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。     

屏蔽材料γ射线积累因子的MCNP模拟

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(Monte Carlo)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...     

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。     

屏蔽材料对γ射线屏蔽情况的蒙特卡罗模拟

屏蔽防护在反应堆、一般放射性测量以及低水平放射性测量中都起着极为重要的作用.运用蒙特卡罗MCNP4C程序,模拟了几种常用的屏蔽材料对γ射线屏蔽情况.通过对模拟结果的分析,给出这些屏蔽材料对γ射线的衰减系数、有效衰减系数,并对能量发散情况进行定量分析,同时补充了一些辐射防护手册中没有提供而在实际工作中有用的屏蔽材料的屏蔽...     

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。     

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。     

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.     

MCNP程序对X射线荧光分析校正曲线的模拟计算

X射线荧光分析中,由于物质成分变化对检测结果的影响,在多数情况下元素浓度含量和荧光强度间不是线性对应关系.针对0～100%浓度的Fe和基体为Cr(强吸收体)和O(弱吸收体)的二元混合物样品,使用MCNP程序模拟强吸收和弱吸收时Fe的荧光强度和Fe的浓度的对应关系.理论表明该对应关系为由参数p确定的曲线,p值由基体元素和...     

MCNP4C在HTR-PM设备γ射线屏蔽设计申的应用及与QAD-CGA对比研究

本文基于球床模块式高温气冷堆核电站（HTR-PM）反应堆设备间γ射线辐射屏蔽设计工程实例，建立了乏燃料中间贮存系统的蒙特卡罗模型，给出了蒙特卡罗方法计算程序MCNP4C和点核积分方法计算程序QAD-CGA的计算剂量值，并通过对二者进行分析和对比，得知点核积分程序QAD-CGA的计算结果较蒙特卡罗程序MCNP4C的计算结果偏大。     

MCNP5模拟γ射线反散射谱的影响因素

为了研究γ射线反散射峰与散射体的物质成分、厚度、入射射线能量和几何布置之间的关系。本论文基于蒙特卡罗方法,运用MCNP5程序模拟放射源137Cs、60Co发出的γ射线经过不同厚度的石蜡、玻璃、Al、Fe、Cu和Pb散射后反散射谱的变化,所得结果与实验谱符合较好。结果显示:散射体厚度与原子序数同时增加且原子序数大约到26以后,反散射峰值才随原子序数增加而减小;探测器与放射源的距离为10 mm时,137Cs、60Co发出的γ射线经Fe、Cu散射后,Fe、Cu的厚度分别为1.6 cm和2.4cm时,铁的峰值高于铜;反散射峰值随源与探测器之间的距离增加而减小,与入射射线能量无关。试验结果对进一步开展反散射在工业,农业和医疗业的辐射屏蔽的研究有一定的指导作用。     

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。     

MCNP4C在HTR-PM设备γ射线屏蔽设计中的应用及与QAD-CGA对比研究

本文基于球床模块式高温气冷堆核电站(HTR-PM)反应堆设备间γ射线辐射屏蔽设计工程实例,建立了乏燃料中间贮存系统的蒙特卡罗模型,给出了蒙特卡罗方法计算程序MCNP4C和点核积分方法计算程序QAD-CGA的计算剂量值,并通过对二者进行分析和对比,得知点核积分程序QAD-CGA的计算结果较蒙特卡罗程序MCNP4C的计算结果偏大.     

基于MCNP对γ射线吸收剂量累积因子的计算与研究

使用蒙特卡罗程序MCNP计算了常用材料下的吸收剂量累积因子,计算时采用了较新的截面数据库MCPLIB04及介质材料的衰减参数数据库,并考虑了轫致辐射和相干散射等物理过程,同时将计算结果与相关文献给出的数据进行了比较,分析了造成差异的主要原因。结果表明:利用MCNP计算出的低Z材料的吸收剂量累积因子值在入射光子的中能区部分,平均比文献给出的数据偏小,在高能区部分平均比其偏大;而利用MCNP计算出的高Z材料的吸收剂量累积因子则普遍比文献给出的数据偏大。本文工作可为更新目前使用的较为陈旧的累积因子数据库提供参考。     

利用MCNP程序对充气电离室探测性能的研究

利用MCNP程序研究了充气电离室的探测径能，计算了探测器内工作气体和电扳片在射线探测中各自的作用，得到该电离室的探测效率．然后计算不同偏角入射时探测器的信号输出值，并给出计算的探测灵敏废。计算结果表明，高压充气电离室探圈^60Co源γ射线也可达到高的探测效率和灵敏度．     

基于MCNP5对含有不同比例的CRT的普通混凝土的屏蔽能力的研究

基于MCNP5对含有不同比例的CRT的普通混凝土的屏蔽能力进行了研究。通过模拟137CS源放出能量为0.662 MeV的γ射线穿过不同厚度的不同屏蔽体,得出γ射线穿过不同屏蔽体的透射光谱、线衰减系数和透射比。模拟分析结果表明:随着CRT部分比例的增加,出射光谱逐渐降低,线衰减系数逐渐增大,透射比逐渐减小,同时发现将CRT部分比例占到9%时制造出来的混凝土的屏蔽性能和纯CRT的屏蔽效果相同。研究结果为将报废CRT的回收提供了市场,也为制造抗辐射混凝土减小了代价,同时也为环境治理提供了一条途径。     

基于SuperMC对结构缝隙影响中子屏蔽的研究

本文基于Monte Carlo粒子输运计算程序SuperMC,计算了四种含硼聚乙烯(B-PE)结构缝隙对两种谱中子的衰减倍数。为了便于比较不同结构缝隙对中子屏蔽性能的影响,统一与相同厚度无缝隙材料相比得到中子衰减倍数相对减小量,并在相同条件下对计算结果进行了实验验证。结果表明:对于厚度6 cm的B-PE材料,斜缝结构的快中子衰减倍数相对减小量为直缝结构的1/8,斜缝结构的慢化中子衰减倍数相对减小量为直缝结构的1/3,斜缝结构对中子屏蔽产生的负面影响最小。     

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。     

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.     

应用MCNP程序处理研究堆屏蔽计算深穿透问题的方法研究

采用MCNP程序对某一体化研究堆主屏蔽设计进行验证计算。通过几何分裂、源项模型简化、多群截面和能群截断等方法逐步优化计算模型,计算效率提高了70%,计算结果方差小于10%,与确定论程序计算结果吻合较好。经分析,本文建立的计算方法适用于屏蔽层较厚研究堆的屏蔽计算。