对MCNP程序的二次开发

ＭＣＮＰ是一个超大型，先进的多功能蒙特卡罗中子－光子耦合便运程序，在世界范围内得到了广泛的应用，在国内，ＭＣＮＰ主要用于核保障技术，核临界，核聚变，变温汽冷堆，微堆，新堆等方面的计算，本文着重介绍几年来应用ＭＣＮＰ的开发经验和交互绘图功能的配制，总结了一些应用体会，最后探讨了国内所用ＭＣＮＰ的版本应用中表现出的一些不足。     

基于用MCNP程序模拟的HPGeγ谱仪的屏蔽

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出了模拟的基本数据。然后通过HPGeγ谱仪的实测谱与模拟结果相比较，以验证模拟计算的正确性。     

使用MCNP程序验证ADS的设计

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,通过MCNP程序进行模拟计算得到相应的keff值、中子能谱和中子通量密度;并对铅、铅-铋合金、铋和汞的数据进行对比分析。结果表明,铅-铋合金是ADS系统的最佳材料,根据相应数据,提出堆芯设计的优化方案。     

高通量工程试验堆与MCNP程序的接口程序的开发

为了对高通量工程试验堆(HFETR)堆芯进行MCNP程序的描述,自行研制开发了HFETR与MCNP程序的接口程序--MCNPIP程序.本文主要介绍了MCNPIP程序的核心DXSY类、MCNPIP程序流程、MCNPIP程序中燃料元件材料成分的处理以及软硬件要求,最后通过实际应用验证了MCNPIP程序的有效性.     

MCNP程序在微型钠冷快堆屏蔽计算中的应用

应用MCNP程序为微型钠冷快堆(MFR)概念设计建立了精确的屏蔽计算模型,并对其主要屏蔽物理量进行详细的计算分析.结果表明:在到达屏蔽层的外边界前,MFR内γ光子和中子注量率都已经迅速下降到较低的水平,主容器外的屏蔽层材料以碳钢为主,可以设计出满足安全准则的屏蔽结构;一回路钠的活化十分有限,屏蔽比较简单,铍反射层中氦的产量和控制棒吸收段的10B消耗比例都很小,这些材料可以使用多个寿期.     

利用MCNP程序研究多层平板高气压电离室的能量响应

本研究利用MCNP程序对多层平板高气压电离室的能量响应进行模拟计算,获得了从几十ke V到10 Me V能量区间内的响应曲线,并与实验进行对比。结果表明:模拟计算值与实验刻度值吻合较好,且该电离室可以测量最高能量达10 Me V的光子辐射。     

一种基于MCNP程序的深穿透问题处理方法

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。     

一个将MCNP模拟结果转换为GammaVision能谱的程序

研制了一个把MCNP计算的γ光子能量沉积的幅度分布转换为GammaVision格式的γ能谱的程序,从而可以利用GammaVision对模拟γ能谱进行分析和处理,为HPGeγ能谱的理论模拟提供了一个便利的工具。     

基于MCNP程序的入堆样品价值计算

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.     

使用MCNP程序调整和优化启明星实验装置设计方案

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栅距和热区厚度进行了最优参数的计算。结果表明,启明星实验装置的Keff能够达到设计的目标。     

钨-铜合金影锥屏蔽体屏蔽性能的MCNP程序计算

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%。中子穿透影锥屏蔽体而产生的γ射线泄漏率为10^-16～10^-14数量级，对于中子散射微分截面的实验测量，其影响可以忽略不计。W-Cu合金影锥屏蔽体的设计模型符合设计标准，就飞行距离为4～10 m的范围而言，影锥屏蔽体可使源中子注量衰减10^-7，屏蔽效果显著。     

基于活化法及MCNP程序的临界装置功率刻度

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1×10⁸cm^-2•s^-1时的功率,实现了临界装置的功率刻度。     

基于MELCOR与MCNP程序的安全壳剂量率计算方法

严重事故条件下,评估安全壳内的放射性剂量率水平对核电厂严重事故管理、应急响应等环节具有重要指导意义。本工作利用MELCOR程序模拟严重事故序列,计算不同核素组释放进入安全壳内的质量;利用ORIGEN2程序计算不同核素组的堆芯积存量及核素的γ源强;利用MCNP程序计算每组核素100%释放进入安全壳所产生的剂量率水平;最后根据拟合公式求解安全壳剂量率。中核核电运行管理有限公司30万千瓦机组安全壳剂量率的计算结果说明该方法切实可行。     

用DYTRAN程序计算贮液容器液面晃动

贮液容器的液面晃动问题是反应堆工程中的重要问题之一。MSC－DYTRAN有限元程序能较好地模拟贮液容器的液面晃动问题。本文以反应堆压力容器和研究堆水池为研究对象，利用DYTRAN有限元程序分别对圆柱形和矩形贮液容器的液面晃动进行了分析。结果表明：在频率大于1Hz的激励下，液面晃动幅值较小；在较低频率激振下，液面晃动幅值较大；在短形容积的液面晃动中还存在液体飞溅现象。     

基于MCNP5的凸度仪固有散射影响分析

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,固有散射影响减小,对1~15mm厚度的钢板,系统固有散射占总散射影响的10%以下,而对大于15mm厚度的钢板,系统固有散射可近似为零。此外,对散射因子曲线在非对应源附近的鼓包现象进行了分析,分析结果表明,探测器支架具有防止另一排探测器散射干扰的作用。     

西安脉冲堆1#径向孔道等效平面源的模拟计算

采用反应堆孔道深穿透屏蔽计算的点探测器、DXTRAN球抽样方法，计算了西安脉冲堆径向孔道出口处中子、光子的注量率空间分布、能谱分布和角分布等重要参数，并利用相应的实验测量值，验证了理论计算的准确性，为该实验孔道应用及建立该孔道出口处平面等效源提供了理论依据。     

Si-PIN探测器中子直照灵敏度研究

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,利用MCNP模拟程序对Si-PIN探测器不同能量的中子直照灵敏度进行了理论计算,实验灵敏度处理结果和理论计算值较为一致。     

蒙特卡罗方法计算高纯锗探测器的全能峰效率

采用蒙特卡罗方法模拟计算高纯锗探测器的全能峰效率。通过计算值与实验结果的比较,反复调节计算模型中高纯锗晶体的尺寸,最终确定晶体长度、半径和死层厚度。结果表明,用此方法确定的晶体尺寸来模拟计算不同位置、能量在13.9～1 332 keV范围内的X、γ射线的全能峰效率,计算结果与实验结果的相对偏差在中高能区绝大部分处于±3%以内,低能区(<60 keV)在±6%以内。     

锶-90同位素放射源韧致辐射降低方法模拟计算

为降低锶-90放射源产生的韧致辐射,利用MCNP程序,对锶-90同位素放射源的韧致辐射强度进行计算,得出放射源表面韧致辐射的剂量当量率。依据韧致辐射相关性质,即β粒子在与物质发生作用产生韧致辐射时,其韧致辐射产生的强度与物质的原子序数呈正相关,设计在放射源中加入低原子序数值的物质石墨,以降低放射源所产生的韧致辐射,并利用MCNP进行计算,得出掺入石墨后放射源表面的剂量当量率。MCNP计算结果表明,在锶-90放射源中掺入石墨后,放射源的韧致辐射剂量当量率有一定程度的降低。研究结果将对锶-90同位素放射源的设计提供借鉴。