节点文献

SPRR-300反应堆辐照孔道中子注量率的MCNP程序计算

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

推荐 CAJ下载
PDF下载
不支持迅雷等下载工具，请取消加速工具后下载。

【Author】 DOU Hai-feng,DAI Jun-long(Institute of Nuclear Physics and Chemistry,China Academy of Engineering Physics,Mianyang,621900,China)

【机构】中国工程物理研究院核物理与化学研究所；中国工程物理研究院核物理与化学研究所绵阳621900；绵阳621900；

【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。更多还原

【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.更多还原

【关键词】 SPRR-300反应堆；辐照孔道；中子注量率； MCNP程序；数学模型；
【Key words】 SPRR-300 reactor core； Irradiation channel； MCNP code； Neutron flux； Mathematical model；

【文献出处】核动力工程 ,Nuclear Power Engineering , 编辑部邮箱 ,2006年01期

【分类号】TL329.2
【被引频次】7
【下载频次】200

知网节下载

节点文献中：

本文链接的文献网络图示:

本文的引文网络

节点文献