MCNP5相关论文
贫化铀是235U含量比天然铀还要低的铀,是核燃料生产过程中产生的副产品。随着核能的应用,涉核的国家都已经积累了大量的贫化铀,且......
次锕系元素是乏燃料中长寿命放射性物质的主要成分。目前世界上在运行的商用核反应堆绝大部分是压水堆,因此,研究次锕系元素在压水......
自给能中子探测器具有无需外部电源供给、结构简单、体积小巧、便于安装的特点,被广泛应用于堆芯中子通量测量。本文将介绍用于自......
为了快速定位并寻回丢失的放射源,设计了一种由NaI、CsI、锗酸铋(Bi4Ge3O12,BGO)三种晶体与铅耦合组成的γ射线方向探测器,并采用......
为了研究γ射线反散射峰与散射体的物质成分、厚度、入射射线能量和几何布置之间的关系。本论文基于蒙特卡罗方法,运用MCNP5程序模......
根据AAPM TG43U1的推荐,使用MCNP5与EGSnrc两种蒙特卡罗程序计算6711型125I种子源剂量计算参数,并将两者计算结果和AAPM推荐值比较......
针对环境样品天然放射性核素分析中，伽马谱仪对238 U、235 U等发射低能特征γ射线（＜200 keV）核素的测量准确性较差问题，运用灵活性强、......
对漂移管周围不同方向剂量水平及其影响因素进行定量评估,有助于对电子辐照加速器主厅内辐射分布建立定性认识。由于加速管沿程束......
中子残余应力谱仪静态屏蔽体主要用于对谱仪装置的附加闸门、中子导管等组件的辐射剂量的屏蔽,使装置操作人员可以安全地在装置周......
为了研究γ射线反散射峰与散射体的物质成分、厚度、入射射线能量和几何布置之间的关系。本论文基于蒙特卡罗方法，运用MCNP5程序模......
为了研究不同限束光阑准直器对测量结果的影响,使用MCNP5蒙卡模拟软件建立带准直器的高纯锗探测器模型。通过模拟分析准直器各项参......
针对目前放射源估计定位方法中存在的低适用性问题,本文提出了一种基于点核积分的放射源定位方法。首先将连续的辐射区域离散化;然......
将氧化铋以粉末形式添加到普通混凝土中,制备出绿色无污染且具有良好的?射线屏蔽性能的掺杂氧化铋的混凝土。相较于普通混凝土,氧......
采用中子飞行时间谱仪测量EAST装置上的中子能谱时，对于散射量的屏蔽是能否得到有效数据的关键。本文利用三维蒙特卡罗输运程序，通过......
X射线横向移动成像是一种新的散射成像方法,直接利用大面积探测器分开探测单次和多次散射光子强度来识别被覆盖物体的组成类型、尺......
为了研究航空Y能谱低能谱段与地质体岩性的相关关系，基于蒙特卡罗方法，应用MCNP5程序模拟天然Y射线穿过不同地质体（辉绿岩、砂岩、白......
基于MCNP5对含有不同比例的CRT的普通混凝土的屏蔽能力进行了研究。通过模拟137CS源放出能量为0.662 MeV的γ射线穿过不同厚度的不......
通过分析核临界事故中实际情况，使用MCNP5程序建立不同的人体模型（儿童，成年人，男性，女性），通过计算在受中子照射时，人体内不同器官的中子......
基于MCNP5对重晶石混凝土中混入不同比例的报废阴极X射线管瓶锥部分的屏蔽性能进行模拟研究。通过对不同能量的γ射线穿过屏蔽体的......
利用MCNP5程序构建了屏蔽装置模型，并模拟了聚乙烯、含质量分数10％硼的石蜡、重水、石墨和铅等材料的中子慢化和屏蔽效果，以及铁对1射......
构建了煤质检测系统D-T中子源采用的3层屏蔽结构:第1层采用铁、不锈钢、钨等不同慢化材料,第2层采用含不同碳化硼质量分数的聚乙烯......
本文采用MCNP5软件建立了凸度仪模拟计算模型,并对其进行实验结果验证。分析了凸度仪固有散射的影响,随待测钢板厚度的增大,固有散......
为研究各因子对正比计数管探测低能X射线时性能的影响，利用MCNP5软件计算了不同光子能量下管内气体种类、气体压强及壁效应、放置距......
在反应堆物理-热工耦合过程中,网格划分尺度会影响计算精度和计算时间。利用蒙特卡罗程序和FLUENT程序,对压水堆单棒模型进行不同......
滑石粉的主要化学成分是Mg3[Si4010](OH)2,通过检测面粉中24Mg和28Si原子核的含量,可以计算出面粉中滑石粉的含量.利用中子活化分......
中子共振测温具有非浸入式测量、内部温度测量、局部温度分布测量等优点，但高强度脉冲中子源的欠缺限制了其广泛使用。为探讨神龙一......
本文通过实验和模拟计算研究了无损检测用15MeV电子直线加速器X射线主束内的中子剂量.加速器采用了铜复合靶和钨加含硼聚乙烯的屏......
目的研究10 Me V工业辐照电子加速器辐射防护计算方法。方法通过查图法和MCNP5计算了10 Me V工业辐照电子加速器轰击铁靶时90°方......
现场X射线荧光分析（EDXRF）中,使用滤光片可以有效的降低或消除由原级谱在样品中散射背景,特征谱对待测元素的干扰。论文采用MCNP5程......
本文比较了CANDU堆相比于PWR的不同之处,并采用蒙特卡洛中子输运程序MCNP5,对CANDU基准题的堆芯参数进行了模拟计算。本文选择较有......
为了研究γ能谱与吸收介质的原子序数、密度及其厚度之间的关系,基于蒙特卡罗方法,应用MCNP5程序模拟40K发出的能量为1.46MeV的γ......
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学位
根据某单位钴-60工业辐照装置的特点,以双板钴源源架中心为坐标原点,采用蒙特卡罗软件MCNP5建立更接近实际的辐照模型。模拟空气参......
国产125I粒子源的银棒末端结构为直角型,与典型的6711型粒子源结构略有不同,结构不同会对剂量计算参数产生一定影响。本文针对国产......
为了研究改造后的XH-3130A在线液体伽马监测仪对核电站某管道一次水放射性核素的探测效率及探测限的影响因素,利用MCNP5程序计算了......
以剂量转换数学模型为基础,针对骨、软组织和水的等效组织球体剂量计算,采用蒙特卡罗软件MCNP5构建0.01～10 MeV的γ射线在这三种物......
为研究不同骨料对混凝土的屏蔽性能的影响，利用MCNP5模拟^137 Cs源放出能量为0．662MeV的刘华良射线穿过不同骨料的混凝土试块，得出出......
利用MC法模拟了D—T中子源发出的粒子通过地层元素测井仪内部屏蔽体结构的过程，获得了不同粒子通过不同材料的屏蔽体后能量和核反应......
假设核动力舰船发生放射性物质泄漏事件,建立水立方模型与含骨层的水立方模型,选取多种能量的光子源,通过蒙特卡洛粒子输运程序MCN......
γ辐射场剂量的测量可以通过γ剂量率仪或谱-剂量转换的方法来实现。其中一种谱-剂量转换方法为γ全谱法(G(E)函数),即通过建立能......
为了准确分析核设施停机后周围空间的三维辐射剂量场分布情况,基于严格两步法(rigorous two step method,R2S)停堆剂量计算的方法,......
涉核场所存在的放射性沾染不容忽视。鉴于α射线穿透能力极弱而且造成探测时的不便，γ射线则需要做好初始屏蔽。本文主要研究一种大......
为有效利用混有重金属元素的渣泥集料,将其作为辐射屏蔽材料。基于正交实验分析,在室内多道γ能谱测量实验的基础上,利用MC法开展......
运用蒙特卡洛模拟软件MCNP5,研究了稀土尾渣中元素Ce、La、Nd、Pb、Th、U、Zr质量占比的测量误差对尾渣桶周围空气γ吸收剂量率的......
钍是潜在的核能资源,具有重要的国家战略意义。钍资源储备在国内越来越得到重视,但目前尚无合理的处置方式。本文提出采用储存库的......
目的研究辐射加工用0.5~2.5 Me V电子加速器的X射线发射率。方法通过MCNP5计算0.5~2.5 Me V工业辐照电子加速器轰击铅靶、铁靶、铝......
我国煤炭资源储量丰富，分布地域广泛。由于在煤炭生成过程中所处地质环境不同，造成煤炭中所含元素及含量会有很大差异。由于在实际使......
研究了普通混凝土中掺入不同比例的报废彩色阴极X射线管(CRTs)瓶锥部分对不同能量(0.662 Me V、1 Me V、2 Me V、3 Me V)γ射线的......
大亚湾及岭澳核电站辐射监测系统整体改造项目中,核岛、常规岛废液放射性活度监测通道将采用在线测量方式来代替原来的取样离线连......
