核数据
核数据的相关文献在1988年到2022年内共计134篇,主要集中在原子能技术、自动化技术、计算机技术、化学
等领域,其中期刊论文109篇、会议论文15篇、专利文献570564篇;相关期刊32种,包括秘书、核科学与工程、核技术等;
相关会议12种,包括北京核学会第十届(2014)核应用技术学术交流会、第十五届反应堆数值计算与粒子输运学术会议、环境保护部核与辐射安全中心第四届学术交流会等;核数据的相关文献由314位作者贡献,包括葛智刚、吴海成、陈国长等。
核数据—发文量
专利文献>
论文:570564篇
占比:99.98%
总计:570688篇
核数据
-研究学者
- 葛智刚
- 吴海成
- 陈国长
- 于保生
- 等
- 刘廷进
- 刘萍
- 周祖英
- 唐国有
- 庄友祥
- 曹文田
- 王书暖
- 王文明
- 苏宗涤
- 阮锡超
- 陈永静
- 顾龙
- 刘彤
- 尤洪涛
- 张华
- 张环宇
- 毛兴权
- 聂阳波
- 蔡崇海
- 钱晶
- 鲍杰
- A·J·赫德瑞奇
- C·B·威尔克森
- GUO Jiong
- LI Fu
- R·王
- WANG Lidong
- 丁有钱
- 刘桂生
- 卢涵林
- 吕健
- 吴宏春
- 吴小飞
- 吴屈
- 周冰燕
- 周建明
- 周春梅
- 张生栋
- 彭星杰
- 施兆民
- 曹良志
- 李庆
- 李春晟
- 杨磊
- 柴晓明
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姜韦;
张璐;
于锐;
顾龙
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摘要:
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k_(eff)为1.00114±0.00007。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k_(eff)。比较结果可知,4种截面库计算的铅基堆k_(eff)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0.25%和251 pcm。通过计算关键材料元素核数据引起k_(eff)的变化量,可知铅元素核数据引起的堆芯k_(eff)结果的波动量最大,在CENDL-3.1和JENDL-4.0中的铅元素引起k_(eff)的波动值分别为219 pcm和166 pcm。
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摘要:
核数据是核物理基础研究、核能开发及核技术应用的基础数据,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。随着核物理基础研究与核技术应用的快速发展,核数据的应用范围日益广泛。新时期的国防核科技发展,核设施的安全性、可靠性和经济性的进一步提高和创新性发展,新型核能系统研发以及核技术应用等对核数据提出了更高的需求。
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葛智刚;
续瑞瑞;
刘萍
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摘要:
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。
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刘晓波;
胡泽华
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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、中浓铀、低浓铀和钚材料的临界实验系统,中子能量覆盖了快中子、中能中子和热中子能谱。采用ENDF/B-Ⅷ.0核数据库的计算有效增殖因子keff结果与基准实验结果相对偏差的均值和标准差分别为-68.98×10^(-5)和407.88×10^(-5),检验计算keff结果与基准实验结果的偏差与基准实验不确定度比值在1σ(σ为标准不确定度)以内、1σ~3σ区间和大于3σ的数量分别为107,9和3个;将此结果与相同条件下ENDF/B-Ⅶ.1核数据库的计算结果进行了比较,表明ENDF/B-Ⅷ.0核数据库对临界计算更准确,与实验模型结果符合更好。
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秦凯文;
杨波;
刘义保;
张洁茹;
郝鹏飞
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摘要:
核数据作为反应堆计算的输入参数,其不确定性对堆芯物理计算至关重要。以第3代先进压水堆AP1000首循环零功率堆芯为研究对象,采用SCALE6.1程序建立堆芯物理模型,分别计算了反应堆冷态和热态工况下,5种典型硼浓度的堆芯有效增殖因子k_(eff),并与AP1000设计文件基准值进行比对,误差在50 pcm以内,验证了模型准确性。随后开展核数据对k_(eff)的敏感性和不确定性分析,结果表明,低能区中^(235)U的平均裂变中子产额、^(10)B的(n,α)反应截面、共振区中^(1)H的弹性散射截面、快中子区中^(238)U的裂变截面具有较大的敏感性与不确定性,在反应堆物理计算工程中应重点关注。
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孙晓祎;
黄昆;
杨磊;
岳远振;
毛国淑;
杨素亮;
丁有钱
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摘要:
钚的核数据测量是核科学领域一项重要的研究内容,要获得钚的相关核数据,需将钚制备成钚靶置于加速器或反应堆中进行辐照,因此在测量过程中钚靶必不可少.根据测量相关需求,需要将m≥4μg的钚制备成活性区直径D≤5 mm的钚靶.本工作对于小面积Pu靶的制备进行了大量的实验工作,通过对异丙醇、硫酸铵、硫酸钠三种不同电沉积体系的研究,确定了以硫酸钠为电沉积液的电沉积体系,并对装置进行改进以及对相关工艺条件进行研究,确定了Pu靶制备工艺:在pH=2.0~3.0的硫酸钠电沉积液中、750 mA/cm2的电流密度、65°C下,电沉积150 min,并通过液闪谱仪对电沉积率进行了检测.结果表明,该方法对于Pu的电沉积率可达98%以上.
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刘世龙;
葛智刚;
阮锡超;
陈永静
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摘要:
核数据作为核基础研究与核工程及核技术应用之间的桥梁,是核能开发、核技术应用的重要基础.经过60多年的发展,我国建立了包括实验测量、微观评价、理论计算、建库及宏观检验在内"小规模、高水平、有特点"的核数据研究体系,取得了大量高水平的研究成果,完成了多期核数据研究任务,为我国核科技的发展提供了高质量的核数据支撑,同时也为我国的核能开发、核技术发展提供大量的基础核数据服务.本文简要介绍了我国核数据工作的历史贡献以及近年来取得的进展,并对我国核数据的未来发展进行了展望.
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LIU Yong;
刘勇;
CAo Liangzhi;
曹良志;
WU Hongchun;
吴宏春;
ZHENG Youqi;
郑友琦;
WAN Chenghui;
万承辉
- 《第一届全国空间核动力学术会议》
| 2018年
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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果的可靠性,对于反应堆的经济性和安全性的提升有重要意义.基于敏感性与不确定性分析的目标精度评估,是给出核数据精度要求,从而降低计算结果不确定性的重要途径.本文提出了两步法的敏感性计算策略,针对快堆基准题BN-600,进行了有效增殖因数的敏感性分析,并量化了其不确定性的主要来源.通过建立目标精度评估问题对应的优化问题数学模型,采用差分进化算法,给出了有效增殖因数的目标精度为0.3%时核数据应达到的不确定性要求.
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杨军;
喻宏;
徐李;
胡赟
- 《第十五届反应堆数值计算与粒子输运学术会议》
| 2014年
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摘要:
由核数据引起的不确定度是keff计算值不确定度的重要组成部分.为了分析核数据引起的中国实验快堆(CEFR)keff计算值的不确定度,推导给出了基于一阶微扰方法的keff灵敏度计算式,然后基于多群节块扩散理论对keff的灵敏度计算式进行了离散求解,并在NAS系统的基础上开发了不确定度分析程序SUAPH.为了对程序进行验证,选用直接拟合法计算了CEFR首炉堆芯keff关于堆芯各重要核素的裂变截面、平均裂变中子数、俘获截面、弹性散射截面和非弹性散射截面的灵敏度,结果表明SUAPH和直接拟合法的计算结果符合得很好,SUAPH得到了初步地验证.然后基于现有协方差数据,使用SUAPH完成了CEFR首炉堆芯keff的灵敏度和不确定度分析,给出了CEFR堆芯计算keff由核数据引起的不确定度值的结果.
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王文明;
张环宇;
吴海成;
刘萍
- 《第十五届反应堆数值计算与粒子输运学术会议》
| 2014年
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摘要:
钍基熔盐堆是一种先进的反应堆类型,其模拟积分量的不确定度水平直接关系到建成装置的物理特性.keff是核装置模拟中最关键的积分量之一,定量分析由于基础核数据的不确定度引入的keff的不确定度将会为工程设计提供重要的依据.本文采用蒙卡微扰方法计算了钍基熔盐堆装置对关键核素的基础核数据的灵敏度,结合制作完成的多群协方差数据库,应用S/U分析方法分析了核数据引入的不确定度,给出了核素数据重要性的排序以及改进的方向.
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郝琛;
HAO Chen;
李富;
LI Fu;
郭炯;
GUO Jiong;
王黎东;
WANG Lidong
- 《第十五届反应堆数值计算与粒子输运学术会议》
| 2014年
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摘要:
使用SCALE6.1程序中TSUNAMI-3D-K5模块,建立了HTR-10和HTR-PM完整三维堆芯模型,并采用其内置的44群协方差矩阵,分析了核数据不确定性对HTR-10及HTR-PM两种不同堆芯keff的影响.通过比较不同物质组成、不同堆芯状态下两种堆芯keff对不同核素、不同核反应的敏感性及不确定性,从机理上分析了核数据不确定性对HTR-10及HTR-PM两种不同堆芯keff不确定性贡献的差别.研究结果表明,堆芯尺寸不同导致中子泄漏不同、239Pu和235U物质比例不同及其平均裂变中子反应是造成两种堆芯keff不确定性差别的主要原因.
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潘昕怿
- 《环境保护部核与辐射安全中心第四届学术交流会》
| 2014年
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摘要:
核数据不确定性是造成反应堆物理计算结果不确定性的重要因素之一.本文分别采用扰动法和随机抽样法研究核数据不确定性对组件和堆芯物理计算的影响,其中组件扰动分析利用SCALE/TRUNAMI程序实现,所生成的两群宏观截面协方差矩阵用于后续的堆芯不确定分析.以模块式小堆的燃料组件和首循环堆芯为对象,研究了核数据不确定性对组件和堆芯有效增殖因数、双群宏观截面以及堆芯径向功率分布等参数的影响.
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陈国长;
于保生;
曹文田;
唐国有;
施兆民;
段军锋;
邹宇斌;
葛智刚
- 《中国核学会2009年学术年会》
| 2009年
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摘要:
裂变核全套中子评价数据对反应堆设计和安全运行、乏燃料少锕系核素转移率、转移系统及高燃烧反应堆设计提供重要的基础数据.对核数据分类、现行主要全套评价数据库及全套核数据评价方法进行介绍,并对234U(n, f)和237Np(n, 2n)反应截面的实验数据进行.评价完成的裂变核全套中子数据整体满足用户需求,与原评价结果相比有较明显的改进.
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