SPRR-300反应堆辐照孔道中子注量率的MCNP程序计算

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SPRR-300反应堆辐照孔道中子注量率的MCNP程序计算

窦海峰, 代君龙

文章导航 > 核动力工程 > 2006 > 27(1): 51-54

窦海峰, 代君龙. SPRR-300反应堆辐照孔道中子注量率的MCNP程序计算[J]. 核动力工程, 2006, 27(1): 51-54.

引用本文:

窦海峰, 代君龙. SPRR-300反应堆辐照孔道中子注量率的MCNP程序计算[J]. 核动力工程, 2006, 27(1): 51-54.

DOU Hai-feng, DAI Jun-long. Calculation of Neutron Flux in SPRR-300 Reactor Irradiation Channel with MCNP Code[J]. Nuclear Power Engineering, 2006, 27(1): 51-54.

Citation:

DOU Hai-feng, DAI Jun-long. Calculation of Neutron Flux in SPRR-300 Reactor Irradiation Channel with MCNP Code[J]. Nuclear Power Engineering, 2006, 27(1): 51-54.

窦海峰, 代君龙. SPRR-300反应堆辐照孔道中子注量率的MCNP程序计算[J]. 核动力工程, 2006, 27(1): 51-54.

引用本文:

窦海峰, 代君龙. SPRR-300反应堆辐照孔道中子注量率的MCNP程序计算[J]. 核动力工程, 2006, 27(1): 51-54.

DOU Hai-feng, DAI Jun-long. Calculation of Neutron Flux in SPRR-300 Reactor Irradiation Channel with MCNP Code[J]. Nuclear Power Engineering, 2006, 27(1): 51-54.

Citation:

DOU Hai-feng, DAI Jun-long. Calculation of Neutron Flux in SPRR-300 Reactor Irradiation Channel with MCNP Code[J]. Nuclear Power Engineering, 2006, 27(1): 51-54.

SPRR-300反应堆辐照孔道中子注量率的MCNP程序计算

中国工程物理研究院核物理与化学研究所, 绵阳, 621900

作者简介:
窦海峰(1979-),男,硕士研究生;代君龙(1955-),男,研究员。1982年毕业于清华大学。现从事反应堆工程技术研究和运行管理工作

中图分类号: TL329.2
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出版历程
- 收稿日期: 2004-09-27
- 修回日期: 2005-01-26
- 网络出版日期: 2025-07-29

Calculation of Neutron Flux in SPRR-300 Reactor Irradiation Channel with MCNP Code

Institute of Nuclear Physics and Chemistry, China Academy of Engineering Physics, Mianyang, 621900, China

摘要: 利用MCNP程序的重复几何结构功能,对SPRR-300的堆芯几何结构进行了简化处理,建立了该堆辐照孔道中子注量率分布计算的数学模型。计算值与实验值的比较结果表明,二者符合很好,验证了本文建立的数学模型的合理性和可行性。
- SPRR-300反应堆 /
- 辐照孔道 /
- 中子注量率 /
- MCNP程序 /
- 数学模型
Abstract: The issue predigests geometric structure of SPRR-300 reactor core with repeated structure geometry feature of MCNP code and sets up the irradiation channel mathematical model to calculate the neutron flux.The calculated results accorded well with the experimental data shows that the mathematical model in this issue is reasonable and feasible.
- SPRR-300 reactor core /
- Irradiation channel /
- MCNP code /
- Neutron flux /
- Mathematical model

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