摘要：快中子反应堆是我国核电发展三步走战略的关键一环,对于快堆屏蔽问题的计算是快堆设计与发展的重要工作,采用我国自主研发的液态金属冷却快堆设计分析龙码系统中的蒙特卡罗–确定论耦合粒子输运计算软件LoongSTARS MCX,通过模拟选定的SINBAD基准实验,验证LoongSTARS MCX程序在快堆屏蔽问题上的计算能力。整个验证以两种方式进行,首先通过与mcnp程序的计算结果对比,验证LoongSTARS MCX程序的功能性和计算精度。其次,将计算结果与SINBAD实验结果进行对比,验证LoongSTARS MCX程序的有效性和计算准度。结果表明,LoongSTARS MCX程序结果与mcnp程序结果高度吻合,相对偏差在±20%以内,并且与实验值符合较好,偏差在合理可靠范围内,LoongSTARS MCX程序可以用于快堆屏蔽问题上应用研究,具有良好的计算准度与精度。

摘要：反应堆内的快中子与一回路冷却剂水中的16O发生俘获反应会产生放射性核素16N。16N是压水堆核电厂核岛系统设计中需要重点考虑的辐射源项。文章在分析了大亚湾和台山核电站16N源项计算不足的基础上,提出一套精确计算堆芯多群中子通量和细致模拟冷却剂在堆内外流动过程的计算方法,保障了相关核岛系统设计和设备间屏蔽设计的正确性。

摘要：本文采用mcnp4c程序,对影响堆用中子探测器校验装置的各项参数进行计算,确定了装置慢化体厚度、引出孔径等一系列参数。对装置的屏蔽性能进行了计算,结果表明装置屏蔽性能满足标准要求。

摘要：为解决14.1MeV某小型脉冲中子发生器在使用过程中对工作人员的辐射防护问题,从理论、经济和实际操作条件等方面考虑,建立准直模型,设计了水、石蜡、聚乙烯等材料对中子慢化效果测量实验。基于mcnp方法,编写了实验程序并成功得到了中子模拟实验能谱图。参考相关防护法规标准要求,给出了该型中子管操作过程中的防护建议。

摘要：组件设计是反应堆堆芯设计的核心。采用蒙特卡洛方法分析了MOX燃料组件燃料棒直径和栅径比变化对组件的物理性能的影响。结果表明,MOX燃料棒直径增大,组件裂变反应率和Keff减小,径向相对功率峰值逐渐增大而组件功率减小。组件栅径比增大,其裂变反应率、功率和Keff先增大后减小,最大值出现在组件栅径比1.7下;组件径向相对功率峰值逐渐减小,功率分布越来越均匀。随栅径比增大,组件热中子数增加,超热中子和快中子数减小,并和UO2燃料做了对比。

摘要：慢化体准直器是热中子照相装置的关键组件之一,利用铅、铍、石墨等为慢化体的材料,对d-T反应中子源中子照相装置的慢化准直系统进行设计.采用mcnp程序模拟d-T反应快中子在慢化体内的中子慢化输运过程,通过计算得到了满足热中子照相的慢化准直系统的设计方案,给出了经慢化后的中子束各项物理参数.

摘要：目的设计某医用直线加速器治疗室的屏蔽墙厚度,探究理论计算和仿真模拟在治疗室屏蔽设计中的应用价值。方法结合GBZT 201.2-2011和NCRP REPORT No.151报告,对某医用直线加速器治疗室进行屏蔽计算,并用Monte Carlo方法进行模拟验证。结果理论计算与Monte Carlo模拟验证结果较为一致,各关注点剂量率均小于上限值2.5μSv。结论通过理论计算结果与Monte Carlo模拟结果的比较,得出结合两种方法能更好地进行治疗室屏蔽墙厚度的设计。

摘要：在用D-T中子发生器分析煤质时,为了设计14 MeV中子防护体,本文先合理简化了实际模型,然后用MC-NP程序对其进行模拟,最后用实验结果修正模拟结果.实验和模拟结果显示,当聚乙烯厚度超过300 mm时,地面的中子注量率就达到了辐射防护的要求.为了安全起见,在实际设计中用500 mm的聚乙烯防护14 MeV中子.

摘要：通过数值分析手段,从中子物理角度对微型核反应堆(微维)常用的冷却剂/慢化剂材料进行了比较。以六边形结构设计堆芯、金属铍为反射层,采用mcnp软件建模计算了不同冷却剂/慢化剂下堆芯的临界特性、栅元轴向功率分布、堆芯径向功率分布、中子能谱、反应性控制等,比较了其中子物理特性。结果表明:在慢化剂与燃料的比值较小时,水慢化性能最佳,三联苯的过慢化特性不明显,氢化锆的慢化能力为三者最低。三种工质满足最基本的安全性要求,但是水作为高富集度微堆燃料的冷却剂不适合。

摘要：为降低锶-90放射源产生的韧致辐射,利用mcnp程序,对锶-90同位素放射源的韧致辐射强度进行计算,得出放射源表面韧致辐射的剂量当量率。依据韧致辐射相关性质,即β粒子在与物质发生作用产生韧致辐射时,其韧致辐射产生的强度与物质的原子序数呈正相关,设计在放射源中加入低原子序数值的物质石墨,以降低放射源所产生的韧致辐射,并利用mcnp进行计算,得出掺入石墨后放射源表面的剂量当量率。mcnp计算结果表明,在锶-90放射源中掺入石墨后,放射源的韧致辐射剂量当量率有一定程度的降低。研究结果将对锶-90同位素放射源的设计提供借鉴。