脉冲堆燃料元件运输临界安全计算分析
作者机构：中国核动力研究设计院反应堆工程研究所四川成都610041
出 版 物：《数字技术与应用》 (Digital Technology & Application)
年 卷 期：2016年第34卷第3期
页 面：59-59,61页
学科分类：082704[工学-辐射防护及环境保护] 08[工学] 0827[工学-核科学与技术]
摘 要：脉冲堆燃料元件运输时需要进行临界安全计算分析。介绍了临界安全计算用蒙特卡罗方法和MCNP程序。利用当前MCNP程序进行脉冲堆燃料元件临界安全计算时出现可执行程序运行不了的问题,利用Fortran97和VC++6.0对出现的问题进行了编译处理,然后利用脉冲堆冷态临界实验时的实测临界棒位数据对编译后的MCNP程序进行了校核计算验证,最后利用经校核的MCNP程序完成了脉冲堆燃料元件运输过程中的临界安全分析,临界安全计算结果表明脉冲堆燃料元件运输过程中满足临界安全要求。
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