搜索结果: 1-14 共查到“工学 MCNP”相关记录14条 . 查询时间(0.086 秒)
屏蔽材料γ射线积累因子的MCNP模拟
积累因子 屏蔽材料 MCNP模拟 轫致辐射
2022/3/28
在γ射线的屏蔽设计中，选择合适的积累因子对屏蔽效果至关重要。目前，在设计屏蔽材料时，使用单层材料时考虑了轫致辐射的影响，而使用复合材料时并没有考虑。为了提高屏蔽厚度计算的准确性，在考虑轫致辐射的情况下，采用蒙特卡罗（MonteCarlo）方法对单层材料、多层组合材料的积累因子进行研究，模拟了不同γ射线能量和不同屏蔽材料厚度时的积累因子，同时对有无轫致辐射时积累因子的差别进行了对比。结果表明：对于单...
基于MCNP的超临界水堆堆芯建模及中子通量计算
超临界水堆 MCNP 中子通量
2014/4/11
超临界水堆是国际第Ⅳ代核能系统论坛推荐的6种第Ⅳ代核电反应堆堆型之一,与现有的轻水堆相比,具有热效率高、系统结构简单、造价低等优点。本文建立了MCNP程序下的超临界水堆堆芯物理计算模型,解决了燃料组件几何结构过于复杂精细难以建模的技术难题,考虑了堆芯轴向冷却剂密度的不均匀分布;以超临界水堆堆芯模型为基础,计算了堆芯径向中子通量密度分布,提出了展平堆芯功率分布的设计方案;计算了堆芯轴向中子通量密度分...
西安脉冲堆WIMS和MCNP耦合燃耗计算方法
西安脉冲堆 耦合程序 燃耗
2014/4/11
基于MCNP的多群计算特性,扩展了其多群功能,并与栅元均匀化程序WIMS耦合,实现了临界-燃耗耦合计算;采用WIMS产生的69群共振、自屏宏观中子截面,进行了栅元、组件计算以及实验对比,计算结果与其他方法的计算结果和实验结果一致,验证了此耦合程序的可靠性和正确性。最后,应用此耦合程序对西安脉冲堆第一循环的燃耗进行了计算和分析。
基于MCNP模型10MW高温气冷实验堆燃耗测量误差分析与实验研究
球床式高温气冷堆 燃耗测量 准直器 MCNP模型
2014/4/11
10MW高温气冷实验堆(HTR-10)的燃耗测量系统通过测量燃料球内裂变产物137Cs发出的γ射线进而间接确定燃料球的燃耗,测量结果的准确性直接影响着反应堆的安全性和经济性。利用HTR-10现有的设备条件,设计并实施了提升器偏转实验,使燃料球逐步偏离正常测量位,改变球心与准直器轴线的相对位置,得到了偏离角度与计数率之间的对应关系,进而确定燃料球球心与准直器轴线的周向偏移量。通过MCNP程序建立HT...
基于MCNP程序的铅屏蔽层对γ射线屏蔽性能研究
MCNP程序 γ射线 衰减倍数 铅
2011/8/19
为了计算不同厚度铅对不同能量γ射线的屏蔽性能，本工作建立了两种模型，然后使用MCNP程序对这两种模型进行模拟计算，进而得到了铅的屏蔽性能。计算结果表明：相同厚度的铅屏蔽层对低能γ射线的屏蔽能力强于高能，随着γ射线能量的增大，屏蔽能力呈下降趋势。作为验证，本工作计算了单向源、面源、各向同性面源情况下铅的屏蔽性能，还通过改变PHYS卡计算铅的屏蔽性能，得到的结果与上述结论一致。
MCNP程序对某坑式废物库贮存废物放射性活度验证计算
放射性废物 活度 MCNP 验证计算
2011/8/19
某废物库退役源项调查是废物库退役工程前期工作，为退役设计提供源项输入。根据现场辐射水平测量结果，利用点核积分原理，通过γ辐射水平与γ射线注量之间的关系，反推出废物的放射性活度。为评价计算结果，利用MCNP程序进行了验证计算。点核积分计算结果为6.4×1014 Bq，MCNP验证计算结果为4.82×1014 Bq，表明点核积分计算结果偏保守，满足工程设计需要。
MCNP输出数据分析与可视化软件的设计与实现
MCNP输出数据 Matlab组件 混合编程 数据可视化
2010/3/15
MCNP（Monte Carlo N-Particle Code）是基于Monte-Carlo方法的一个粒子输运计算程序。其输出数据信息量大，难以快速筛选处理有效数据。在分析MCNP输出数据主要内容的基础，设计了MCNP结果数据提取算法，采用VC++与Matlab COM混合编程技术，实现了一个MCNP输出数据分析与可视化软件。应用结果表明，该软件满足了MCNP使用人员对MCNP输出数据快速分析与...
MCNP程序在HPGe探测器马鞍形样品盒最佳选择中的应用
MCNP程序 探测效率
2009/12/3
在HPGe探测器测量环境样品放射性时，探测效率越高，测量时间越短，谱仪的利用率也越高。对一定体积的体源样品，几何形状对探测效率有较大影响。本文利用MCNP程序对同体积的不同马鞍形环境样品进行了模拟，寻找出了最佳马鞍形样品形状，并进行了实验验证。模拟和实验结果表明，最佳马鞍形样品与目前常用的圆柱形样品相比，其探测效率可提高1倍以上。
基于MCNP程序的入堆样品价值计算
MCNP程序 入堆样品 反应性 微扰卡
2010/5/4
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反应性进行了计算。计算结果体现出微扰卡计算微小扰动的特点，避免了常规算法中系统 k 计算偏差对计算结果的影响，计算结果更可信。
MCNP程序研究进展
蒙特卡罗方法 输入文件 计算可视化
2009/10/28
MCNP是用来计算中子、 光子、 电子或者中子/光子/电子耦合问题的通用蒙特卡罗粒子输运计算程序， 它以其灵活、 通用的特点以及强大的功能， 在诸多领域得到广泛认可和应用。但是由于其使用需要较强的专业水平， 因而使得其在某些方面又显出一些弱点。对MCNP程序的发展过程以及今后的发展趋势进行了讨论， 同时提出了作者的观点。
核辐射能量全沉积脉冲分析与MCNP粒子跟踪验证
全能峰 前沿堆积 MCNP 粒子跟踪
2008/12/26
本工作就在数字化核辐射脉冲处理中观测到的全能峰计数上的较大差异，并根据探测器的特性，利用MCNP中的粒子跟踪卡，对能量全沉积射线粒子进行跟踪模拟。结果表明：有一定数量的能量全沉积脉冲与上升沿堆积脉冲波形存在较大的相似。模拟给出了真正上升沿堆积脉冲的幅度分布谱图，为数字化上升沿堆积脉冲处理及全能峰脉冲计数校正提供了很好的参考。
MCNP程序在ADS屏蔽计算中的应用
蒙特卡罗方法 加速器驱动的次临界系统 屏蔽计算
2008/12/24
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外表面逸出的中子注量率,得出了一些对ADS设计有意义的结论。
MCNP程序在核弹头核查中子探测技术研究中的应用
核武器 核查
2008/12/16
为合理设计基于核弹头泄漏中子被动测量核查方法的实验方案，根据假想核弹头模型，用MCNP程序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子，能量小于0.5MeV。分析了这一结果对核武器现场核查中子探测技术的意义。
用MCNP程序计算核燃料废包壳缓发裂变中子形成的热中子通量密度
缓发裂变中子
2008/10/9
用Monte Carlo方法计算核燃料废包壳缓发裂变中子形成的热中子通量密度分两步进行:第一步,计算出外中子源在包壳中生成的缓发裂变中子;第二步,计算这个缓发裂变中子源在探测器中所形成的热中子通量密度。为利用现有的MCNP程序进行计算,编制了有关的缓发裂变中子源生成及抽样子程序和体通量统计估计方法的记数子程序。计算表明:针对解决所遇到的深穿透问题,体通量统计估计法比径迹长度法要好些。