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......
使用低浓铀燃料是近年来空间核动力发展的重要趋势.本文采用蒙特卡罗程序MCNP对低浓铀核热火箭发动机代表方案SCC T E堆芯进行了物......
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......
目的：电子辐照装置屏蔽墙中总存在辐照电缆孔道以及空调、通风设备、水管和电线等预埋管道,这些管道的存在势必会降低屏蔽体的局部......
聚变-裂变混合中子场对于研究材料辐照损伤及生物辐照效应具有很重要的作用。本文介绍了利用裂变堆提供的高强度热中子及裂变快中......
在初步实验基础上,利用MCNP程序模拟研究了在60Co放射源发出的γ射线垂直入射条件下,应用单层铁板模拟管道、双层铁板模拟管道及理......
根据假想核弹头模型,用蒙特卡罗方法计算了其泄漏中子能谱,结果表明,核材料自发裂变中子在透射出弹体后被慢化,大部分中子成为慢中......
本文基于MCNP程序对300＃研究堆首炉堆芯进行精细建模，通过并行计算方式验证了实验临界棒位下模型的临界，即验证了物理建模的正确......
根据中子源有效性系数的物理意义，建立了基于MCNP程序的蒙特卡罗算法。分别抽样模拟外置14MeV源中子与本征分布源中子的产生及......
目前中子剂量当量仪灵敏度低,最小探测限如果按97.5％的置信度,对于累积型,剂量临界水平约为100 μSv,对于剂量率型,大约在1 μSv/h......
点通量计数广泛应用于探测区域远小于系统的模型中。对于平行面源，MCNP5计算源粒子的直穿贡献有bug，导致点通量计算结果F5与体通......
在 Fukushima Daiichi 核电厂的损坏以后，很多放射性的材料被释放进太平洋。因此，在这些放射性核种的时间、空间的分发上研究是必要......
用蒙特卡罗程序(MCNP)对验证ADS系统的启明星实验装置的设计方案进行了有效增殖因数(Keff)计算,并对与Keff密切相关的热区燃料元件......
采用量热法,基于热平衡条件下的静态等温法测量了不锈钢在堆内的释热率,并探索不锈钢释热率随沿堆内活性区轴向高度的分布情况以及......
作为下一代能源的优先选择者,加速器驱动次临界系统(ADS)能够有效的利用铀和钍资源,并能够转化具有长期放射性的核废料,提高了核安......
本工作将蒙特卡罗方法用于小型D-T中子发生器慢化体的模拟研究,利用MCNP程序进行计算,比较各种慢化材料的组合,并采用球形慢化空腔......
采用MCNP分析了一种锂冷空间堆的堆芯物理概念设计方案。反应堆燃料采用氮化铀，冷却剂采用7Li液态金属、主要结构材料采用W－25％Re......
我国核能、辐射和同位素应用的蓬勃发展,辐射防护已经成为相当重要一门学科,其发展需要以大量的实验和理论计算作为支撑。由于资金......
ＭＣＮＰ是世界上最著名的解决中子－光子－电子辐射输运问题的超级蒙特卡罗方法程序，其几何能力与截面能力之强，应用范围之广，含蒙特卡罗技巧之多......
中国先进研究堆（CARR）既没有参考堆，也不进行零功率物理模拟实验。其物理启动工作完全以理论分析结果为依据，这在国内大型研究堆的启动......
该文主要研究了CARR研究堆的屏蔽计算和反应堆临界计算问题.研究的重点是如何利用MonteCarlo方法的MCNP程序进行包含深穿透问题的......
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......
X射线荧光分析中，物质成分变化对检测结果会产生影响，多数情况下元素浓度含量和荧光强度间两者不成线性关系。针对不同浓度的Zr......
14C是反应堆运行中产生的重要源项，本文进行了压水堆14C源项的计算研究。本文采用MCNP程序直接计算冷却剂中14C的产生率，与AP100......
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......
利用MCNP程序,根据IAEA提供的ADS———NEUTRONICBENCHMARK中的模型和数据,对加速器驱动的次临界系统质子束管中中子和光子泄漏产......
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......
A prompt gamma neutron activation analysis system with a 252Cf neutron source for on-line cement analysis has been simul......
<正>To validate neutronics calculation for the blanket design of fusion-fission hybrid reactor,experiments for measuring......
<正>The distribution characteristics of the neutron field in cement was simulated using the MCNP code to comply with the......
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......
中子辐射水平测量的可靠性是辐射屏蔽性能检测的难点。本文采用便携式中子测量仪和多球谱仪对某型乏燃料运输货包外部中子辐射水平......
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......
利用蒙特卡罗方法的MCNP程序对HPGeγ谱仪探测系统建模，做能谱模拟和放射性标准土壤的探测效率计算，并与实验测量能谱相比较。由此得......
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......
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......
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......
