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MCNP温度相关中子截面库的研制及基准验证 被引量:6
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作者 李松阳 王侃 余纲林 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第5期385-388,共4页
本文在使用NJOY软件由ENDF格式的中子截面文件处理生成ACE(a compact ENDF)格式的温度相关中子截面库的方法研究的基础上,开展温度相关中子截面库的研制及验证。研制过程中,选择了在反应堆设计和运行温度范围内的16个温度点。在温度相... 本文在使用NJOY软件由ENDF格式的中子截面文件处理生成ACE(a compact ENDF)格式的温度相关中子截面库的方法研究的基础上,开展温度相关中子截面库的研制及验证。研制过程中,选择了在反应堆设计和运行温度范围内的16个温度点。在温度相关中子截面库的验证过程中应用了4个基准题:带可燃毒物的轻水堆芯临界基准题、反应性多普勒系数基准题、标准CANDU组件燃料温度系数基准题和VHTRC温度系数基准题。验证计算结果表明,该温度相关中子截面库可运用于反应堆物理的计算分析中。 展开更多
关键词 NJOY软件 mcnp程序 温度相关截面库 基准题
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一种基于MCNP程序的深穿透问题处理方法 被引量:6
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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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基于MCNP程序的入堆样品价值计算 被引量:2
3
作者 朱养妮 赵柱民 +1 位作者 陈立新 江新标 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第S2期306-308,共3页
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... 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。 展开更多
关键词 mcnp程序 入堆样品 反应性 微扰卡
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MCBurn——MCNP和ORIGEN耦合程序系统 被引量:26
4
作者 余纲林 王侃 王煜宏 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2003年第3期250-254,共5页
介绍了MCNP和ORIGEN耦合程序系统MCBurn的理论模型,选取了一个压水堆栅元燃耗计算基准问题(3种燃耗深度)对MCBurn进行验证。结果表明:MCBurn关于反应性和核素成分的计算结果与实验测量值和其它程序的结果符合良好,且MCBurn在某些计算结... 介绍了MCNP和ORIGEN耦合程序系统MCBurn的理论模型,选取了一个压水堆栅元燃耗计算基准问题(3种燃耗深度)对MCBurn进行验证。结果表明:MCBurn关于反应性和核素成分的计算结果与实验测量值和其它程序的结果符合良好,且MCBurn在某些计算结果、参数选择确定方式和程序自动执行等方面优于类似国外程序。 展开更多
关键词 MCBurn mcnp ORIGEN 耦合程序系统 压水堆 燃耗计算基准 计算机程序
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MCNP程序在核弹头核查中子探测技术研究中的应用 被引量:1
5
作者 周百昌 何彬 +3 位作者 朱文凯 陈坤 张全虎 葛坤友 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第B09期85-88,共4页
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... 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。 展开更多
关键词 核武器核查 中子能谱 蒙特卡罗方法 mcnp程序
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MCNP源程序修改及应用 被引量:3
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作者 程品晶 邱蕾 +1 位作者 潘佚 胡创业 《南华大学学报(自然科学版)》 2007年第3期97-100,共4页
MCNP程序是一个大型多功能蒙特卡罗计算程序,它适应于核科学和工程方面的多种课题.虽然MCNP程序的通用性很强,可以满足大多数的实际应用,但针对一些特殊的应用还是需要用户对源程序进行修改并重新编译.目前,大多数MCNP程序用户对如何修... MCNP程序是一个大型多功能蒙特卡罗计算程序,它适应于核科学和工程方面的多种课题.虽然MCNP程序的通用性很强,可以满足大多数的实际应用,但针对一些特殊的应用还是需要用户对源程序进行修改并重新编译.目前,大多数MCNP程序用户对如何修改和编译源程序了解得比较少,与之相应的文献资料也很少见.有鉴于此,本文对该问题进行了总结并对如何处理作了详细的介绍,目的是为用户更好的理解程序构成、提高对程序的应用能力提供帮助. 展开更多
关键词 mcnp源程序 环境设置 编译
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采用MCNP模拟及落棒法刻度CMRR控制棒价值
7
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》 EI CAS 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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基于活化法及MCNP程序的临界装置功率刻度
8
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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MCNP程序中一处缺陷的证实及规避方法
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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用MCNP/4A计算钒球14 MeV中子的泄漏谱和反应率
10
作者 安力 陈渊 牟云峰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2000年第z1期117-119,133,共4页
用MCNP/ 4A程序计算了钒球 14MeV中子源的泄漏谱及Al、Fe和V在其内的反应率 ,并与实验结果进行了比较。
关键词 mcnp/4A程序 钒球基准装置 泄漏谱 反应率
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基于FLUKA软件的井孔射线与介质作用模拟对比研究
11
作者 刘军涛 李雯昕 +4 位作者 MARINA RABDELNOUR 田恒 王一巍 高源 刘志毅 《测井技术》 2025年第2期189-197,共9页
在核测井领域,蒙特卡罗方法应用于仪器开发设计到数据解释的各个环节。通用型多粒子输运程序(Monte Carlo N-Particle Transport Code,MCNP)作为领域内开展研究和解决问题的首要选择,其使用一直以来都受到许可限制,令研究人员面临挑战... 在核测井领域,蒙特卡罗方法应用于仪器开发设计到数据解释的各个环节。通用型多粒子输运程序(Monte Carlo N-Particle Transport Code,MCNP)作为领域内开展研究和解决问题的首要选择,其使用一直以来都受到许可限制,令研究人员面临挑战。因此,FLUktuierende KAskade(FLUKA)具有开放使用权限的优势,利用FLUKA开展核测井基准模拟,对比分析FLUKA作为MCNP替代方案的可行性。利用FLUKA和MCNP分别构建具有代表性的核测井基准模型,涵盖伽马射线输运、中子输运以及伽马-中子耦合输运过程,获取了伽马能谱和密度、孔隙度等测井响应,用以评估FLUKA在低能辐射传输模拟中的表现。研究结果显示,对于低能伽马辐射输运,FLUKA获取的地层散射伽马能谱和MCNP响应之间的最大相对误差为5.37%,密度响应相对误差在3.75%以内。对于低能中子输运,二者孔隙度响应的相对误差不超过1%,并且中子诱发伽马射线能谱基本吻合。该研究通过对基准核测井问题的模拟分析,证明了可以使用FLUKA代替MCNP在核测井领域分析解决问题。 展开更多
关键词 核测井 蒙特卡罗 数值模拟 FLUKA mcnp 地球物理 响应特征
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基于CT数据的MCNP个体化体模的获取及应用
12
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,结果... 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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对 MCNP 程序的二次开发 被引量:7
13
作者 高彦锋 《核电子学与探测技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1998年第3期192-195,241,共5页
MCNP是一个超大型、先进的多功能蒙特卡罗中子-光子耦合输运程序,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、高温汽冷堆、微堆、新堆等方面的计算。本文着重介绍几年来应用MCNP的... MCNP是一个超大型、先进的多功能蒙特卡罗中子-光子耦合输运程序,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、高温汽冷堆、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的版本在应用中表现出的一些不足。 展开更多
关键词 mcnp程序 深穿透 中子-光子耦合 输运
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MCNP与GEANT4应用于随钻方位伽马测井仪探测性能对比 被引量:1
14
作者 彭礼韬 张立国 +1 位作者 郝琦 玉宇 《测井技术》 CAS 2021年第3期267-272,共6页
MCNP作为一款通用粒子输运模拟软件,常用于核测井仪器开发过程中。但MCNP在使用过程中其建模方法在某些情况下略显复杂或难以实现,在中国也难以获取授权,因此,需要寻找另外的蒙特卡罗模拟软件作为补充。GEANT4是一款采用面向对象技术构... MCNP作为一款通用粒子输运模拟软件,常用于核测井仪器开发过程中。但MCNP在使用过程中其建模方法在某些情况下略显复杂或难以实现,在中国也难以获取授权,因此,需要寻找另外的蒙特卡罗模拟软件作为补充。GEANT4是一款采用面向对象技术构建的蒙特卡罗程序包,在核测井领域还没有得到广泛使用。采用GEANT4和MCNP建立随钻方位伽马测井仪器模型进行模拟,分别测量反映仪器性能指标的几个响应特征并对测量结果进行对比。对比分析表明,GEANT4的模拟计数结果和输出能谱与MCNP均符合较好,仪器性能结果分析基本一致,证明将GEANT4应用到核测井领域是可行的。 展开更多
关键词 方位伽马 性能响应特征 mcnp GEANT4 测井
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基于MCNP程序的海洋核动力平台堆芯核设计校核计算研究
15
作者 杨文 姚世卫 +3 位作者 邰云 邱金荣 巢飞 李兴 《核安全》 2022年第1期36-41,共6页
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、节能环保等特点。本文采用蒙特卡罗粒子输运程序(MCNP),建立海洋核动力平台反应堆堆芯几何模型,计算该反应堆首... 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、节能环保等特点。本文采用蒙特卡罗粒子输运程序(MCNP),建立海洋核动力平台反应堆堆芯几何模型,计算该反应堆首循环初始装料冷态、常压下的堆芯反应性和控制棒价值,并与核设计计算结果进行对比。结果表明:MCNP程序适用于海洋核动力平台反应堆堆芯核设计校核计算,并可与核设计值互相验证。 展开更多
关键词 海洋核动力平台 核设计 mcnp程序 反应性 控制棒价值
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基于蒙特卡罗方法的中子屏蔽材料设计 被引量:16
16
作者 陈飞达 汤晓斌 +1 位作者 王鹏 陈达 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第12期3006-3010,共5页
基于蒙特卡罗粒子输运程序MCNP,设计了一种强度高、密度低、具有优异中子屏蔽性能的新型玻璃纤维/B4C/环氧树脂复合材料,模拟计算了镅-铍(Am-Be)中子源产生中子对该材料的透射率;研究了该材料的中子屏蔽性能与传统屏蔽材料的差异以及不... 基于蒙特卡罗粒子输运程序MCNP,设计了一种强度高、密度低、具有优异中子屏蔽性能的新型玻璃纤维/B4C/环氧树脂复合材料,模拟计算了镅-铍(Am-Be)中子源产生中子对该材料的透射率;研究了该材料的中子屏蔽性能与传统屏蔽材料的差异以及不同B4C质量分数对该材料的屏蔽性能影响;根据模拟结果分析了该材料对不同能区中子(慢中子、中能中子、快中子)具有的不同屏蔽性能。研究发现:B4C质量分数为10%的该种新型玻璃纤维/B4C/环氧树脂复合材料的中子屏蔽性能,尤其是慢中子屏蔽性能较传统的含硼聚乙烯和Al-B4C合金材料更为优异;但随着B4C质量分数的增大,屏蔽性能提升不明显。结果验证了蒙特卡罗方法用于中子屏蔽材料优化设计的可行性。 展开更多
关键词 蒙特卡罗方法 中子屏蔽材料 mcnp程序 透射率
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中子半影成像的数值模拟 被引量:9
17
作者 赵宗清 丁永坤 +3 位作者 刘东剑 唐昶环 温树槐 蒲以康 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第7期1203-1207,共5页
半影成像具有灵敏度高的特点,该技术是未来惯性约束聚变(ICF)中子成像的主要技术路线。基于中子半影成像的基本要求,利用蒙特卡罗方法,采用偏移抽样法和面通量的体通量替代技巧,模拟中子在半影成像系统中的输运,得到2维图像,并通过图像... 半影成像具有灵敏度高的特点,该技术是未来惯性约束聚变(ICF)中子成像的主要技术路线。基于中子半影成像的基本要求,利用蒙特卡罗方法,采用偏移抽样法和面通量的体通量替代技巧,模拟中子在半影成像系统中的输运,得到2维图像,并通过图像重建程序得到重建的源区图像。利用模拟结果,对编码孔屏蔽材料的选择和外径设计进行了初步优化,最终选择5 cm厚的钨屏蔽材料,其编码孔外径为1 cm。 展开更多
关键词 半影成像 mcnp程序 编码孔 中子
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土壤样品中的含水量对HPGe γ谱仪探测效率的影响 被引量:8
18
作者 陈忠 徐家云 +1 位作者 周钢 谢万 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2005年第3期318-321,共4页
为了考查环境土壤样品中含水量对放射性活度测量准确性的影响,采用蒙特卡罗程序MCNP4B模拟计算了当土壤样品具有不同含水量时,对不同能量γ射线用(HPGe)探测器测量效率的影响,得到了γ探测效率受含水量影响大小与样品水分含量和与γ射... 为了考查环境土壤样品中含水量对放射性活度测量准确性的影响,采用蒙特卡罗程序MCNP4B模拟计算了当土壤样品具有不同含水量时,对不同能量γ射线用(HPGe)探测器测量效率的影响,得到了γ探测效率受含水量影响大小与样品水分含量和与γ射线能量的关系,以此关系可以得出一定含水量对不同天然放射性活度测量准确性的影响。 展开更多
关键词 土壤样品 含水量 HPGE Γ谱仪 测量准确性 放射性活度 蒙特卡罗程序 γ探测效率 模拟计算 测量效率 射线能量 水分含量 探测器 γ射线
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在特定实验条件下的散射中子本底研究 被引量:9
19
作者 刘荣 蒋励 +4 位作者 王玫 刘成龙 王大伦 励义俊 杨可 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2001年第4期241-243,249,共4页
研究了 d- T中子源与探测器距离较近时 ,扣除实验大厅散射中子本底的方法。实验上采用屏蔽法 ,用了铀裂变电离室。用 MCNP/ 4 A程序和 FENDL2库数据计算了实验大厅散射中子本底曲线。采用实验和计算相结合的方法扣除了在特定实验条件下... 研究了 d- T中子源与探测器距离较近时 ,扣除实验大厅散射中子本底的方法。实验上采用屏蔽法 ,用了铀裂变电离室。用 MCNP/ 4 A程序和 FENDL2库数据计算了实验大厅散射中子本底曲线。采用实验和计算相结合的方法扣除了在特定实验条件下的散射中子本底 。 展开更多
关键词 散射中子本底 屏蔽法 mcnp/4A程序 中子物理实验 反射中子 测量 探测器
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300#研究堆首炉中央孔道中子通量密度计算 被引量:4
20
作者 杨万奎 曾和荣 +1 位作者 冷军 刘耀光 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第12期3001-3005,共5页
基于MCNP程序对300#研究堆首炉堆芯进行精细建模,通过并行计算方式得到了实验临界棒位下堆芯的有效增殖因数为1.002 29,与临界值之间的相对误差为0.229%,验证了物理模型的正确性。探讨并解决了并行计算的中断与接续问题,提出了体通量计... 基于MCNP程序对300#研究堆首炉堆芯进行精细建模,通过并行计算方式得到了实验临界棒位下堆芯的有效增殖因数为1.002 29,与临界值之间的相对误差为0.229%,验证了物理模型的正确性。探讨并解决了并行计算的中断与接续问题,提出了体通量计数与点探测器计数应用中的合理化建议,即对大体积空间计数时尽量使用体通量计数。计算值与实验值对比结果表明:两者在3MW功率水平下热中子通量密度相差4.6%,符合得较好。 展开更多
关键词 中子反应堆 临界计算 mcnp程序 并行计算 接续运行
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