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核反应堆的温度分布计算在核反应堆的安全设计中十分重要.我们利用MCNP计算的线功率密度带入MATLAB编写的单通道模型热工程序,配合热工计算得到的冷却剂密度分布调整MCNP的模型重新计算,能够将堆芯物理计算和热工计算进行结合,得到了更为准确的单通道温度分布、功率分布及热管因子.
X射线荧光分析原级能谱分布的MCNP模拟
X射线荧光分析 蒙特卡罗方法 MCNP 能谱分布
2011/8/18
X射线荧光分析中，入射激发能谱是影响元素特征荧光强度大小的直接因素。本文使用MCNP程序模拟不同条件下电子打靶后的X射线能谱分布，计算结果能够反映不同条件下特征谱线和连续谱线的特点。模拟能谱数据可用于X射线荧光分析的数据处理。
基于MCNP的医院中子照射器零功率实验的计算
MCNP 医院中子照射器 零功率实验
2011/8/18
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。
基于MCNP的压力容器快中子注量率计算参数敏感性分析
MCNP ENDF/B-Ⅵ 压力容器快中子注量率 敏感性分析
2011/8/23
本文以NUREG/CR-6115PWR压力容器注量计算基准题中的标准堆芯装载模式为基础，使用MCNP程序及基于ENDF/B-Ⅵ库的连续能量截面库对其进行了压力容器快中子注量率（E＞1.0 MeV）的计算，并在此基础上对截面库、燃耗、裂变谱以及NONU卡等影响计算精度的因素进行了敏感性分析。结果表明，上述参数对基准模型快中子注量率的影响分别为4.12%、5.5%～7.6%、18%和6.7%左右。
MCNP程序用热中子散射数据制作和检验
ENDF/B-Ⅶ.0 热中子散射 MCNP 积分检验
2011/8/22
基于ENDF/B-Ⅶ.0评价库，以前已陆续研制了可供MCNP程序使用的连续截面库，以及多套多个温度、多组邦达连柯背景截面修正的多群参数库。本文采用NJOY程序以及ENDF/B-Ⅶ.0评价库热散射子库，完成了MCNP程序使用热中子散射数据库S(α，β)的制作和检验。比较了自制库与MCNP自带基于ENDF/B-Ⅵ版热散射数据库(sab2002)，对改进较明显的重要介质“轻水中氢”和“重水中氘”给出了分...
温度相关核截面数据库在MCNP计算中的必要性研究
增殖系数 反应性温度系数 基准题
2009/11/27
MCNP程序由于其几何模拟和核数据上的优越性，现在在反应堆的研究分析中已经得到较多应用。通过基准题的计算，定量地说明MCNP通过其自带的常温（294K）下的核素截面数据库不能够对反应堆进行非常准确的计算（由于反应堆内各种材料／位置的温度不同），而且，它也不能够计算反应堆中与温度相关的量，如反应性温度系数。选用了一个带有不同温度下核素截面数据的MCNP输入格式的数据库，使用MCNP-4C对基准题进行...
MCNP温度相关中子截面库的研制及基准验证
NJOY软件 MCNP程序 温度相关截面库 基准题
2009/7/24
本文在使用NJOY软件由ENDF格式的中子截面文件处理生成ACE(acompactENDF)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...
用MCNP/4A计算钒球14MeV中子的泄漏谱和反应率
MCNP/4A程序 钒球基准装置 泄漏谱 反应率
2008/12/23
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。
用LAHET和MCNP程序研究散裂中子靶的中子学性能
散裂中子靶 中子产额 能量沉积 中子能谱
2008/12/23
利用LAHET和MCNP程序对ADS散裂中子靶进行模拟计算。因靶的基本物理性质随束流和靶形状的变化而改变,所以首先评估了源强和靶的几何形状对靶性质的可能影响,然后计算长1.2m、直径为0.6m的圆柱形液态铅靶在1GeV质子轰击下,靶内中子的产生和泄漏及能量的沉积等。与文献数据、实验数据进行了比较,符合良好。计算结果还表明:源强和几何的选择对中子产生和泄漏可产生较大影响;用液态铅作散裂靶时,中子产...
Evaluation of the Neutron Flux Distribution in an AmBe Irradiator using the MCNP-4C Code
the Neutron Flux Distribution an AmBe Irradiator the MCNP-4C Code
2010/10/15
The present work shows the evaluation of the flux and absorbed dose rate of neutrons in a 241AmBe Irradiator at IPEN facilities using the MCNP-4C transport code. The geometry of the 241AmBe source as ...