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采用国际公认的群常数制作理论方法,包括共振重造方法、多普勒展宽方法、热散射率处理方法、群截面和散射矩阵计算方法、共振自屏处理方法等,研发了包括主驱动程序、评价数据输入输出模块、公共数学模块、系统公共子程序模块、进制转换模块、截面线性化和共振重造模块、截面温度展宽模块、不可分辨共振自屏模块、热散射截面计算模块、中子多群常数计算模块、WIMS-D格式接口模块等11个模块的群常数制作软件Ruler。采用与国际通用核数据处理程序NJOY99比较的方式对Ruler进行了验证,包括群常数比较和基准检验结果比较。验证结果表明,Ruler的计算精度与NJOY99相当,其计算速度、可维护性、可扩展性优于NJOY99。 相似文献
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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计算得到了衰变常量协方差矩阵和带相关性的裂变产额协方差矩阵,并结合SCALE6.2程序包的56群反应截面协方差数据库,对Takahama-3压水堆组件基准题中SF95-4样品进行不确定度分析。计算了反应截面、衰变常量和裂变产额不确定度引起的核素积存量的不确定度。计算结果表明,反应截面的不确定度是锕系核素积存量不确定度的主要来源,裂变产额和衰变常量的不确定度对部分裂变产物的积存量会引入较大的不确定度。但考虑裂变产额相关性后,裂变产额引起的不确定度显著降低。 相似文献
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MCNP程序是目前在反应堆计算分析中广泛应用的蒙特卡罗计算程序。MCNP自带的截面库中的绝大多数核素只包含21℃(294K)下的截面数据。虽然也提供了一些常用核素的高温点截面数据,但温度点划分很粗,间隔跨度很大,如300、400、500、587和600K等温度下的核截面数据。 相似文献
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利用中国原子能科学研究院核数据重点实验室中子积分实验装置,分别完成了氘氚中子与不同尺寸Fe、W样品作用的泄漏中子飞行时间谱实验测量。利用MCNP 4C程序开展了泄漏中子飞行时间谱的模拟计算,Fe和W的评价数据分别采用CENDL 32库及CENDL 31库的数据,并将两数据库模拟结果与实验结果进行对比分析,重点分析了CENDL 32库中Fe和W的数据的改进与不足。结果表明:对Fe中子评价数据,CENDL 32库在弹性散射能区、连续能级非弹性散射能区及分立能级非弹性散射能区,模拟结果均与实验结果符合较好,较CENDL 31库有明显改善;对W中子评价数据,CENDL 32库在非弹性散射能区的模拟结果与实验结果符合较好,较CENDL 31库有明显改善,但在弹性散射能区模拟结果高于实验结果,在(n,2n)反应能区模拟结果低于实验结果。CENDL 32库关于天然W的中子评价数据有待进一步改善。 相似文献
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为满足新一代核能系统钍基熔盐堆核设计用AMPX格式多群中子-光子耦合常数库的需求,基于为钍基熔盐堆推荐的微观评价核数据库CENDL-TMSR和ENDF/B-Ⅶ.1热散射数据子库及光子-原子相互作用数据子库,采用中子-光子耦合群常数制作系统NPLC-2研制了一套AMPX格式的238群中子-48群光子耦合多群常数库。该库包含400个核素、12种热散射材料,温度从300~2 500K共5个温度点。该库采用窄共振近似进行共振自屏处理,重点锕系核素支持Nordheim方法处理共振自屏。经初步的临界基准验证和屏蔽基准验证,证明了该库的可靠性。 相似文献
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GB/T 18336《信息技术安全技术信息技术安全评估准则》对信息技术产品整个生命周期进行全面的安全评估和测试,提供了一个科学、客观、权威的信息技术产品安全评价方法。通过验证产品的保密性、完整性和可用性程度,确定产品是否足够安全,以及在使用中可能隐含的安全风险是否可容忍,产品是否满足相应评估保障级的安全要求。2022年1月,合肥大唐存储科技有限公司(以下简称“大唐存储”)的一款“存储控制器芯片DSS510”产品在中国信息安全测评中心(以下简称“测评中心”)正式通过了国内现行商用安全最高等级-EAL5+安全测评,该测评依据国家标准《信息技术安全技术信息技术安全评估准则》(GB/T 18336-2015)开展,该产品也是目前存储行业的全国首例且唯一通过EAL5+的存储控制器芯片。 相似文献