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3He辐照考验装置反应性引入事故分析
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作者 徐涛忠 邓才玉 +6 位作者 马立勇 朱磊 杨斌 康长虎 张平 刘水清 杨灵芳 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第4期29-31,共3页
在高通量工程试验堆(HFETR)中,3He回路内气体压力变化会向反应堆引入反应性,进而影响到HFETR的运行安全。本文利用蒙特卡罗(MCNP)程序计算了3He辐照考验装置反应性变化速率,并利用RELAP5程序对3He屏失压与HFETR 1根控制棒失控提出叠加... 在高通量工程试验堆(HFETR)中,3He回路内气体压力变化会向反应堆引入反应性,进而影响到HFETR的运行安全。本文利用蒙特卡罗(MCNP)程序计算了3He辐照考验装置反应性变化速率,并利用RELAP5程序对3He屏失压与HFETR 1根控制棒失控提出叠加事故进行了分析。结果表明,正常工况下,3He回路辐照试验不影响HFETR正常运行;3He屏失压事故与HFETR事故工况叠加不会影响HFETR安全。 展开更多
关键词 蒙特卡罗(MCNP)程序 反应性 安全
铀加工与燃料制造设施核临界事故所致瞬发剂量计算研究
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作者 沈海波 刘爱华 +2 位作者 胡伟 肖洪文 黄丹 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第3期48-51,共4页
建立了基于蒙特卡罗(MCNP)程序建模的铀加工与燃料制造设施核临界事故工况下瞬发剂量的计算方法,并将该计算方法与EJ/T 988-96规定的计算方法进行了比较分析。以我国某核燃料元件研发厂址为例,采用MCNP程序建模计算了该厂址核临界事故... 建立了基于蒙特卡罗(MCNP)程序建模的铀加工与燃料制造设施核临界事故工况下瞬发剂量的计算方法,并将该计算方法与EJ/T 988-96规定的计算方法进行了比较分析。以我国某核燃料元件研发厂址为例,采用MCNP程序建模计算了该厂址核临界事故对厂界公众所致的瞬发剂量。结果表明,EJ/T 988-96的计算方法过于保守的估计了核临界事故工况下的瞬发剂量;基于MCNP程序建模的计算方法,因其求解算法的科学性和模型对屏蔽介质的准确描述,以及结果误差的可控性,使得计算结果更准确。因此,建议采用基于MCNP程序建模的方法计算铀加工与燃料制造设施核临界事故下的瞬发剂量。 展开更多
关键词 铀加工与燃料制造设施 核临界事故 瞬发剂量 MCNP程序
采用MCNP模拟及落棒法刻度CMRR控制棒价值 预览
3
作者 窦海峰 李润东 +5 位作者 冷军 袁姝 杨鑫 冯琦杰 刘晓 高产 《强激光与粒子束》 CSCD 北大核心 2018年第5期162-166,共5页
反应堆控制棒是核反应堆紧急控制和功率调节所不可缺少的控制部件,控制棒价值直接关系反应堆的停堆深度。采用MCNP和ORIGEN程序对CMRR反应堆全堆芯三维详细建模计算,并分别利用落棒法、逆动态法对控制棒积分价值、微分价值进行刻度,理... 反应堆控制棒是核反应堆紧急控制和功率调节所不可缺少的控制部件,控制棒价值直接关系反应堆的停堆深度。采用MCNP和ORIGEN程序对CMRR反应堆全堆芯三维详细建模计算,并分别利用落棒法、逆动态法对控制棒积分价值、微分价值进行刻度,理论与实验吻合较好。单根安全棒的积分价值约大于4%Δk/k,事故工况下卡一根安全棒的停堆深度仍然大于10%Δk/k,验证了堆芯物理设计,保障了CMRR反应堆的运行安全。 展开更多
关键词 控制棒价值 MCNP程序 CMRR 落棒法 逆动态法
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中国超导聚变工程实验堆氦冷固态包层中子学设计分析 预览
4
作者 赵奉超 冯开明 +2 位作者 曹启祥 栗再新 张国书 《核聚变与等离子体物理》 CSCD 北大核心 2018年第2期184-191,共8页
根据中国聚变工程实验堆(CFETR)设计要求,参考氦冷固态包层实验包层模块(HCCB TBM)的设计经验,完成了CFETR固态包层的中子学设计分析,并评估了中平面位置可开窗口的最大面积。设计分析结果表明,基于增殖单元的固态包层中子学设计方... 根据中国聚变工程实验堆(CFETR)设计要求,参考氦冷固态包层实验包层模块(HCCB TBM)的设计经验,完成了CFETR固态包层的中子学设计分析,并评估了中平面位置可开窗口的最大面积。设计分析结果表明,基于增殖单元的固态包层中子学设计方案的氚增殖比(TBR)达到了1.243,满足CFTER氚自持设计要求;中平面可以开出的辅助窗口的最大面积为11.43m^2。 展开更多
关键词 中国聚变工程实验堆 氦冷固态包层 中子学 MCNP程序
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一种铅-铋合金冷却快堆的高放废物积累量研究 预览
5
作者 王子冠 李林森 +2 位作者 杨韵颐 沈峰 张陆雨 《原子能科学技术》 CSCD 北大核心 2017年第12期2294-2299,共6页
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中的一种,铅基冷却快堆在减少长寿命高放废物产生方面具有 优势.基于此本文提出了一种热功率为300 MW 的铅... 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中的一种,铅基冷却快堆在减少长寿命高放废物产生方面具有 优势.基于此本文提出了一种热功率为300 MW 的铅-铋合金冷却快堆设计.利用 MCNP程序对反应 堆堆芯进行建模并计算了堆芯在寿期初的主要物理参数,详细分析了燃耗过程中长寿命高放核素的积 累量,并与一般压水堆长寿命高放核素的积累量进行了比较.结果表明,对主要关心的次锕系核素,铅- 铋合金冷却快堆的产生量远小于压水堆的,而长寿命裂变产物的产生量与压水堆的相当.总体来说, 铅-铋合金冷却快堆产生的长寿命高放废物总量小于压水堆的,可看出铅-铋合金冷却快堆在减少长寿命 高放废物产生方面更具有竞争性. 展开更多
关键词 铅-铋合金冷却快堆 长寿命高放核素 MCNP程序 物理参数分析 燃耗计算
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边界体素处理方式对层析γ扫描技术的透射重建质量的影响 预览
6
作者 韩苗苗 郭智荣 +3 位作者 刘海峰 李清华 彭敏俊 代传波 《原子能科学技术》 CSCD 北大核心 2017年第9期1683-1690,共8页
用层析γ扫描技术(TGS)对废物桶进行透射重建时,通常将桶边界处的不规则体素近似为规则的立方体体素。为探究边界体素处理方式对透射重建质量的影响,采用代数重建算法(ART)和极大似然期望最大化算法(MLEM),用MCNP程序分别模拟计... 用层析γ扫描技术(TGS)对废物桶进行透射重建时,通常将桶边界处的不规则体素近似为规则的立方体体素。为探究边界体素处理方式对透射重建质量的影响,采用代数重建算法(ART)和极大似然期望最大化算法(MLEM),用MCNP程序分别模拟计算将边界体素分别视为不规则体素和规则体素的两种处理方式对透射重建质量的影响。计算结果表明:将不规则的桶边界体素近似为规则的立方体体素会使透射重建所得线性衰减系数出现较大误差,应采用实际的不规则桶边界体素方式进行透射重建,且相对于ART算法,MLEM算法更适合作为TGS技术的透射重建算法。 展开更多
关键词 层析γ扫描技术 透射重建质量 边界体素处理方式 MCNP程序
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不同体积聚乙烯样品泄漏中子飞行时间谱测量与模拟研究 预览
7
作者 丁琰琰 聂阳波 +3 位作者 任杰 阮锡超 鲍杰 姚泽恩 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第2期223-229,共7页
采用T(d,n)^4 He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(点探测器简化模型、点探测器复杂模型和环探测器复杂模型),应用MCNP程序分别模拟得到了泄漏中子飞行... 采用T(d,n)^4 He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(点探测器简化模型、点探测器复杂模型和环探测器复杂模型),应用MCNP程序分别模拟得到了泄漏中子飞行时间谱,并与实验数据进行比较。结果显示:对于小体积样品(Ф13cm×6cm),3种模型的模拟数据和实验结果在n-p散射峰符合均很好;对于大体积样品(30cm×30cm×6cm,40cm×40cm×6cm),采用环探测器复杂模型的计算结果更加接近实验值。该研究工作为将来开展大体积样品基准检验奠定了基础。 展开更多
关键词 飞行时间法 聚乙烯 泄漏中子飞行时间谱 T(d n)^4 He脉冲中子源 MCNP程序
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和平堆重水泄漏到二次冷却剂监测系统的改造方案 预览
8
作者 王勇 杨佳音 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2016年第5期322-325,共4页
针对阿尔及利亚比林核研究中心和平堆现有重水泄漏到二次冷却剂监测系统存在的响应时间慢且无法给出重水泄漏量的问题,提出了该系统的改造方案。对于16N监测系统用MCNP程序对探测器效率进行了模拟计算。该改造方案具有响应速度快,能... 针对阿尔及利亚比林核研究中心和平堆现有重水泄漏到二次冷却剂监测系统存在的响应时间慢且无法给出重水泄漏量的问题,提出了该系统的改造方案。对于16N监测系统用MCNP程序对探测器效率进行了模拟计算。该改造方案具有响应速度快,能有效判断重水泄漏量等优点,可提升和平堆的安全性。 展开更多
关键词 和平堆 重水泄漏 16N 效率测量 MCNP程序
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MCNP程序中一处缺陷的证实及规避方法 预览
9
作者 吕焕文 唐松乾 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第9期164-167,共4页
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概率,SP卡中的V选项用于便利用户实现体密度方式的源强分布描述。研究发现,该程序存在一个缺陷,在使用SP... 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概率,SP卡中的V选项用于便利用户实现体密度方式的源强分布描述。研究发现,该程序存在一个缺陷,在使用SP卡V选项时可能会导致计算结果的不准确。通过构建典型算例模型,对使用V选项和不使用该选项的计算结果进行对比分析,可以证实该缺陷的存在,并且能够证明可以通过其他源描述方法在具体的程序使用中规避该缺陷。 展开更多
关键词 辐射屏蔽 MCNP程序 源分布 缺陷 SP卡 V选项
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大容量钴源运输容器屏蔽研究 预览 被引量:1
10
作者 薛娜 王炳衡 毛亚蔚 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第7期1298-1302,共5页
大容量钴源运输容器为运输工业用钴源而设计的专用设备。由于内容物放射性活度水平很高、衰变热很大,仅有少数国家具有设计能力,在国内的研制尚属首次。在对钴源运输容器的屏蔽设计研制过程中,突破之前的屏蔽设计技术束缚,采用MCAM程序... 大容量钴源运输容器为运输工业用钴源而设计的专用设备。由于内容物放射性活度水平很高、衰变热很大,仅有少数国家具有设计能力,在国内的研制尚属首次。在对钴源运输容器的屏蔽设计研制过程中,突破之前的屏蔽设计技术束缚,采用MCAM程序与MCNP程序模拟计算钴源运输容器外的剂量率水平,并在设计过程中及时发现容器存在的设计缺陷,从而进行了设计改进,保证了容器满足国家标准要求的各项设计措施。目前这些设计措施已通过相关的试验验证。结果表明:针对大容量60 Co运输容器的关键技术制定的设计措施合理有效,充分保证了容器在经受国家标准中规定的正常运输条件和运输中事故条件下各项试验后容器屏蔽性能的完整性,确保钴源运输的安全。 展开更多
关键词 钴源运输容器 屏蔽设计 MCNP程序 MCAM程序
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SPACE-R 意外掉落事故的临界安全分析 预览
11
作者 刘黎丽 孙征 付子明 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第9期1624-1628,共5页
当空间热离子反应堆发生意外掉落事故时,必须采取反应性控制措施保证反应堆处于次临界状态。SPACE‐R 是设计目标为40 kWe 、10 a 寿命的空间核反应堆。适合 SPACE‐R 意外掉落事故的反应性控制方案有:在燃料空腔内加入控制材料及在... 当空间热离子反应堆发生意外掉落事故时,必须采取反应性控制措施保证反应堆处于次临界状态。SPACE‐R 是设计目标为40 kWe 、10 a 寿命的空间核反应堆。适合 SPACE‐R 意外掉落事故的反应性控制方案有:在燃料空腔内加入控制材料及在慢化剂中放入可燃毒物棒。利用MCNP程序分别对两种方案下反应堆的反应性进行计算,可知两种方案均对 SPACE‐R 在意外掉落事故下的反应性有一定的改善。经综合考虑得出一个最终设计方案,能满足意外掉落事故的临界安全验收准则。 展开更多
关键词 SPACE-R 意外掉落事故 临界安全 反应性控制 MCNP程序
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一种基于MCNP程序的深穿透问题处理方法 预览 被引量:3
12
作者 韩毅 沈华亚 陈法国 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2014年第12期1482-1486,共5页
辐射屏蔽计算是核工程设计的核心内容之一。MCNP是最常用到的屏蔽计算软件,但MCNP在处理深穿透问题上存在一定困难,计算误差较大。本文以简单的深穿透屏蔽计算为例,介绍了MCNP的减方差技巧在深穿透屏蔽计算中的应用效果,并提出了一种应... 辐射屏蔽计算是核工程设计的核心内容之一。MCNP是最常用到的屏蔽计算软件,但MCNP在处理深穿透问题上存在一定困难,计算误差较大。本文以简单的深穿透屏蔽计算为例,介绍了MCNP的减方差技巧在深穿透屏蔽计算中的应用效果,并提出了一种应用减方差技巧进行深穿透计算的思路。 展开更多
关键词 深穿透 MCNP程序 减方差技巧
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Neutronic calculations for CANDU thorium systems using Monte Carlo techniques
13
作者 M. Saldideh M. Shayesteh M. Eshghi 《中国物理C:英文版》 SCIE CAS CSCD 2014年第8期111-115,共5页
In this paper,we have investigated the prospects of exploiting the rich world thorium reserves using Canada Deuterium Uranium(CANDU)reactors.The analysis is performed using the Monte Carlo MCNP code in order to unders... In this paper,we have investigated the prospects of exploiting the rich world thorium reserves using Canada Deuterium Uranium(CANDU)reactors.The analysis is performed using the Monte Carlo MCNP code in order to understand how much time the reactor is in criticality conduction.Four different fuel compositions have been selected for analysis.We have obtained the infinite multiplication factor,k∞,under full power operation of the reactor over 8 years.The neutronic flux distribution in the full core reactor has already been investigated. 展开更多
关键词 蒙特卡罗方法 重水堆 中子学计算 系统 MCNP程序 中子通量分布 开发利用
基于 CT 数据的 MCNP 个体化体模的获取及应用 预览
14
作者 杨君 刘传友 +4 位作者 罗明城 张磊 程品晶 叶菁 吴安东 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2014年第9期1051-1054,共4页
CT数据既是开展肿瘤精确放射治疗的基本数据,也是利用蒙特卡罗方法开展个体化剂量分布计算的主要数据。通过提取CT数据中的像素信息,进而转化为对应组织材料信息,重建得到个体化数字体模。利用所构建的数字体模,作了一些初步应用,... CT数据既是开展肿瘤精确放射治疗的基本数据,也是利用蒙特卡罗方法开展个体化剂量分布计算的主要数据。通过提取CT数据中的像素信息,进而转化为对应组织材料信息,重建得到个体化数字体模。利用所构建的数字体模,作了一些初步应用,结果表明基于CT数据获取的MCNP个体化体模正确,可为放疗计划的评估提供参考依据。 展开更多
关键词 CT数据 蒙特卡罗方法 放射治疗 MCNP程序 剂量计算
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Determination of Natural Radioactivity in Different Regions of Iran and Compared with Global Standards 预览
15
作者 Samaneh Babazadeh-Toloti Hashem Miri-Hakimabad Laleh Rafat-Motavalli 《药剂与药理学:英文版》 2014年第1期79-86,共8页
关键词 药剂学 药理学 药学 数学 物理学 化学
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临界-燃耗耦合计算方法 预览 被引量:1
16
作者 郭和伟 赵柱民 +3 位作者 陈立新 张信一 王立鹏 江新标 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第1期147-149,共3页
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:首先扩展MCNP的多群功能,将其能群扩展为69群;然后,由接口程序将WIMS程序产生69群共振、自屏... 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:首先扩展MCNP的多群功能,将其能群扩展为69群;然后,由接口程序将WIMS程序产生69群共振、自屏宏观中子截面转化为ACE格式的多群截面;其次,将新产生的多群截面提供给MCNP,完成临界一燃耗计算;最后,利用此耦合程序进行了基准题校核计算以及实验对比。计算结果表明,此耦合程序是可靠和正确的。 展开更多
关键词 临界-燃耗耦合 基准题 宏观中子截面 WIMS程序 MCNP程序
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钴调节棒转运容器屏蔽研究 预览
17
作者 王炳衡 薛娜 毛亚蔚 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2013年第4期226-229,共4页
采用MCAM程序与MCNP程序模拟计算钴调节棒转运容器的表面剂量率,并以此来判断容器的屏蔽设计是否满足标准要求。通过程序系统估算,在容器初始设计模型的基础上将5 cm铅层替换为5cm贫铀防护层,并提出了在容器下部屏蔽门缝隙处增加临时屏... 采用MCAM程序与MCNP程序模拟计算钴调节棒转运容器的表面剂量率,并以此来判断容器的屏蔽设计是否满足标准要求。通过程序系统估算,在容器初始设计模型的基础上将5 cm铅层替换为5cm贫铀防护层,并提出了在容器下部屏蔽门缝隙处增加临时屏蔽装置以降低该处的辐射水平。经过优化设计后,钴调节棒转运容器能够满足国家相应的屏蔽标准要求。现场操作时的实测结果也进一步验证了容器屏蔽设计的合理性和可靠性。 展开更多
关键词 钴调节棒转运容器 屏蔽研究 MCNP程序 MCAM程序
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日本福岛第一核电厂注水作业工作人员的剂量计算 预览 被引量:2
18
作者 李小华 刘全 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2013年第3期363-367,共5页
根据日本政府核事故应急指挥部公布的数据,对参与日本福岛第一核电厂乏燃料水池注水作业工作人员分别受圆柱形、链形、锥形、扇形、漫烟形、屋脊形6种典型烟羽模型照射的吸收剂量率进行了计算。结果表明:身着含铅防护服工作人员受圆... 根据日本政府核事故应急指挥部公布的数据,对参与日本福岛第一核电厂乏燃料水池注水作业工作人员分别受圆柱形、链形、锥形、扇形、漫烟形、屋脊形6种典型烟羽模型照射的吸收剂量率进行了计算。结果表明:身着含铅防护服工作人员受圆柱形和漫烟形烟羽照射的吸收剂量率分别为最小值0.14×10^2μGy/h和最大值5.35×10^2μGy/h;在同种放射性烟羽模型照射下,工作人员身着含铅防护服时吸收剂量率值小于未着气农时值。计算结果将为核事故应急受照工作人员的剂量评估和医学治疗提供参考。 展开更多
关键词 福岛第一核电厂 烟羽模型 吸收剂量率 MCNP程序
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基于活化法及MCNP程序的临界装置功率刻度 预览
19
作者 杨永木 穆克亮 +1 位作者 黄礼渊 牛江 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B06期111-113,共3页
介绍了临界装置功率刻度的方法,在不同功率台阶下利用活化法测量临界装置的中子注量率分布及归一点的绝对中子注量率,并利用经修改编译的MCNP程序对临界装置的中子注量率分布进行校核计算。基于中子注量率测量及计算结果通过裂变率法计... 介绍了临界装置功率刻度的方法,在不同功率台阶下利用活化法测量临界装置的中子注量率分布及归一点的绝对中子注量率,并利用经修改编译的MCNP程序对临界装置的中子注量率分布进行校核计算。基于中子注量率测量及计算结果通过裂变率法计算不同功率台阶下临界装置的功率,同时外推到堆芯最大热中子注量率为1×108 cm-2.s-1时的功率,实现了临界装置的功率刻度。 展开更多
关键词 中子注量率 MCNP程序 裂变率法 功率刻度
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基于 MC 程序对安全壳卸压排气γ监测仪性能研究 预览
20
作者 徐卫锋 沈明启 +2 位作者 陈祥磊 罗鹏 代传波 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2013年第9期1070-1073,1079共5页
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监测的放射性气体探测装置,并利用MCNP计算程序对该方案性能进行了模拟计算。结果表明在选择合理的测... 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监测的放射性气体探测装置,并利用MCNP计算程序对该方案性能进行了模拟计算。结果表明在选择合理的测量准直孔径、屏蔽方案等条件下,该装置可很好地实现安全壳卸压排气活度监测和特征核素分析。通过模拟计算与实验数据的对比表明,模拟计算结果真实可靠,可为核电站卸压排气放射性监测设备的研制提供重要的理论支持和参考。 展开更多
关键词 核素分析 探测效率 准直孔 MCNP程序
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