MOX堆芯中子注量计算方法研究

EI、CA、JST收录
核领域 T1 级期刊
北大中文核心期刊
中国科技核心期刊

官方微信

作者登录专家审稿编辑办公主编办公

留言板

尊敬的读者、作者、审稿人, 关于本刊的投稿、审稿、编辑和出版的任何问题, 您可以本页添加留言。我们将尽快给您答复。谢谢您的支持!

姓名
邮箱
手机号码
标题
留言内容
验证码

MOX堆芯中子注量计算方法研究

唐松乾, 谭怡, 应栋川, 魏述平

文章导航 > 核动力工程 > 2014 > 35(S2): 27-30

唐松乾, 谭怡, 应栋川, 魏述平. MOX堆芯中子注量计算方法研究[J]. 核动力工程, 2014, 35(S2): 27-30. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0027

引用本文:

唐松乾, 谭怡, 应栋川, 魏述平. MOX堆芯中子注量计算方法研究[J]. 核动力工程, 2014, 35(S2): 27-30. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0027

Tang Songqian, Tan Yi, Ying Dongchuan, Wei Shuping. Research of Neutron Fluence Computation Methods for MOX Fuelled Reactor Core[J]. Nuclear Power Engineering, 2014, 35(S2): 27-30. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0027

Citation:

Tang Songqian, Tan Yi, Ying Dongchuan, Wei Shuping. Research of Neutron Fluence Computation Methods for MOX Fuelled Reactor Core[J]. Nuclear Power Engineering, 2014, 35(S2): 27-30. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0027

唐松乾, 谭怡, 应栋川, 魏述平. MOX堆芯中子注量计算方法研究[J]. 核动力工程, 2014, 35(S2): 27-30. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0027

引用本文:

唐松乾, 谭怡, 应栋川, 魏述平. MOX堆芯中子注量计算方法研究[J]. 核动力工程, 2014, 35(S2): 27-30. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0027

Tang Songqian, Tan Yi, Ying Dongchuan, Wei Shuping. Research of Neutron Fluence Computation Methods for MOX Fuelled Reactor Core[J]. Nuclear Power Engineering, 2014, 35(S2): 27-30. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0027

Citation:

Tang Songqian, Tan Yi, Ying Dongchuan, Wei Shuping. Research of Neutron Fluence Computation Methods for MOX Fuelled Reactor Core[J]. Nuclear Power Engineering, 2014, 35(S2): 27-30. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0027

MOX堆芯中子注量计算方法研究

doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0027

中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室, 成都, 610041

作者简介:
唐松乾（1988—），男，助理程师，现从事反应堆源项与辐射屏蔽设计与研究

中图分类号: TL329
计量
- 文章访问数: 11
- HTML全文浏览量: 4
- PDF下载量: 0
- 被引次数: 0
出版历程
- 收稿日期: 2014-11-06
- 修回日期: 2015-01-27
- 网络出版日期: 2025-02-15

Research of Neutron Fluence Computation Methods for MOX Fuelled Reactor Core

Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory, Nuclear Power Institute of China, Chengdu 610041, China

摘要: 快中子注量是影响压力容器材料性能的重要指标。在堆芯装有钚铀氧化物混合燃料(MOX燃料),堆芯物理特性发生明显变化时,现有的屏蔽计算软件能否准确预测压力容器所受的快中子注量率值得研究。本研究分别使用MCNP、TORT、SCALE等国际通用的屏蔽计算程序对VENUS-2基准题进行分析比较。研究表明,各软件对含MOX燃料堆芯的中子注量率计算偏差均在合理的范围内,能满足工程设计的需求,MCNP程序的计算精度相对更高。
- MOX /
- 快中子注量 /
- VENUS-2
Abstract: Changes in the mechanical properties of reactor vessel materials result from the exposure to the fast neutron. The use of MOX fuel in LWRs presents different neutron characteristics, and it is worthy to study whether the present software can calculate the structural integrity of reactor components. This paper use MCNP, TORT and SCALE to calculate VENUS-2 benchmark, and the calculation shows that all this software can get reasonable result that can be used in the design. MCNP has the highest accuracy.
- MOX fuel /
- Fast neutron fluence /
- VENUS-2 benchmark

参考文献(0)

资源附件(0)

计量

文章访问数: 11
HTML全文浏览量: 4
PDF下载量: 0
被引次数: 0

/

下载: 全尺寸图片幻灯片

分享

用微信扫码二维码

分享至好友和朋友圈

返回