对于提供核能源或中子源的核裂变反应系统，需从理论上给出它的临界安全性和中子能谱，通常通过k本征值问题的计算来实现。由于蒙特卡......

核反应堆精细中子输运-传热-流动（Neutron Transport-Thermal-Hydraulics,NTH）耦合计算是先进反应堆数值模拟的研究重点之一,涉及中......

离散纵标法作为经典的确定论输运求解方法被广泛应用于核装置的屏蔽计算。随着核装置几何结构和设计方案愈加复杂,数值模拟需要更......

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中子输运理论可以很好地描述中子在介质中的运动及其对应的规律,该物理原理是嬗变激活,辐射损伤材料,辐射剂量等研究的基础。蒙特......

摘要:随着第三代、第四代先进反应堆概念的提出,先进反应堆设计与分析计算在计算精度、计算效率、处理几何复杂度等方面面临越来越......

采用自行编写的数值方法计算程序NCMP(Numeric Calculation Method Program)对中子导管的输运性能进行了计算,并分别与文献以及俄......

积分实验是核数据工作的一项重要内容，是检验评价核数据的一种手段，无论对核武器的研制，还是聚变堆的设计都是非常重要的。聚乙烯是核......