干样本监测一次系统中未...
20.[会议]
摘要: JLAMT是北京应用物理与计算数学研究所面向蒙特卡罗核子输运计算开发的大规模并行可视建模工具软件,为JMCT提供GDML模型.和JMCT一样,JLAMT也采用...
1.[学位]
摘要: 屏蔽装置及第四代增殖反应堆(熔盐堆除外)通常为快中子能谱系统。由于共振计算的效果直接影响输运计算的精度,共振自屏效应是中子学计算的重要内容。Bondarenk...
2.[学位]
摘要: 当前主流的反应堆物理分析方法仍为两步法即组件-堆芯的计算流程。组件均匀化群常数直接应用于下游堆芯扩散程序,其精度对反应堆分析结果至关重要。相比确定论组件均匀化...
3.[学位]
摘要: 在反应堆设计阶段和运行阶段,堆芯物理计算的精度和效率会极大地影响反应堆的安全性。随着堆型的发展,堆芯非均匀性越来越强,基于输运理论的高精度的堆芯计算方法受到广...
4.[学位]
摘要: 所谓燃耗问题就是旨在说明反应堆核燃料的核素成分和原子数量随运行时间的变化情况,涉及到核燃料的消耗、转换与增值和辐射安全等问题,对于反应堆物理设计、辐射防护、燃...
5.[学位]
摘要: 反应堆物理分析中的不确定度来源主要有:简化的理论模型、核截面数据以及工程参数等。核数据作为反应堆物理计算中最基本的输入参数,其不确定度已成为反应堆物理计算中重...
6.[学位]
摘要: CPR1000是基于法国三回路的设计,中国二代加的1080兆瓦压水反应堆。CPR1000由中国设计,是为中国核电贡献力量的主要反应堆之一。本文中,使用了基于蒙...
7.[学位]
摘要: 裂变堆堆内部件数量庞大、层次结构复杂,如何快速高效的进行中子学建模是反应堆物理分析中面临的突出困难之一。目前蒙卡输运计算模型大多由手工文本编写,其建模过程耗时...
8.[学位]
摘要: 蒙特卡罗方法能够精细描述和处理反应堆物理过程,是反应堆高保真粒子输运模拟的重要工具,但其收敛速度慢是固有的理论缺陷,成为工程实际应用中的突出障碍。反应堆高保真...
9.[学位]
摘要: 反应堆堆芯温度变化时,堆内各种材料的中子截面均随温度发生变化,从而引起反应性变化。为了准确模拟反应堆内不同温度下中子与各种材料间的相互作用,需要生成不同温度下...
10.[学位]
摘要: 蒙特卡罗方法由于几何适应性强、计算结果精确等优势,在先进核能系统的设计与分析中获得越来越广泛的应用。临界硼浓度、控制棒位置等关键参数搜索是反应堆设计和物理分析...
11.[学位]
摘要: 堆芯燃料管理与反应堆的经济性和安全性息息相关,反应堆燃耗计算是反应堆设计与分析的重要环节。反应堆燃耗计算需进行输运、点燃耗交替迭代计算,输运计算通过求解玻尔兹...
12.[学位]
摘要: 蒙特卡罗方法因其模拟精确性高、几何适用性强等优势在粒子输运计算研究中被广泛应用,但收敛速度慢是蒙特卡罗方法用于反应堆模拟时的重要瓶颈,减方差方法正是解决蒙特卡...
13.[学位]
摘要: 实际核脉冲信号的产生必须借助于探测器和放射源。而在实际情况中,有些探测器过于昂贵,经费很难支撑其购买。还有放射源的使用往往受到场地等的限制,而且有些实验使用的...
14.[学位]
摘要: 根据相关核安全标准的规定,反应堆换料后的重新物理启动过程,需保证至少有两个通道核探测器的计数率不低于0.5 cps,以避免出现探测“盲区”,保证反应堆安全启动...
15.[学位]
摘要: 核反应堆物理计算过程是一个复杂的过程,其主要的不确定性输入来源:输入数据、数值方法和物理模型。随着计算机技术的高速发展以及对核反应堆的深入研究,数值方法和物理...