摘要：建立了6Li D转换器中14Me V中子源强的计算模型,对转换器不带辐照样品和分别带2、3、4个辐照样品时的中子源强进行了计算,对转换器产生的中子和来自于堆芯的中子在样品内的能谱和中子注量率进行了计算。结果表明,辐照管内充水和氦气时,辐照样品内由转换器产生的能量大于13Me V的中子分别占能量在1Me V以上中子的25.7%、24.6%,辐照样品内由堆芯产生的能量大于13Me V的中子仅占能量在1Me V以上中子的10·5左右,样品内14Me V中子源强分别可达4.31×1013nT·s·1、3.34×1013 nT·s·1;中子注量率分别可达2.66×1010nT·cm·2·s·1、3.53×1010nT·cm·2·s·1。

摘要：本文建立了退役反应堆活化源项的计算模型,通过临界计算验证了模型的正确性。介绍了对于距堆芯较远的区域采用分层计算和分步计算的重要意义,通过MCNP和ORIGEN程序相结合,计算了距堆芯较远处的支撑裙、铅支撑筒内侧和外侧钢板样品和一次水箱外筒的预留样品60 Co比活度,计算值与测量值的偏差满足退役工程设计需求,表明本文所建立的退役反应堆放射性活化源项计算方法和模型是适用的。

摘要：在某电厂场区岸坡的水下淤泥软基处理工程的条件和技术要求下,提出能量补偿爆炸法,在机理分析的基础上,给出设计参数,在工程应用上取得了较好效果,表明该法对水下淤泥质软基处理的适应性,可供类似工程参考。

摘要：本文基于DELMIA和VIRTOOLS平台开发的反应堆退役三维仿真原型系统,提出了仿真系统、数据库和计算内核既相互独立又集成统一的三维辐射场计算和可视化技术方案。利用点核积分算法建立了三维辐射场计算模型,得到了能量的对数与转换系数的多项式拟合公式,考虑了设备屏蔽和自吸收效应。采用VS语言和SQL server软件平台编制了三维辐射场计算程序,经验证,在关键点处的辐射水平计算值与测量值的比值小于10,并嵌入了仿真系统,实现了退役场景三维辐射场的实时计算和数据更新。提出了基于行走路径的人员受照剂量计算方法,并实现了可视化显示。

摘要：放射性废液取样手套箱可降低蒸残液对工作人员的辐射危害作用,为使综合照射所致个人总有效剂量不超过相应剂量限值的同时达到最优化水平,确定手套箱屏蔽厚度。本文采用MCNP程序对不锈钢手套箱厚度进行屏蔽计算,应用代价利益分析法,得出放射性废液取样手套箱最优化屏蔽层厚度。