MCNP程序相关论文
在新燃料组件运输过程中，临界安全是重点。使用MCNP程序对中国先进研究堆新燃料组件的运输进行临界安全计算分析，通过选取最不利临界......
海洋核动力平台是小型核反应堆与船舶工程技术的有机结合,具有机动性好、一次性装料运行周期长、功率密度大、运行成本低、节能环......
为确保仅、β低本底测量仪测量的可靠性,对其影响因素进行了分析建模,并设计了仿真软件进行计算,所得数据与实验验证结果有很好的......
水泥是国民经济的基础原材料,水泥工业与经济建设密切相关。但水泥工业是高消耗、高污染工业。目前我国每年因水泥生产向大气排放......
介绍了由标准程序MCNP、COUPLE、ORIGEN-S组成的耦合程序系统MCCOOR的结构和功能,用VVER等轻水堆栅元和燃料组件的多个Benchmark模......
文章应用蒙特卡罗方法对某实验室中的中放废液水泥固化后废物桶的屏蔽进行了计算,得出合适的屏蔽层厚度,使得中放废液水泥固化后废......
利用MCNP程序对防护手套的布料进行模拟研究.防护布料材质、密度及与源的距离的差异,对射线的阻止本领是有不同的.本次研究的防护......
介绍了利用K600中子发生器进行Si-PIN探测器灵敏度标定的实验方法,并在实验中测出了Si-PIN探测器对14MeV中子的直照灵敏度.同时,利......
硼铝复合材料因制备工艺简单,力学性能良好,原材料价格低廉等诸多优点被广泛研究,并被用作诸多领域的热中子吸收材料。本文采用理......
时间关联符合法是主动法测量裂变材料特征信息的有效方法之一。首先使用MCNP程序模拟了单个BC-501A液体闪烁体探测器探测252Cf自发......
根据中国原子能科学研究院铱-192工业探伤源物理参数，采用蒙特卡罗方法程序（MCNP）计算了铱-192源在典型居民区的空间剂量分布和居民的......
本文描述了一种利用中子照相进行定量分析的方法，介绍了该方法的基本原理，并应用粒子输运程序MCNP模拟分析样品内部散射中子随样品与......
为了在套管井用岩性密度测井中估算套管厚度，本文利用Monte Carlo计算程序MCNP，对不同矿物成分的地层，计算得到了散射γ能谱的低能谱......
采用蒙特卡罗粒子输运计算程序（Monte Carlo N-partical transport code，MCNP），就中子源屏蔽体和中子源室结构对屏蔽体不同探测位置的......
根据D-T中子源260keV氘束流能量下的中子能谱和角分布数据，建立了D—T中子源模型，在中子发生器各元件材料及实验大厅墙壁对快中子的......
利用MCNP程序研究了充气电离室的探测性能,计算了探测器内工作气体和电极片在射线探测中各自的作用,得到该电离室的探测效率.然后......
采用MCNP程序与ANISN程序结合的计算方案获取了SPRR-300反应堆混凝土屏蔽层内的中子注量率分布情况，同时采用固体核径迹探测器测量......
复杂物质的放射性核素定量分析一直是放射性活度测量中的瓶颈，根据核电站事故条件下反应堆安全壳卸压排气监测的需求设计了一套在线......
为降低在线式多球中子谱仪在测量中同时使用多个慢化球时由于球球干扰导致的测量误差,利用MCNP程序模拟了干扰球半径、探测球半径......
MCNP程序可以从粒子输运、扩散方程的角度来模拟计算堆芯在严重事故下安全壳内的辐射剂量水平。文章以EPR堆芯为例,采用MCNP 5程序......
基于蒙特卡罗模拟方法，采用MCNP的多群计算程序模拟中子输运方程，并与栅元均匀化程序WIMS耦合，实现了临界一燃耗耦合计算。具体过程是......
介绍了日本普贤堆(Fugen)的概况和主要设计参数,以及该堆今后的技术发展趋势.根据该堆的退役现状,介绍日本的退役战略方针以及普贤......
基于Westcott理论刻度反应堆核功率是目前应用最为广泛的方法,但该方法需要用到大量的修正参数,而修正参数在很大程度上依赖于基于......
采用T(d,n)4He脉冲中子源和中子飞行时间法测量了3种不同尺寸聚乙烯样品在60.方向的泄漏中子飞行时间谱.通过3种模拟模型(点探......
碳氧比能谱测井的数值模拟是涉及时间变量的中子-光子-电子联合输运的复杂问题。使用现有MCNP程序数值模拟碳氧比能谱测井遇到了2......
使用MCNP程序对几种堆芯均匀化布置进行了临界计算,keff在0.92～1.00之间.计算结果为加速器驱动的次临界系统(ADS)的次临界实验平台......
利用基于蒙特卡罗方法的MCNP程序计算了加速器驱动的次临界系统(ADS)中质子束管内的中子注量率分布以及通过质子束管顶端面和其它......
本工作采用MCNP程序对样品在西安脉冲堆跑兔辐照系统内辐照进行了物理描述和临界计算,并采用MCNP 4C程序自带的微扰卡对样品引入的......
基于圆柱型多丝正比室的多路望远镜系统具有良好的粒子鉴别性能和真事件判选特性，可同时进行多个反应角度的测量，也可同时进行效应谱......
利用MCNP程序对影锥屏蔽体的屏蔽性能进行计算和深入分析。结果表明：影锥屏蔽体对于周围及样品造成的散射中子本底影响低于1．4％。中子......
2006年发布的ENDF/B-Ⅶ.0评价库较2001年发布的ENDF/B-Ⅵ.8有许多改进之处,与临界积分检验装置实验结果符合得更好。采用NJOY程序......
通过分析37Ar衰变产生的X射线和俄歇电子在内充气正比计数管灵敏体积中的逃逸及计数管在37Ar活度测量中的壁效应，得出X射线在正比计......
利用D-D中子源／聚乙烯球壳模型，将裂变法和活化法结合，在聚乙烯球壳内水平方向的几个位置进行了反应率测量，获得了不同阈能的4种反应率......
本工作涉及准确测量国产Am-Be中子源发射的4.438MeVγ射线与中子强度比值R=Sr／Sn的实验方法。中子源的中子发射率用锰浴法进行比对......
加速器驱动的快-热包层耦合次临界装置——启明星1#内的中子能谱对于验证系统设计具有重要意义。采用多箔活化法测量了启明星1#装......
启明星1#次临界装置是我国为开展加速器驱动的次临界系统（ADS）研究而建立的国际上第1个具有快-热耦合结构的次临界反应堆实验装置。......
秦山三期CANDU-6型重水堆中,为了生产工业和医用^60 Co源,采用钴调节棒替换不锈钢调节棒。钴棒由于受到中子及γ射线照射产生热量,......
点通量估计方法广泛应用于探测区域远小于系统的模型。对于平行面源，MCNP5计算源粒子的直穿贡献部分的代码有错误，导致点通量计算结......
摘 要：SPACE-R是设计目标为40 kWe、10年寿命的空间发电用反应堆。SPACE-R反应堆的径向功率分布很不均匀，应该采取一定的功率分布优......
利用MCNP程序对核模型内部的中子和γ两种辐射效应进行了计算，并深入分析了射线导致炸药分解的过程，认为射线通过激发产生的大量高能......
利用MCNP程序对加速器驱动次临界系统（ADS）堆芯设计进行验证。在确定堆芯尺寸的情况下，当ADS的靶源和冷却剂是铅、铅．铋合金、铋和汞时......
主要采用了蒙特卡罗方法对激光聚变实验装置外表面的中子和光子能谱及剂量进行模拟与分析,引入了MCAM 软件绘制激光聚变实验装置的......
当应用MCNP程序的SDEF卡进行固定源问题的源信息描述时,需要对源的分布进行描述,MCNP程序提供了SP卡用以指定源在各个栅元中的分布......
本文根据高能中子源测试间防护门设计要求，用MCNP程序计算了测试间外人体模型的有效剂量，对十种不同材料与厚度构成的中子防护门设计......
用MCNP程序对启明星1#实验装置（Venus 1#）的ks、keff和φ^＊进行模拟计算。在装置的源区、快区、反射层、屏蔽层已定条件下，逐层增加热......
目前商用压水堆积累了大量的长寿命高放废物,放射毒性强,衰变时间漫长,对环境和人类构成了 长期威胁,作为 6种第四代核能系统堆型......
采用蒙特卡罗程序MCNP模拟了实验室HPGeγ谱仪外层屏蔽物对本底γ射线的屏蔽计算,了解物质对γ射线的屏蔽效果,并在实验的基础上给......
研究了MCNP程序并行化计算的实现,推导得到了蒙特卡罗程序并行计算的数据综合方法,并用实例验证了此方法的正确性。采用蒙特卡罗程......
简单分析NaI(Tl) 闪烁谱仪探测原理的基础上,运用蒙特卡罗程序MCNP计算了该谱仪对不同能量点源的峰总比(或光分数),并同实验结果做......
