摘要：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。

摘要：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。

摘要：当应用蒙特卡罗程序(mcnp)的计数分段卡(FS卡)配合其他计数卡进行分段计数时,可能给出错误的计数结果。通过比较FS卡对同一几何体的3种模型的分段计数结果发现,填充形式模型的燃料棒区域的计数结果不正确。其原因在于燃料棒栅元由栅元集合卡(Universe卡)和填充卡(Fill卡)填充得到,而分段计数时mcnp程序认为被填充的栅元仍位于Universe卡定义的几何体处。据此提出了在Universe卡定义的几何体处对被填充栅元进行分段计数的解决方法。对例题的径向中子注量率分布的计算表明,该方法能够解决FS卡对填充形式描述的几何体进行分段计数时出现的错误。

摘要：用三维的蒙特卡罗程序(mcnp)进行临界计算。着重介绍堆芯和反射层的建模,利用mcnp程序的重复结构功能简化对堆芯的描述。以JRR3为例计算了几个不同棒位下keff值,计算结果与参考值吻合较好,表明mcnp程序能够用于反应堆的临界计算。

摘要：利用基于蒙特卡罗方法的mcnp程序计算了加速器驱动的次临界系统(ADS)中质子束管内的中子注量率分布以及通过质子束管顶端面和其它外表面逸出的中子注量率,得出了一些对ADS设计有意义的结论。

摘要：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。

摘要：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。

摘要：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。

摘要：利用mcnp程序研究了充气电离室的探测性能,计算了探测器内工作气体和电极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度。计算结果表明,高压充气电离室探测60Co源γ射线也可达到高的探测效率和灵敏度。

摘要：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^-18～10^-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4～10m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。