摘要：某废物库退役源项调查是废物库退役工程前期工作,为退役设计提供源项输入。根据现场辐射水平测量结果,利用点核积分原理,通过γ辐射水平与γ射线注量之间的关系,反推出废物的放射性活度。为评价计算结果,利用mcnp程序进行了验证计算。点核积分计算结果为6.4×1014Bq,mcnp验证计算结果为4.82×1014Bq,表明点核积分计算结果偏保守,满足工程设计需要。

摘要：大型通用中性粒子计算程序mcnp的输入文件包含三维几何模型.研究了BRep到CSG的自动转换算法.该算法是开发mcnp辅助建模工具的基础.在Shapiro等工作的基础上,结合mcnp几何模型的特点,对算法中的“构造‘充分曲面集’”和“分解‘栅元’”两点进行了改进,降低了问题的复杂度,减少了冗余分解;并在此基础上,开发了MCAM(mcnp Automatic Modeling)软件,该软件已在国内外多家单位进行了测试和应用,取得了满意的效果.

摘要：在截面库研制过程中,着重考虑了在反应堆设计与运行温度范围的温度点;使用NJOY软件将ENDF格式的中子截面文件处理为ACE(A Compact ENDF)格式的点截面文件,供mcnp程序使用。验证过程应用了3种不同类型的临界基准题:简单的球形几何基准题、板式燃料元件实验装置和带有可燃毒物的堆芯。结果表明,3种临界基准题所得到的验证结果均较为理想,在精确度方面也达到了要求。证明了使用NJOY制作截面库方法的正确性。

摘要：为使mcnp程序能模拟数百万规模的反应堆"pin-by-pin"问题和医学体素模型,本文对mcnp程序进行了改进,使几何块、几何面数量可扩展。改进后的程序对硼中子俘获治疗(BNCT)的人体大脑进行几何建模,栅元数量达百万量级;计算了大脑的中子、光子吸收剂量率随深度的变化,为大脑BNCT提供理论支持。此外,对百万规模的"Like n But"重复结构模型进行了串、并行测试,验证了几何规模扩展后程序计算的正确性。

摘要：热管堆KRUSTY的热膨胀负反馈模拟一直是业内计算的难点。本文基于蒙特卡罗方法(mcnp)的非结构网格功能,将KRUSTY非结构网格的功率分布直接输入给有限元软件ABAQUS,利用ABAQUS进行KRUSTY的热力耦合,在统一的非结构网格下研究了KRUSTY热变形模拟、膨胀反应性反馈和密度反馈,重点研究了非均匀密度与均匀密度的差异。结果表明,热膨胀效应带来超过900pcm(pcm=10^(−5))的负反馈,特殊的燃料变形主要发生在上部和外边缘表面,总位移达到~0.9 cm,反应堆堆芯总温差足够小,只有23 K左右,并且核热力耦合较核热耦合趋于使堆芯的温度分布更均匀,由于热管的冗余设计,反应堆的设计可以满足单点失效原则。相较于传统的组合实体(CSG)几何,本文基于非结构网格mcnp方法可以更真实地模拟金属燃料堆的热膨胀效应。

摘要：中子通量密度分布和核热分布计算是聚变堆设计过程中至关重要的一环,其代表性计算软件是基于蒙特卡罗方法的mcnp程序,但计算结果不能直接导入后处理软件Ensight、Paraview、ANSYS等作分析处理。为此开发一款耦合应用程序支持mcnp计算结果数值逻辑操作和到各种后处理软件格式转换,以提升相关人员对mcnp数据分析效率。

摘要：介绍了医院中子照射器(IHNI)零功率实验及其装置,利用mcnp程序,对IHNI零功率实验装置进行模拟计算,得到中心控制棒价值、上铍反射层效率、径向燃料元件效率、铝瓦效率等。计算值和实验值相互验证,结果符合较好。

摘要：研究设计了基于中国实验快堆(China Experimental Fast Reactor,CEFR)的小型"行波"概念堆。采用中子输运程序mcnp和点燃耗程序ORIGEN2的耦合程序进行堆芯设计,重点研究了不同点火组件的富集度和不同布料方案对小型堆的物理参数的影响,设计堆芯寿期为30 a,并给出相应的倒料方案。不同点火组件富集度对比结果表明,小堆需要选取合适的富集度,富集度太低无法维持临界,而太高会影响堆芯增殖效应;而低泄漏和棋盘式布料两种方式对比结果表明,后者的增殖组件增殖效应明显高于前者。最终确定倒料周期为8 a,倒料三次,堆芯实现较长寿期,且整个寿期内反应性变化小,各组件燃耗深度相对均匀,组件平均卸料燃耗深度约为238 MWD/kg HM。

摘要：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。

摘要：反应堆堆芯的燃耗计算关系到堆芯的燃料管理,并直接影响堆芯的经济性评估,因此如何快速且准确地对堆芯进行燃耗计算一直是反应堆物理设计的研究重点之一。随着反应堆的发展,其几何结构和物理特性日渐复杂,现有的一维、二维耦合燃耗程序因其在几何处理上的限制,难以满足先进反应堆精细设计分析的要求。为对复杂反应堆堆芯的燃耗情况进行计算,结合粒子输运程序mcnp处理复杂几何和燃耗程序FISPACT处理核素全面的特点,开发了接口程序耦合mcnp和FISPACT来进行燃耗计算,并对耦合程序进行了计算验证。采用了IAEA基准校核例题和CFETR中国聚变工程实验堆例题进行程序验证,经计算得出的有效倍增因子随燃耗的变化曲线和TBR等数据与标准例题的结果符合良好,其误差在可接受范围内。